微型反应堆照射座内超热中子通量谱的测定

一、引言在反应堆的物理计算和实验中,反应堆的能谱是十分重要的。对于微型反应堆而言,由于采用高浓铀燃料,铍作反射层,堆芯是缺水栅,能谱较硬。因为本堆照射座内的能谱直接关系到中子活化分析采用什么方法,灵敏度的大小等。因此我们除了测量热谱之外,还应重点测量超热谱。     

微型堆辐照座内快中子通量谱的测定

用Ａｌ，Ｆｅ，Ｉｎ和Ｎｉ作探测片，用阈探测片活化法测定了中国原子能科学研究院微型堆内，外辐照孔道的快中子能量。用平均截面法求得内外辐照孔道的快中子与热中子能量比分别为０．１９８和０．０７７，用有效阈能法计算了不同能量区间的快中子通量，同时也对四个内辐照等之间及内、外辐照管内径向和轴向快中子通量的不均匀度进行了测定。     

巴基斯坦微堆内辐照座通量密度与堆功率的测定

文章叙述了用4πβγ符合方法,通过测量金箔在堆内照射生成的活性,得到巴基斯坦微型反应堆辐照座内的热中子通量密度。并用积分方法求得裂变率,计算出单位功率的热中子通量密度,建立标准点,最后得到巴基斯坦微堆的功率。     

氢化锆零功率堆热中子通量谱测量

一、引言氢化锆晶体中氢原子处于束缚态。中子热化过程中与氢化锆的氢原子核能量交换具有量子化特征。所以,用水栅中常用的尼尔金散射核计算氢化锆反应堆热中子通量谱,结果比实际谱软。这是因为在氢化锆-轻水混合慢化剂中,能量低于0.14 eV的中子主要被周围轻水慢化,而中子却可以从氢化锆的氢核获得0.14 eV的整数倍能量。特别当温度升高后,氢化锆中氢原子处于高激发态的份额增加,中子被加速几率增加,使中子谱比水堆     

用钴活化法测定反应堆中热中子积分通量

本文叙述了用钴活化法测定高通量堆中热中子积分通量的方法。测得的热中子积分通量值与计算值作了比较。本法适于测定在高通量堆中长期辐照的较高热中子积分通量。     

微型中子源反应堆中子谱参数测量

以Au、Zr和Fe为活化探测器,采用裸探测器法测量中国原子能科学研究院微型中子源反应堆的中子谱参数f、α、f_F和φ_th。内辐照座的α、f和f_F分别为－0.007±0.003、20.8±0.4、5.5±0.2。该方法对φ_th的测量结果与4πβ-γ符合法的一致,相对偏差小于2%。与SLOWPOKE相比,微堆有较高的α、f_F值。与已有测量数据的比较表明,微堆中子谱在很长一个时期内是稳定的,利用微堆作为中子源的k₀法中子活化分析不需中子注量率监测器,且比较器一经照射和测量后,可用于其后较长时间内所有分析的计算标准。     

5MW低功率堆辐照孔道内快中子通量谱测定

本文简要说明了测量快中子通量谱的阈探测片组激活方法,介绍了辐照孔道内快中子通量轴向相对分布的测量结果,报道了堆内 K_(11)、Ⅴ 和 Ⅶ 号辐照孔道内快中子通量谱和 Ⅴ 号孔道快中子积分通量的实验结果。并对实验结果进行了分析和讨论,为该堆的同位素生产和材料辐照提供了十分重要的数据。     

重水零功率堆超热中子通量谱的测定

在反应堆的物理理论和实验中,有关堆的能谱和能谱参数的计算及实验是十分重要的。而中能部分,上连裂变谱,下连热谱,是反应堆全谱中不可分割的一部分。本工作采用积分技术测量了堆中心有和无吸收棒两个方案的元件表面的超热谱。     

碘的微堆超热中子活化法测定

对碘的超热中子活化分析法进行了研究，利用该方法在微堆上测定了血液１食品及土壤中的碘含量，计算了该方法对全血及血清中碘的探测下限。     

微型反应堆辐照座内中子温度和超热指标的测定

一、引言对于高浓铀燃料、金属铍反射层,主要作为中子活化分析用的微型反应堆而言,对有关辐照座内的能谱和谱参数必须有所了解,中子温度是重要的谱参数,它基本上反映了反应堆热谱的特征。     

中毒法测量微堆堆芯热中子绝对通量密度

微型中子源反应堆的反应性和中子通量密度有一定的关系。文章提出了用氙中毒法测量微堆堆芯热中子绝对通量密度对原理和测量条件进行了讨论该方法新颖，比活化法简单，不需要外加设备，满足工程对精度的要求。     

固体径迹探测器测量绝对中子注量率的一种简便法

文章叙述了用4πβ-γ符合仪器测量金箔的活性,求得所测中子场的绝对中子注量率,然后对固体径迹探测器进行刻度。由于将几个因子归并为一个简单系数,简化了公式,用时十分方便。本方法适用于任何厚度的裂变源。     

堆内热中子测量数据处理的精确化

堆内热中子谱分布不是完全的Ｍａｘｗｅｌｌ谱，而是上端截去的，这引起了热中子测量数据处理的精确化问题。本文介绍缝合能Ｅ＿ｃ对中予通量谱参数的依赖关系，并引入截上端热中子反应率修正因子Ｆ＿ｍ，截上端热中子通量修正因子Ｆ＇＿ｍ。和截上端自屏因于Ｃ＇＿（ｔｈ）。给了它们的图表曲线，供精确处理堆内热中子测量数据之用。     

微型中子源核反应堆的固有安全性

微型中子源核反应堆（ＭｉｎｉａｔｕｒｅＮｅｕｔｒｏｎＳｏｕｒｃｅＲｅａｃｔｏｒ）简称微堆（ＭＮＳＲ）可建在人口稠密的城市中，为科研、医院、培训中心等单位提供一个中子源。微堆的安全性受到国家核安全局、国家环保局和微堆周围居民的关注。本文从堆物理、热工水力、结构设计上分析它的安全性，并且通过实验、长期运行的测量加以证明。     

微型反应堆裂变率分布实验研究

利用固体径迹探测器测量处于微型反应堆不同益的燃料元件内单位体积的裂变率，得到了堆的裂变经分布和总裂变率，并与其它参数相结合求得了反应堆功率。同时，测量了对应功率下反应堆内辐照座的热中子通量密度得到单位功率的热中子能量密度，即额定中子能量密度下的运行功率。文章给出的测量方法，避免了金箔法测量反应堆功率所引入的近似假设。     

热中子辐照提高掺硼YBaCuO超导体Jc的研究

掺杂天然硼的熔融织构生长（Ｍｅｌｔ－ｔｅｘｔｕｒｅｄＧｒｏｗｔｈ）的ＹＢｘＢａ２Ｃｕ３Ｏｙ（ｘ＝０．０１５,０．０３５）超导体经注量为５＊１０＾１７ｃｍ＾－２的热中子辐照后,磁临界电流密度Ｊｃ增至３．８倍。＾１０Ｂ（ｎ,α）＾Ｌｉ、＾７Ｌｉ＊（Ｑ＝＋２．７９ＭｅＶ）核反应出射的高能粒子能在超导体中产生均分布的,可以作为磁通钉扎中心的辐照伤,以便提高Ｊｃ。掺硼超导体热中子辐照后射性副产物的半衰期较短     

六氟化铀中杂质元素热中子吸收的硼当量的测定和评价

一般杂质元素对热中子的吸收,以相当于硼的量来表示,称为热中子吸收的硼当量。美国材料试验学会(ASTM)的规格中规定六氟化铀中总杂质元素吸收热中子的硼当量不得大于8 ppm,因为硼当量过大会无效地消耗中子,影响核燃料元件的反应性。设杂质元素与硼的吸收热中子等效,则根据两者吸收中子的反应速率(R)相等,可得     

热中子辐照提高YBCO和GdBCO超导材料Jc的研究

利用重水反应堆水平孔道热中子对熔融织构生长(Melt-Textured Growth)的YBa_2Cu_3O_(7-y)和GdBa_2Cu_3O_(7-y)超导材料进行辐照研究。前者共8个样品,热中子注量为3.7×10~(11)-1.4×10~(17)cm~(-2);后者共6个样品热中子注量为5.2 ×10~(13)-4.7×10~(16)cm~(-2)。样品辐照前后,用移动样品磁强计测量其磁滞回线并推算出临界电流密度进行比较。YBCO结果表明,当热中子注量大于10~(17)cm~(-2)时,J_c可增加一倍以上。GdBCO样品也有明显增加。在上述热中子注量范围内,J_c值增量随辐照注量增加而增加,并且高场时增加值比低场时更大。这可能是由于随着辐照注量增加,缺陷增多,钉扎中心密度增加,两钉扎中心的相对距离减小。这更有利于高场下的钉扎作用。