共查询到20条相似文献,搜索用时 593 毫秒
1.
2.
探讨了中子活化法检测燃料棒235U富集度均匀性过程中,不同丰度铀样品γ射线自吸收修正因子与样品质量之间的相关性。采用装于相同规格样品盒的不同丰度和质量的铀样品,将一块发射多个γ射线的标准点源(152Eu+137Cs)放置在准直器上,用HPGeγ谱仪测量样品不同能量γ射线的自吸收修正因子F。将自吸收修正因子F与样品质量m进行回归分析,得到F-m直线回归方程,用此方法得到的修正因子对中子活化分析测量模拟样品丰度时的活度进行修正,分析结果与质谱法分析结果之间的偏差小于1‰。 相似文献
3.
苏联利用动力堆中子活化分析岩石和矿石中的金及其伴生元素含量。被辐照的样品置于电离室备用孔道。该孔道位于活化区外石墨反射层,直径50mm,此处最大热中子流密度为10~9cm~(-2)·s~(-1),温度80—90°C。样品能在这里长时间(几昼夜)被辐照。利用中子活化分析方法测定金基于放射性俘获的~(197)Au (n,γ)~(193)Au (T1/2=65h)反应和记录的41~2KeVγ辐射能。样品破碎到200目,其含金范围为2×(10~(-5)—10~(-3))%。为定量测量利用标准样P3C-1和P3C-2,其含金量分别为5.21×10~(-3)和9.4×10~(-5)%。被辐照的样品放入聚乙烯安瓿中(直径和高分别为40和20mm),样品质量为15—20g。不仅用全谱中子流还要用镉上中子进行辐照(在后一种情况下安瓿被厚度为O.5mm的镉屏围绕。)。辐照时间与金含量多 相似文献
4.
微堆超热中子活化分析在地学样品测定中的应用 总被引:1,自引:1,他引:0
微型中子源反应堆(简称微堆)是以高浓铀(235 U)作燃料的轻水欠慢化型反应堆,辐照孔道内存在有较大份额的超热中子和快中子,适合进行超热中子活化分析(ENAA)的实验研究。地质样品成分复杂,在用普通的中子活化分析时,基体元素影响了部分元素的准确测定。为降低基体成分的本底干扰、改善目标元素的测量精密度和检出限,可采用超热中子活化分析的方法。本文利用微堆上安装的屏蔽材料为镉的超热中子辐照孔道,测定了元素周期表中67种元素的约130个核素的镉比,讨论了在超热中子活化分析中某些元素的有利因子及铀裂变和(n,p)反应的干扰情况,验证了微堆ENAA方法在地质科学样品检测中的实际应用,证实利用本方法可测定地学样品中20余种元素,其检出限、精密度和准确度均得到了较明显的改善。该法是常规活化分析方法必要的、有益的补充。 相似文献
5.
裂变产物产额作为裂变过程的一个重要参数,其准确测量对有关裂变的很多方面都有重要意义。为了准确测量中子诱发~(238)U裂变产物产额,利用中国工程物理研究院PD-300加速器上的T(d,n)4He反应,产生14.8MeV的中子,诱发~(238)U裂变。辐照过程中,通过金硅面垒半导体探测器监测中子通量的变化。使用Al片作为监测片计算整个照射过程中样品的平均中子通量。辐照结束后,利用高纯锗(High-Purity Germanium,HPGe)探测器测得裂变产物特征γ射线计数,计算得到裂变产物的产额,使用MCNPX软件对中子的多次散射和自屏蔽效应进行修正,并通过计算得到样品和监测片的自吸收修正、中子通量波动因子。得到了95Zr、127Sb、140Ba、147Nd、131I、103Ru等长半衰期产物的累积产额值,并将结果与以前的文献值做了比对,研究结果有助于~(238)U裂变产物产额的分析和评价。 相似文献
6.
采用中子活化法测量了~(232)Th的裂变产物及其累积产额。利用加速器T(d,n)~4He反应产生的14.9 MeV高注量中子长时间照射ThO_2样品,用高纯锗γ谱仪测量其特征γ谱,求得较长半衰期核素~(99)Mo、~(141)Ce、~(143)Ce、~(131)I、~(140)Ba等的裂变产额,实验结果的典型误差为4%。其中,利用MCNP程序对中子的多次散射效应和自屏蔽效应进行修正,同时考虑了中子注量波动及γ射线在样品中的自吸收影响。 相似文献
7.
中子活化分析具有灵敏度高、选择性好、用样量少、不破坏分析样品,且可进行多元素同时测定等优点,因此适于岩矿样品的分析。 我们利用原子能所实验性重水型反应堆进行辐照,用美国CANBERRA公司生产的SCORPIO-3000系列多道计算机系统,用仪器中子活化分析法测定了岩矿中的铀、钍、金、钪的含量,得到较为满意的结果。 一、实验1.仪器和设备体积为96厘米3的同轴Ge(Li)半导体探测器和4096道脉冲幅度分析器组成的γ谱仪, 相似文献
8.
9.
10.
11.
12.
13.
14.
~(238)U裂变产额测量工作在核数据测量中有着重要意义,本工作利用2.5MeV质子静电加速器产生的1.4MeV-5MeV单能中子诱发238U裂变,通过对裂变产物放射性的测量对裂变产物核素~(135)I、~(133)I、~(105)Ru和~(91)Sr的产额进行了测定。照射过程中中子通量用活化法确定。分析了影响实验测量的多个因素,包括用MCNPX程序对中子在靶头及样品中的多次散射和自屏蔽效应进行了修正,对γ射线在样品中的自吸收进行修正等。得到产额数据典型误差为3.5%,最后把测量结果与已有的裂变产额数据进行比对。 相似文献
15.
16.
本文描述了测定岩石和矿物中痕量金的中子活化分析方法。使用两种预分离富集金的方法,一种方法是用王水分解样品,用活性炭纸浆柱动态吸附金,然后将活性炭在650~700℃的温度下灰化;另一种方法是用王水分解样品,用充炭聚氨酯泡沫塑料柱动态吸附金,然后将充炭泡沫塑料在650℃灰化。灰中的金用中子活化分析法测定。这种方法的探测限是0.004ng/g,用金标准参考物检验了本方法的准确度,其结果与推荐值很吻合。讨论了仪器中子活化分析和超热中子活化分析在测金时来自样品中铀裂变产物及~(153)Sm和~(152)Eu的靠近411.8keVγ射线的干扰及校正方法。 相似文献
17.
18.
19.
20.
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。 相似文献