~(241)Am俘获反应中~(242)Cm α粒子测量方法研究

241Am发生中子俘获反应,主要生成激发态的242Amg(83.7%),242Amg通过β衰变生成242Cm,242Cmα粒子的最低能量比241Amα粒子的最高能量高约500 keV。用SRIM程序模拟了两种能量的α粒子在铝箔中的穿透情况,26μm的Al箔可以将241Am的α粒子完全吸收掉,242Cm的α粒子对26μm的Al箔穿透率达99.7%。在探测器前加26μm吸收铝箔,可以排除241Amα粒子对242Cm的α粒子测量的影响,实现242Cmα粒子的测量。     

一种测量~(241)Am溶液比活度的方法

根据符合法原理,利用4πα+4πγ活度测量标准装置,采用改变γ探测效率的方法,外推测量241Am溶液的比活度,解决了电离室测量α源时需进行的自吸收和反散射系数校正问题。双4π-γ效率外推法通过调整测量装置升降机高度来改变NaI(Tl)探测器对放射源所张的立体角,从而达到改变γ探测效率的目的,进而通过γ效率拟合外推得到放射源的活度。经过对两种241Am溶液20多个源的测量,测量结果与2πα屏栅电离室活度测量结果在不确定度范围内符合一致,且其测量不确定度降到了0.4%以内。     

~(241)Am混合α源中微量~(242)Cm测量技术研究

提出了一种~(241)Am中微量~(242)Cm的直接测量方法,确定了~(242)Cm α粒子可测量的计数率下限为1×10~(-5)/s,研究并确定~(241)Am对~(242)Cm测量的主要应影响是脉冲叠加效应的影响。采用组合测量方法,得到不同~(241)Am峰计数率条件下可测量的~(241)Am与~(242)Cm α强度比,对~(241)Am中微量~(242)Cm实验测量具有一定的指导意义,对类似混合α源实验测量有一定的参考意义。     

~(242)Cm的制备

242Cm(T1/2=162.8d,α衰变)可由1/2241242β242Am(n,γ)Am?T?=??16h?→Cm产生,活化截面为553×10-28m2,同时生成少量其他反应产物。采用阴离子交换法-甲醇-硝酸体系进行分离纯化,可获得纯度较高的242Cm。本工作选用HZ201型阴离子树脂,粒度为0.125～0.096mm,离子交换柱内径1.7mm     

α能谱法测定241Am(n,γ)242Amg,m的反应分支比

研究建立了1种利用α能谱测定²⁴¹Am(n,γ)²⁴²Am^g,m的反应分支比K₁和K₂的方法。利用²⁴²Am^m与²⁴²Am^g半衰期差别很大的特点，分两次测量²⁴¹Am辐照样品中的²⁴²Cm含量，分别推算²⁴²Am^g与²⁴²Am^m的生成量，从而得到K₁和K₂。实际分析了某反应堆辐照的样品，测得了该反应堆中子能谱对应的K₁和K₂值。     

Preparation of ~(242)Cm

This work concerns in the preparation of carrier-free 242Cm (T1/2=162.8 d,α-decay). The 242Cm was produced via reaction1 / 2241 242 β242Am(n, γ) Am ?T? =??16 h?→ Cm. The reaction cross section is 553× 10-28 m2,few reaction products are produced simul     

用HPGe和Ge(Li)探测器测定~(238)Pu,~(239)Pu,~(240)Pu,~(241)Pu丰度和~(241)Am含量

本文介绍了用γ能谱法精确测定浅燃耗钚样品的同位素丰度和~(241)Am相对含量的方法和实验结果。在38—60 keV钚的低能γ射线和203—208 keV两个能区中获取数据。选择不同同位素能量相近的γ射线对计算同位素丰度比,并对这些γ射线对的小的能量差别进行了仔细的效率修正,~(238)Pu,~(239)Pu,~(240)Pu,~(241)Pu丰度和~(241)Am相对含量的精度分别为±4.1%,±0.04%,±0.37%。±0.45%和±0.40%。与质谱仪测得结果相比,在误差范围内相互符合。     

~(93)Nb~m、~(94)Nb的放化分析

建立了N-苯甲酰-N-苯胲(BPHA)萃取、氨水反萃、结合2次α-安息香肟萃取除Mo、从某元件溶解液中分离93Nbm和94Nb的分离流程。该流程对137Cs和93Mo的去污因子分别为2.4×106和1×103,对144Ce和103Ru的去污因子大于104。采用宽能HPGeγ谱仪对产品进行测量。利用241Am、137Cs、57Co标准源得到仪器在低能部分的效率曲线,内插法得到对93Nbm(16.6 keV)的探测效率为(3.24±0.06)%,并最终确定了某元件溶解液中93Nbm的比活度为(126.87±4.86)Bq/g,94Nb的比活度小于0.05 Bq/g。     

α能谱法测量尿中的~(241)Am

以241Am为指示剂,采用共沉淀的浓集方法浓集尿中的镅,经阴离子交换法分离纯化,然后电镀制源,用低本底α测量仪和α谱仪对尿中的241Am进行测量。在加入10-3Bq241Am指示剂的情况下,回收率可达到60%以上。结果表明,用这种方法可以对尿中10-3Bq的241Am进行定量分析,结果的不确定度小于40%。     

~(71)Ga(n,γ)~(72)Ga和~(180)Hf(n,γ)~(181)Hf反应截面的测量与评价

为解决目前71 Ga(n,γ)72 Ga反应和180 Hf(n,γ)181 Hf反应截面实验数据的分歧,在中国原子能科学研究院的600kV高压倍加器和5SDH-2串列加速器上用活化法在0.5～3MeV能区内测量了这两个反应在4个能点的反应截面。并对国内外0.01～4MeV范围内的实验数据进行了修正和评价,最终给出了这两个反应在此能区范围内的推荐值。     

~(176)Hf(n,2n)~(175)Hf反应截面测量

采用相对测量技术,以活化法对13.4～14.8MeV范围内的176Hf(n,2n)175Hf反应截面进行了测量。样品固定在距离D-T中子源20cm处的圆环的不同位置上进行中子辐照,采用93Nb(n,2n)92Nbm作为监测反应,活化产物采用高纯锗探测器进行了测量,所得14MeV附近的176Hf(n,2n)175Hf反应截面实验值为(2100±85)mb,对实验结果与公开文献值和ENDF/B6.8评价库数据进行了比对。     

应用几种谱仪测定大量~(242)Cm中的少量~(241)Am

本文介绍了用Si(Li)谱仪,Ge(Li)谱仪和α-γ符合谱仪测定大量~(242)Cm中少量~(241)Am杂质的方法。描述了三种方法的特点,并比较了它们的测量灵敏度和准确度。     

DGA树脂萃取色层法分析土壤样品中的~(241)Am

为了对核设施及周边环境的放射性污染水平进行有效监测,需要对大量土壤样品中的~(241)Am进行分析。本工作首先考察了接触时间、介质酸度、温度对~(241)Am在DGA树脂柱上的吸附影响,确定了最佳吸附条件,为动态柱实验提供了输入条件;然后进行了动态柱实验的验证:以萃取色层法为分离纯化手段,采用高酸上柱,EDTA络合解吸,以低本底液闪谱仪为放射性测量手段,建立了一个快速分析土壤中~(241)Am的方法。当土壤样品量为10g,使用8mol/L HNO_3浸取灰化后的模拟污染土壤样品,该方法对~(241)Am的化学回收率约为95%,最低可探测比活度为3.1Bq/kg,全流程分析时间小于3h。对其它核素~(137)Cs、~(90)Sr-~(90)Y、~(239)Pu、~(99)Tc有很好地去污能力。因此该方法可广泛应用于环境土壤样品的~(241)Am分析。     

~(89)Y(n,2n)~(88)Y反应截面测量

利用活化法的基本原理和相对测量方法,测量得到13.5～14.8MeV的D-T中子作用下的89Y(n,2n)88Y反应截面。89Y(n,2n)88Y反应截面为629～1053mb,相对不确定度为1.7%。并与采用大液闪测量的实验结果和ENDF/B-6库的截面数据进行了比较,当中子能量为14.1MeV处ENDF/B-6数据与实验值的比值为0.99。     

居里级~(242)Cm的制备新工艺

本文研究了一个提取居里级~(242)Cm的化学流程,采用TBP萃取色层,除裂片元素,CH_3OH-HNO_3-阴离子交换树脂体系分离Am和Cm,产品中~(241)Am的α放射性与~(242)Cm的α放射性之比达到3×10~(-4)。此流程具有步骤少,操作方便和产品介质简单等优点。     

~(58)Ni全套中子核数据的评价(英文)

评价了~(58)Ni在10~(-5)eV到20MeV能区的全套中子数据。数据包括全截面、弹性、去弹、总非弹,九条分立能级和连续态的非弹及(n,2n),(n,3n),(n,n′α) (n,αn′),(n,n′p) (n,pn′),(n,p),(n,d),(n,t),(n,α)和(n,γ)反应截面,还包括次级中子角分布、双微分截面(DDCS),γ产生数据和共振参数。评价依据直到1995年测量的实验数据和用UNF程序的理论计算。评价数据以ENDF/B-6格式入中国评价核数据库第三版(CENDL-3)。     

基于尿样测量的~(241)Am内照射常规监测与评价技术研究

~(241)Am属于极毒组α核素,吸入人体将产生内照射危害。尿样核素分析监测技术是工作人员内照射常规监测与评价的重要方法之一。本文通过研究~(241)Am大体积尿样的前处理、分离纯化、电沉积等因素,建立了大体积尿样中~(241)Am的分析监测技术,同时考察了该分析监测技术在~(241)Am内照射监测与评价中的应用。研究结果表明:建立的大体积尿样中~(241)Am分析监测技术化学回收率为86.2%、精密度为3.88%、相对偏差小于10%;对Pu的去污系数大于1.0×10~3;探测限为31.8μBq/L。对于1.6 L 24 h尿样,常规监测周期为360 d时,最小可测待积有效剂量为0.13 mSv,低于常规监测所规定的2 mSv调查水平,表明该监测技术适用于工作人员~(241)Am内照射的常规监测以及剂量评价。     

钚中~(241)Am的测定方法

本文报道了用NaI(T1)γ谱仪和α谱仪测定钚中~(241)Am的两种方法。 (1)方法一 用~(241)Am和纯钚标准溶液标定γ谱仪60keV峰区的探测效率ε_(Am)和ε_(Pu),再用γ和α谱仪分别测量单位重量钚样品溶液的γ计数率γ(Am+Pu)和α衰变率α(Pu),则钚样品溶液中~(241)Am和钚的α放射性比为     

~(56)Fe(n,p)~(56)Mn反应截面的测量

在E_n=12.8—18.2兆电子伏能区,用活化法测量了~(56)Fe(n,p)~(56)Mn反应截面,在E_n=14.63±0.20兆电子伏处做了绝对测量,结果为108.0±2.9毫靶。中子通量用伴随粒子法测定。对T(d,n)~4He反应的中子角分布也作了测定。~(56)Mn的放射性用φ10×7.6厘米的Nal(Tl)闪烁谱仪测量,~(56)Mn特征γ射线的探测效率用4πβ-γ符合法测定的~(56)Mn标准源刻度。本文还对用伴随粒子法测量中子通量作了较详细的叙述。测量结果同国外数据作了比较,并做了简短讨论。     

~(197)Au(γ，n)的反应截面的测量

正光中子核反应~(197)Au(γ,n)196 Au的反应截面在前人的实验中已测得了大量数据,它通常被认为是研究光核反应的1个标准反应而进行比对。前人基于多种γ源对~(197)Au(γ,n)~(196)Au的反应截面进行了测量。1987年,Berman等利用飞行正电子湮灭γ源对~(197)Au等核素进行了光核反