^95Zr,^140Ba和^147Nd产额的精确测定

用ＨＰＧｅ直接γ射线能谱法绝对测定热中子和８ＭｅＶ中子诱发＾２３５Ｕ裂变的＾９５Ｚｒ、＾１４０Ｂａ和＾１４７Ｎｄ的产额。绝对裂变率用双裂变室测定,并首次根据测定＾１９８Ａｕ的γ放射性活度来检验裂变室的效率。同时给出产额的“快热比”,以编评热能值为标准得到８ＭｅＶ点的产额值。结果证明,在８ＭｅＶ能点处,产额值偏离随中子能量变化呈ｅ指数关系。     

^180Hf与^235U平均俘获裂变截面比测量

利用“背靠背”双裂变电离室和活化箔片技术，在两座脉冲反应堆稳态运行的中子场条件下，测量了１８０Ｈｆ与＾２３５Ｕ的平均俘获裂变截面比。     

放化法测定^126Sn的半衰期

＾１２６Ｓｎ的半衰期值迄今有准确测量过，文献值 约１０＾５ａ。用放化法从反应堆辐照过的＾２３５Ｕ靶中分离出＾１２６Ｓｎ，用ＨＰＧｅ－Ｓ９０多道分析器测量它的活度；以裂变监测核＾９０Ｓｒ、＾１３７Ｃｓ计算Ｕ靶中发生的裂变数。     

我国市售茶叶中^90Sr,^137Cs和^144Ce的含量

本文报道了１８种国产茶叶中＾９０Ｓｒ、＾１３７Ｃｓ和＾１４４Ｃｅ含量的测定结果，样品灰化用后放射化学联合分析方法测定。结果表明，１９８５年市售茶叶中＾９０Ｓｒ、＾１３７Ｃｓ和＾１４４Ｃｅ的平均含理分别为１７、２．２和０．８Ｂｑ／ｋｇ。     

裂变率测量中的杂质影响及基消除方法

核裂变法是通过测量中子进行裂变率测量的重要方法。常用于炽子测量的裂变室有＾２３５Ｕ裂变室和＾２３９Ｐｕ裂变室，快中子测量可以用＾２３８Ｕ、＾２３２Ｔｈ和＾２３７Ｎｐ等裂变室。通常用于裂变室的可裂变核素是采用同位素分离方法或人工方法得到的，其中含有少量其他核素杂质。     

^252Cf自发裂变中^114Pd累计裂变产额测定及质量分布轻峰…

应用放化法首次测量了＾２５２Ｃｆ自发裂变中＾１１４Ｐｄ的累计裂变产额，其值为（２．５０±０．１１）％。为了解决有关＾２５２Ｃｆ自发裂变质量分布精细结构方面存在的分歧，还测定敢＾１１２Ｐｄ和１１３Ａｇ＾ｇ的累计产额，并应用最新的核参数对献中其它作的数据进行了重新处理和评价。结果表明，在质量分布Ａ－１１３处存在精细结构。     

^137Cs污染大鼠皮肤伤口的动态分布及其医学处理

本文用＾１３７Ｃｓ（ＮＯ）３污染大鼠皮肤伤口后，观察了＾１３７Ｃｓ自伤口转换到体内主要脏器和组织内的动力学变化及其医学处理效果。实验结果表明，＾１３７Ｃｓ极易轻伤口吸收进入体内。伤口污染后３０ｍｉｎ即有８７．５％的＾１３７Ｃｓ转移到体内。＾１３７Ｃｓ在伤口局部的存留量及其在内脏主要器官内的沉积量有一定动态变化规律，并能分别拟合为数学方程。＾１３７Ｃｓ污染伤口后的医学处理效果不尽满意，相对而言，普鲁     

大亚湾与南海东北部海域沉积物中的^137Cs

用ＨＰＧｅγ谱仪测量了大亚湾和南海东北部海域沉积中的人工放射性核素＾１３７Ｃｓ。大亚湾海域沉积物中＾１３７Ｃｓ含量在０．９２－３．７２Ｂｑ／ｋｇ，南海东北部为１．０４－１．５２Ｂｑ／ｋｇ；大亚湾海域沉积物中＾１３７Ｃｓ含量平均高于南海东北部。在南海东北部海域，随离岸距离的增加沉积物中＾１３７Ｃｓ含量呈减小趋势。     

模拟废包壳中残留铀含量的有源中子测定

描述了高压倍加器作为中子源质询废包壳中残留铀含量的缓发中子测定模拟装置的原理及方法，给出了模拟浸取元件包壳样品的实验数据和结果。实验中所采用的加速器中子产额为３．２×１０￣９ｓ＿（－１），测量灵敏度为１ｇ￣（２３５）Ｕ／每篮壳。当乏燃料组件的燃耗为３．３×１０￣４ＭＷｄ／ｔ（Ｕ）时，每篮壳中￣（２４４）Ｃｍ自发裂变的中子发射率为８．９２×１０￣４ｓ＿（－１）。在废包壳中残留铀含量为乏燃料中原始铀含量的０．１％、测量时间为１０ｍｉｎ时，残留铀含量中子计数的测量精度经计算为±１４．４％（２σ）。     

^239Pu,^241Am,^99Tc和^137Cs在高压实缓冲材料中的扩散系数

本文从物质的一维非稳态扩散规律出发，在常温，纯氮条件下，测定了＾２３９Ｐｕ，＾２４１Ａｍ，＾９９Ｔｃ和＾１３７Ｃｓ在作为高放废物深地质处置库缓冲材料的高压实钠质膨润土中的扩散系数，９０ｄ的实验测定结果表明，在膨润土的干密度为１．９ｇ／ｃｍ＾３时，＾２３９Ｐｕ，＾２４１Ａｍ扩散系数为在１０＾－１５ｍ＾２／ｓ，＾９９Ｔｃ约为１０＾－１３ｍ＾２／ｓ，而＾１３７Ｃｓ约为１０＾－１２ｍ＾２／ｓ，都随缓冲材料     

中子源的多中子发射对诱发裂变场的影响

利用诱发裂变随机中子场下的几率细致平衡主方程,讨论了中子源多中子发射对有源符合中子法测量带来的影响。     

次模拟裂变中子源能谱测量

一、引言次模拟和模拟裂变中子源用于研究链式反应系统的各种性质,所以这些中子源的能谱测量是很重要的。源材料、源包壳材料和工艺过程不同,中子源能谱也不同,因而在制作过程中,对源中子能谱的监测是十分必要的。这些中子源的能量一般是几百keV,这一能区连续中子能谱测量一直是很困难的。中子飞行时间法不适于本工作;阈探测器活化法在     

模拟裂变中子源能谱测量

一、引言在研究链式反应系统的各种性质时,常常用到具有类似裂变中子能谱的中子源。模拟裂变中子源主要由~(210)Po的α粒子轰击F,Be,Li,B等轻元素产生中子,随着靶元素成份以及结构的差异,中子能谱也不完全相同。应本院同位素处的要求,我们测量了一模拟裂变中子源的能谱,其源强约10~4n/s,靶成份为天然Li 24.16%,F66.14%,B 9.4%,     

利用裂变径迹探测器刻度缓发中子监测仪的探测效率

一、前言本文所指的缓发中子监测仪是探测燃料元件破损的仪器,探头为BF_3计数管,当燃料元件破损后,裂变产物所释放的缓发中子经慢化后成热中子,进入BF_3计数管产生~(10)B(n,α)~7Li反应。记录其脉冲,监督燃料元件的破损。     

裂变径迹定年中子注量的测量

利用钴活化箔测量绝对中子注量,对SRM962标准铀玻璃进行多次刻度,得到刻度因子B=(5.76±0.32)×10~9/径迹。用裂变径迹年龄标准样品进行检验的结果表明,利用该标准铀玻璃可以获得较准确的中子注量和定年结果。     

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。     

诱发裂变中子场及其功率谱密度比值测量法

用随机过程主方程近似指出诱发裂变发射的中子形成１个随机中子场,随机场内中子的探测器信号具有相关性。提出功率谱密度比值测量法。该比值随裂变核含量与探测器夹角不同有明显变化,与诱发型变发射ｖ个中子的几率分布有关。     

利用D-T聚变中子源转化长寿命裂变产物的中子学可行性研究

从中子学角度研究长寿命裂变产物在Tokamak型D-T聚变堆包层中转化的可行性.提出了用可裂变Pu增殖中子的混合包层转化方案,研制了相应的燃耗计算程序及数据库,并对所提方案进行了计算和分析.结果表明,在可预见的聚变堆芯技术条件下,所研究的概念性包层可对长寿命裂变产物进行有效转化.     

Ge(Li)探测器测定14MeV中子引起~(238)U裂变中稀土核素的裂变产额

在核化学研究中,对稀土核素生成截面的资料是非常感兴趣的。因为在各种能量的轻粒子引起重核的裂变,或者在重离子引起的核反应中,稀土核素都构成了核反应产物中相当大的一部分。此外,处于大的核形变区的稀土核远离任何满核子壳层,因此测量稀土核的反应截面能够获得不受壳效应影响的核反应信息。