68 钽辐射损伤随辐照剂量的变化研究

在加速器驱动洁净能源系统中，钽是一种重要的散裂中子源的靶材料。工作中受到高剂量的质子和中子辐照。辐照在材料中产生缺陷和气泡等，导致材料宏观性质的变化。材料的辐射损伤与辐照剂量、温度等密切相关。本工作用重离子辐照模拟研究钽的辐射损伤随辐照剂量的变化。     

~(238)Pu的辐照生产及制备

介绍237Np靶件堆内辐照生产238Pu的途径及其相应物理过程。从237Np靶件几何设计、辐照靶件中237Np装量、238Pu产量及236Pu相对含量随时间的变化、238Pu辐照生产实验测量结果等方面分析了238Pu辐照生产技术,简单介绍靶件辐照后的化学分离提纯、238Pu粉末和热源制作等工艺过程。     

中子辐照GaAs的变温正电子寿命研究

用正电子湮没寿命谱研究中子辐照前后半绝缘ＧａＡｓ在等时退火过程中的缺陷行为．发现辐照后的样品大约从７０℃起空位－填隙子对和空位－反格点缺陷开始复合．５００℃前空位和空位团可消除．７４０℃后可能会重新产生缺陷。ＶＡｓ是一种浅势阱，对正电子的束缚能大约为０．０３１－０．０３２ｅＶ。     

新型熔盐快堆中辐照熔盐靶件生产238Pu的物理分析

以氯化物熔盐为靶基质对新型熔盐快堆中²³⁸Pu的生产进行了分析,使用SCALE6.1（Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation Version 6.1）程序,对比了不同靶基质与靶件半径在²³⁸Pu生产中²³⁷Np的转换率与利用率,分析了反射层的能谱分布、不同位置辐照孔道的²³⁷Np反应截面、靶件插入对堆芯反应性的影响以及生成²³⁶Pu杂质浓度,并计算了²³⁸Pu的纯度及产量随辐照时间的变化。结果表明:NpCl₄纯盐靶基质的²³⁷Np转换率较高,减小靶件半径可提高²³⁷Np利用率;远离堆中心位置的辐照孔道热中子份额较高,且靶件插入对堆芯反应影响较小;辐照孔道内靶件的²³⁶Pu浓度可减小至1×10^-7以下,²³⁸Pu纯度超过98%;当辐照周期为40 d时,     

LBS—9型裂变室的堆内辐照性能

本文介绍了用于宽量程监测装置的裂变室的辐照性能,给出了它在脉冲计数工作时的性能与涂铀量、瞬时辐照通量和累积辐照通量的关系。大量实验证实,LBS-9型裂变室能可靠地用于宽量程监测装置。     

用蒙特卡罗法研究球形裂变中子探测器的钚自发裂变中子响应特性

核探查所用的探测器要求具有高灵敏度。为使用于钚探查的球形中子探测器达到响应指标要求,采用蒙特卡罗方法对探头参数进行了模拟计算和优化选择。基于这一方法,提高了探测器的设计效率,并可为实验验证提供参考数据。     

中国抗中子辐照钢的抗辐照设计与验证

聚变堆等未来先进核能系统要求材料在强流高能中子辐照下长期保持良好的结构稳定性和机械性能。为适应未来先进核能技术发展的需要,中国科学院核能安全技术研究所•凤麟团队牵头研发了具有我国自主知识产权的中国抗中子辐照钢--CLAM钢。CLAM钢的设计考虑了未来核能清洁性的要求,以及苛刻服役环境中材料抗辐照、耐高温、耐腐蚀等性能要求。通过中子学计算分析设计了低活化成分范围,基于选择性纳米相析出进行了抗辐照、耐高温性能优化设计。针对材料的抗辐照性能,利用国内外中子、离子、电子及等离子体辐照设施开展了系列辐照考验研究,通过多角度表征辐照前后材料的微观结构和宏观性能,综合评估了材料的辐照性能,并与国际上同类材料在相近或相同条件下的辐照性能进行了对比分析,结果表明CLAM钢具有良好的抗辐照性能。     

日本开发出中子辐照环境控制法

<正>【日本原子能研究开发机构网站2010年1月14日报道】日本原子能研究开发机构(JAEA)利用填充了铍金属微粒的辐照样品盒定位器,在世界上首次成功开发出了"中子辐照环境控制法",可以在辐照试验反应堆为用户提供更理想的中子场。     

HFETR辐照孔道中子特性研究

采用蒙特卡洛(MCNP)程序对辐照孔道中子特性进行研究,包括各辐照孔道E1.0 Me V时的中子注量率(φE1.0 Me Vf(29))与E0.625 e V时的中子注量率(φE0.625 e Vf(29))的比值k,辐照孔道阳面、阴面样品中子注量率比值,辐照孔道样品最佳布置高度。研究结果表明:高通量工程试验堆(HFETR)辐照孔道k值随轴向和径向变化不同,但平均变化程度一致;9#孔道阳面、阴面材料快中子注量率比值达1.43,而G7、K11孔道阳面、阴面材料快中子注量率比值相对较小,分别为1.21和1.18。综合考虑,对于P15孔道,辐照试验段样品布置区的高度可达500 mm;对于9#孔道,样品布置高度可适当增至600 mm。     

CFBR-Ⅱ堆典型辐照位置的中子能谱计算

建立基于MCNP程序的中子能谱及平均中子能量计算方法,模拟计算了CFBR-Ⅱ堆典型辐照位置的中子能谱及平均中子能量随空间位置的变化关系。结果表明,各典型辐照位置的中子能谱集中分布于0.05–3MeV(～90%);去耦盒与辐照孔道轴线上各点的平均中子能量随距离大致呈S形变化趋势,做辐照效应研究时要考虑能谱分布空间不均匀性的影响;去耦罩45°纬线圈到顶部较大范围内平均中子能量波动较小,是较理想的辐照区域。     

Zr－4合金的中子辐照生长

对由两厂分别生产的Ｚｒ－４包壳管样品在重水堆内进行中子辐照试验，辐照温度为６１０Ｋ，快中子注量为４．２×１０￣（２４）ｍ￣（－２）（Ｅ＞１．０ＭｅＶ）。试验结果表明，Ｚｒ－４管的辐照生长应变随辐照中子注量增加呈线性增加。两厂生产的Ｚｒ－４包壳管的生长应变可用Ｇ＝Ａ（φｔ）￣ｎ或Ｇ＝Ｂ＋Ｃ（φｔ）表达式描述，两者的差异可能是合金元素和杂质的综合影响所致。     

53 ^235，238U和^239Pu中子诱发裂变独立产额的系统学研究和数据评价

裂变产额在核工程中有重要的应用，例如反应堆工程中衰变热、裂变毒物的计算。独立产额是裂变产额数据的重要组成部分。本工作评价给出^235，238U和^239Pu的热能点、裂变谱中子和14MeV中子裂变的所有质量链（A=66～172）的独立产额。     

中子与γ射线辐照对B4C/环氧树脂屏蔽材料性能的影响

中子与γ射线辐照对屏蔽材料性能的影响直接关系到了核设施的运行安全性。本研究以B4C/环氧树脂屏蔽材料作为研究对象,对比了在1 MGy γ射线及叠加1.19×1015cm-2中子辐照两种辐照环境下屏蔽材料力学性能、断口组织形貌、特征化学产物及热稳定性能的变化规律。结果表明：持续约11.6 d的γ射线辐照及叠加持续约3 h的中子辐照后屏蔽材料力学性能持续降低,但均未降低到辐照前的50%以下,屏蔽材料在此条件下产生了辐照降解,但未发生失效。与单独的γ射线辐照相比,叠加中子辐照后屏蔽材料1H-NMR图谱δ=7附近峰的强度没有明显变化,说明未继续发生苯环上C-H键的断裂。屏蔽材料热失重50%质量损失温度T50%由辐照前的526.3℃降低到了γ射线辐照后的453.2℃及γ射线叠加中子辐照后的463.9℃,屏蔽材料辐照后热稳定性降低。     

中子辐照对隧道二极管性能的影响

本文介绍了中子辐照环境中,隧道二极管性能的退化,即谷电流增加,峰谷比下降、摆幅电压减少。用二次隧道效应理论解释了这种退化过程。     

同步辐射小角散射法和中子衍射法研究中子辐照Al-B合金结构

为了研究He在材料中的行为,借助10B的(n,α)核反应,通过反应堆热中子对Al-B合金进行辐照,引入He原子密度达6.2×1025 m-3。采用同步辐射X射线小角散射法(Synchrotron small angle X-ray scattering,SAXS)原位测试了不同温度下合金中He的状态变化,并结合透射电镜(Transmission electron microscope,TEM)对试样进行了观察;采用X射线衍射和中子衍射法分析了合金晶格参数的变化。SAXS分析表明,随着温度升高试样内部的颗粒和孔洞消失,He泡数量不断增多、尺寸增大。700 oC下He泡的半径大约增大到10 nm,与室温时颗粒和孔洞相当。衍射分析表明,B原子引入使得Al晶格常数增大,但不存在可见的第二相,中子辐照使得生成的Li和He原子进入Al晶格,进一步加大了晶格常数。辐照后的样品加热使得He从晶格间隙位置扩散到晶界形成He泡,从而缓解了对晶格的挤压,导致了晶格常数的回复减小,第一性原理计算得到的间隙原子B、Li、He引起的晶格肿胀解释了这一结果。     

中子辐照后6Li-Al合金靶片中氚的测量方法研究

建立了流气式系统捕集和化学转移法测量^6LiAl合金靶片在中子辐照过程中的渗漏氚和辐照后靶片中总氚量的方法。渗漏氚的捕集方法是：在流气式系统中，用含少量氢的惰性载气将渗漏氚载带出来，经高温催化氧化后被乙二醇鼓泡器捕集；靶片中的氚转移法是用NaOH溶液将合金靶片溶解，气相中的氚采用渗漏氚的捕集方法捕集，液相中的氚则蒸馏到馏分中。最后用液体闪烁计数器分别测量乙二醇鼓泡器和馏分中的氚量。测量结果与理论氚产量基本相符。     

溶剂萃取法从辐照镎靶溶解液中提取分离钚的萃取价态选择Ⅰ:Pu(Ⅳ)-Np(Ⅳ)北大核心CSCD

采用磷酸三丁酯(TBP)溶剂萃取法对从辐照镎靶溶解液中提取分离钚的可行性进行了研究。从料液制备、流程设计两个方面研究了Pu(Ⅳ)-Np(Ⅳ)组合作为萃取价态组合的可能性。研究了1,1-二甲基肼(UDMH)还原-亚硝酸钠氧化两步法将镎、钚控制在Pu(Ⅳ)-Np(Ⅳ)的方法。结果表明,99.9%以上Pu(Ⅳ)-99.5%以上Np(Ⅳ)在4 h内能够保持稳定。基于此,设计了从辐照镎靶溶解液中提取分离钚的萃取流程,并用串级实验进行了验证:1A中镎的回收率为99.5%;1B中镎的反萃率为0.8%,钚的反萃率为99.9%;1C中镎的反萃率为99.5%。结果表明,采用Np(Ⅳ)-Pu(Ⅳ)的价态组合进料,基本可实现镎钚的分离,但料液中Np(Ⅳ)-Pu(Ⅳ)价态的长时间稳定性及TBP对Np(Ⅳ)萃取能力弱等问题将影响该工艺的实际应用。     

数字信号处理器的单粒子辐照试验初步研究

介绍了高能中子对数字信号处理器TMS320P25在动态工作情况下的单粒子效应试验。通过对TMS320P25输出波形和工作电流的测量,摸索出单粒子对该器件的影响规律,并给出了分析结果、试验数据和测量方法。     

半导体Si中稀土元素杂质与中子辐照缺陷的互作用研究

用１４ＭｅＶ中子辐照掺有稀土元素杂质及未掺稀土元素杂质的ｎ型Ｓｉ，并用红外吸收谱仪和四探针法测量其参数在辐照前后的变化。红外吸收谱测量表明，在单晶硅中的杂质未形成新的自身成份的红外吸收峰，但电阻率测量表明，掺入稀土元素Ｅｒ和Ｇｄ的Ｓｉ电阻率虽都随着中子注入量的增大而增大，但Ｓｉ（Ｅｒ）和Ｓ（的电阻率比率的变化远远小于Ｓｉ的变化。     

中子辐照下初级离位原子模拟研究

材料在核反应堆中子辐照条件下的初级离位原子信息是多尺度材料计算模拟的输入条件。本文对中子辐照下初级离位原子的两种计算方法--散射矩阵转换法和蒙特卡罗两体碰撞法进行了研究,在压水堆中子能谱条件下,对锆、铁、钨、碳化硅等材料的初级离位原子进行了模拟,得到了初级离位原子的能量分布。结果表明,两种计算方法的结果一致。同时,蒙特卡罗两体碰撞法还可考虑如靶核热运动、化学键效应。本研究为后续金属材料的分子动力学及多尺度材料模拟提供了基础。