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在军备控制核查技术领域,核弹头拆卸认证是重要的研究对象。本文分析了基于武器级铀的核弹头(即铀弹头)内部炸药的放射性核素的产生、种类和数目,旨在研究炸药中放射性核素的被动式探测法是否可用于铀弹头中拆卸出的炸药的来源鉴别。结果表明,在铀弹头内部炸药中,短寿命放射性核素(~(16)N、~(15)O、~(13)N和~(11)C)的数目太少(少于1个),因此在铀弹头拆卸后,无法通过探测这些短寿命放射性核素来实现炸药的来源鉴别。而对于存放时间超过30a、内部结构遵从模型1(由Steve Fetter提出)的铀弹头,拆卸后炸药中的长寿命放射性核素(~(14)C)可被检测出来,进而能为炸药的来源鉴别提供重要依据。 相似文献
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在军备控制核查技术领域,核弹头内部炸药的探测是一项重要的研究。本文利用GEANT4软件研究了基于武器级铀的核弹头(即铀弹头)内部炸药的被动探测法(利用铀弹头内部裂变中子作为中子源)的可行性,计算得到了从铀弹头中出射的γ射线能谱,能谱的形状与预期相符,但由于铀弹头内部裂变中子与炸药中~(14) N反应产生的特征γ光子的事例率太低,该方法可能不适用于铀弹头的现场测量。因此又利用GEANT4软件研究了铀弹头内部炸药的主动探测法(利用铀弹头外部的中子源对铀弹头进行辐照)的可行性。研究结果表明,主动探测法可在1h内实现对铀弹头内部炸药中~(14) N的探测和确认,进而能为判定铀弹头内部是否含有炸药提供重要依据。 相似文献
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通过Geant4软件构建轫致辐射源的核弹头核查系统,核查系统通过探测并对比加密靶所产生的二次核共振荧光信号来鉴别核弹头真伪。模拟结果表明:在入射电子量为1018时,该核查方法可以保持99.9%的准确率核查出样品是否为假核弹头。同时,讨论了在入射电子量为1018时,核查不同核素含量的核弹头样品,得到判定为假核弹头的核素含量阈值。该方法在不揭露核武器的机密设计信息情况下可用于核查核弹头。 相似文献
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133Ba(T1/2=10.51 y)因与131I(T1/2=8.02 d)谱形相似,常作为替代核素用于碘监测仪探测效率传递标准源的制备。本文采用旋转蒸发方式制备均匀分布133Ba活性炭滤盒源,经测量,各滤盒之间单位质量活性炭的净计数率相对标准偏差小于1%,符合均匀性要求。6个月稳定性结果与衰变时间修正后的活度偏差≤1%,满足稳定性要求。活度测量结果与标准溶液加入量在约1%范围内一致。采用滤纸平面源制备了指数分布状态的133Ba活性炭滤盒源,对不同分布滤盒源探测效率进行测量和模拟计算,两者在3.3%范围内符合,但均匀分布与指数分布133Ba滤盒源探测效率相差≥13%,建议采用多个传递标准源的方式测得碘监测仪对几种典型分布滤盒源的探测效率,以方便用户使用。 相似文献
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自然界中236U与238U原子个数比约10-14,不同反应堆类型及核燃料辐照情况辐照后的核材料中236U与238U原子个数比不同,一般为天然236U与238U原子个数比的107~1011倍。通过测量环境样品中的236U与238U原子个数比可探知取样点附近进行过的辐照活动、环境污染的来源及对应核燃料的燃耗。本研究使用配制的模拟样品,建立了多接收电感耦合等离子质谱(MC-ICP-MS)技术测定236U与238U原子个数比的方法以及估算核燃料燃耗的工作方案,并与其他燃耗计算方法比较,燃耗的相对偏差约10%。 相似文献
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燃耗是核燃料元件最重要的性能指标之一,其准确测量对新型燃料元件研制和换料周期确定等具有重要意义。破坏性燃耗测量属于强放射性下的精细化学分析,需建立系统的方法对测量过程进行质量控制,确保测量数据准确可靠。本文从方法适用性分析、数据预估、质谱干扰分析、样品污染分析、多种方法验证等方面介绍了破坏性燃耗测量过程质量控制的方法。剖析了重同位素法、148Nd监测体法、145Nd+146Nd监测体法、137Cs监测体法等的优缺点和适用范围。介绍了由裂变产额比值预估钕同位素丰度比、由铀同位素丰度比预估燃耗值的方法。分析了质谱测量时由Ce和Sm同位素造成的同量异位素干扰及其检测、排除手段。针对天然本底污染和样品间的交叉污染,分别论述了两种污染源的判断和修正技巧。还探讨了对燃耗值、稀释剂浓度、同位素丰度比等关键数据进行对比验证的方法。 相似文献
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铀样品年龄与生产时间密切相关,是核法证学调查核材料来源属性的一个重要参数。本文研究建立了利用230Th/234U原子数比测定铀样品年龄的分析方法。分别用229Th和233U稀释剂进行铀样品同位素稀释,利用TEVA树脂对样品中的铀和钍进行分离处理,用多接收电感耦合等离子体质谱测量229Th/230Th和233U/234U原子数比,根据铀年龄计算公式通过230Th/234U原子数比可得到样品的铀年龄。采用该方法对CRM U850和U010标准样品进行了年龄测定,结果与美国劳伦斯·利弗莫尔国家实验室的测量结果一致,但较实际年龄偏大,可能是由于生产时纯化过程不完全,导致有残留的230Th在样品中。本文所建立的方法可用于铀样品230Th-234U模型年龄的测定,为核法证学调查提供重要信息。 相似文献
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GAO Fei XU Yang NI Ning ZHANG Xi LIU Yuntao HOU Jinbing WANG Feifei WEI Kaidi 《原子能科学技术》1959,54(9):1715-1721
A large number of radiation dosimeter are needed in nuclear power plant to ensure the safety of personnel and environment. Reference radiation is a necessary condition for the calibration of radiation dosimeter. Due to the large number of radiation dosimeters used in nuclear power plant, gamma calibration laboratory is usually built for the calibration of radiation dosimeter in nuclear power plant. The optimal design of 60Co single source irradiation facility and 137Cs multi-source irradiation facility was completed by Monte Carlo method. The scattering ratio and uniformity of radiation field were measured by PTW cavity ionization chamber. The results show that the technical parameters of gamma calibration laboratory meet the requirements of ISO4037 standard, and the equipment can be used to carry out the calibration and verification of radiation dosimetes in nuclear power plant after the standard evaluation. 相似文献
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核电站在运行过程中需大量的辐射剂量仪,以确保人员和环境的安全。参考辐射是辐射剂量仪校准工作必备的条件,由于核电站运行过程中辐射剂量仪使用数量巨大,因此核电站通常建设γ校准实验室用于辐射剂量仪的校准检定工作。结合蒙特卡罗方法完成了60Co单源照射装置和137Cs多源照射装置的优化设计,并利用PTW空腔电离室对辐射场的散射比例和均匀性进行测量,结果表明,γ校准实验室的技术参数满足ISO4037标准要求,该设备经建标考核后可用于开展核电站γ辐射剂量仪的校准检定工作。 相似文献