利用缓发中子法测量235U裂变数的实验研究

缓发中子伴随核裂变产生,通过对它的测量估算核裂变数是一需实验检验的新方法。在中国原子能科学研究院微堆辐照²³⁵U样品,采用³He正比计数器测量缓发中子,并通过缓发中子数反推得到铀样品的总裂变数。利用高纯锗γ谱仪测量被辐照样品发射的缓发γ射线,通过缓发γ射线数得到样品总裂变数。对两种测量方法得到的结果进行了对比和分析,结果表明,用缓发中子法和缓发γ法对同一样品测量的结果一致,缓发中子法可作为一种辅助诊断方法。     

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。     

基于MCNP的缓发裂变中子衰减时间谱模拟计算

基于核裂变反应发生与缓发裂变中子发射这两个物理过程在时间上可相互分离的思想,利用MCNP程序计算得到了含铀地层0~100s范围内的缓发裂变中子衰减时间谱。模拟计算了球体几何模型中235 U与238 U核裂变反应率空间分布;借助SOURCE子程序依次对缓发裂变中子的发射位置、发射方向、发生核裂变反应的核素、缓发裂变中子所在的群组、发射时间及其初始能量等参数进行了抽样。结果表明,计算得到的缓发裂变中子衰减时间谱的时间特征与铀核素的缓发裂变中子群参数相符合。对缓发裂变中子总计数与地层铀含量之间的关系进行了线性拟合,拟合结果的相关系数平方值大于0.998 5,该结果从理论上验证了缓发裂变中子测井铀含量线性模型的正确性。     

堆中子短照活化分析和缓发中子测铀进展

本文介绍国外近年来堆中子短照活化分析和缓发中予测铀的进展。由于某些元素活化后只有短半衰期的γ射线适合测量,有些元素用短半衰期核素进行分析其结果的精度不低于用中长半衰期核素进行分析所得的结果。而另一些核素的分析结果虽然精确度差一些,但是由于它能够迅速给出分析结果,成本低以及可自动分析大量的样品等优点而得到补偿,因此堆中     

模拟脉冲源方法计算CFBR-Ⅱ堆缓发临界瞬发中子衰减常数

通过计算国外基准装置缓发临界处的瞬发中子衰减常数,证明了用模拟脉冲源方法计算出的瞬发中子衰减常数是可信的。用该方法计算了CFBR-Ⅱ堆5个次临界状态的瞬发中子衰减常数;线性外推得到缓发临界时系统的瞬发中子衰减常数为0.55μs-1;计算值与试验结果相比存在着偏差。文中简单分析了产生偏差的原因。     

模拟脉冲源方法计算CFBR-Ⅱ堆缓发临界瞬发中子衰减常数

通过计算国外基准装置缓发临界处的瞬发中子衰减常数,证明了用模拟脉冲源方法计算出的瞬发中子衰减常数是可信的.用该方法计算了CFBR-Ⅱ堆5个次临界状态的瞬发中子衰减常数;线性外推得到缓发临界时系统的瞬发中子衰减常数为0.55μs-1;计算值与试验结果相比存在着偏差.文中简单分析了产生偏差的原因.     

考虑6组缓发中子效应的中子倍增公式

导出了 6组缓发中子效应的中子倍增公式     

用MCNP程序计算核燃料废包壳缓发裂变中子形成的热中子通量密度

用Monte Carlo方法计算核燃料废包壳缓发裂变中子形成的热中子通量密度分两步进行:第一步,计算出外中子源在包壳中生成的缓发裂变中子;第二步,计算这个缓发裂变中子源在探测器中所形成的热中子通量密度。为利用现有的MCNP程序进行计算,编制了有关的缓发裂变中子源生成及抽样子程序和体通量统计估计方法的记数子程序。计算表明:针对解决所遇到的深穿透问题,体通量统计估计法比径迹长度法要好些。     

稍超瞬发临界系统缓发中子发射率研究

使用蒙特卡罗直接模拟程序计算了弱源点火条件下超瞬发临界5￠的GodivaⅠ快中子脉冲堆缓发中子发射率规律和脉冲引发时刻概率分布。计算结果表明,脉冲引发时刻概率分布的计算结果与实验结果符合较好,所获得的缓发中子发射率规律可合理解释引发时刻概率分布的实验结果。     

On Effective Delayed Neutron Fraction Calculations with Iterated Fission Probability

The iterated fission probability (IFP) is a quantity proportional to the asymptotic power level originated by a neutron introduced to a reactor. The effective delayed neutron fraction β_eff can be accurately calculated by the continuous-energy Monte Carlo method using IFP if a sufficiently large number of generations is considered to obtain the asymptotic state. In order to deterministically quantify the required number of generations in the IFP-based β_eff calculations, the concept of the generation-dependent importance functions is introduced to β_eff calculations. Furthermore, the most appropriate reactor property used in the IFP calculations, which reduces the required number of generations, is theoretically derived. Through numerical calculations, it is shown that several generations are required in the IFP-based β_eff calculations and that the use of the appropriate reactor property can reduce the required number of generations. An efficient procedure for the IFP-based β_eff calculations by the Monte Carlo method is also proposed.     

利用高能缓发γ射线测定裂变数

利用裂变产额法得到短时间辐照²³⁵U样品的裂变总数,通过大体积NaI探测器测量3 MeV以上高能缓发γ射线总计数随时间的变化,从而得到一次裂变3 MeV以上高能缓发γ射线总发射率随时间的变化规律,并给出脉冲辐照下高能缓发γ射线的发射率。通过高能缓发γ射线测量了两块²³⁵U样品的裂变数,其相对不确定度小于4%。     

石墨慢化通道式熔盐堆有效缓发中子份额计算方法研究

有效缓发中子份额(βeff)是研究反应堆动力学特性的关键参数。在液态燃料熔盐堆(MSR)中,燃料流动引起缓发中子先驱核(DNP)在堆内的再分布,并使部分DNP在堆外回路衰变,从而导致βeff的计算方法与固态燃料反应堆不同。为评估石墨慢化通道式熔盐堆内燃料流动引起的反应性损失,研究缓发中子随燃料的流动行为,同时为堆设计和安全分析提供依据,分别基于解析方法和数值方法推导了计算βeff的数学模型,计算了熔盐实验堆(MSRE)在额定工况下的DNP损失份额和堆内DNP浓度分布,并分析了燃料在堆外流动时间和入口流量对βeff的影响。结果表明：两种方法均可对DNP行为提供合理描述;固定燃料在堆外流动时间,βeff随入口流量的增加而减小;固定入口流量,βeff随燃料在堆外流动时间的增加而减小,80 s后趋于稳定。     

不同235U快裂变缓发中子群参数比较和验证

分析了ENDF/B7、JEFF3.1、JENDL3.3、CENDL2.2及Keepin数据中的²³⁵U快裂变缓发中子群参数的差异,通过CFBR-Ⅱ堆超瞬发临界实验检验了这几套缓发中子数据的准确性。检验结果表明,用于计算反应堆反应性,Keepin缓发中子群参数仍比数据库数据准确;数据库数据中,JEFF3.1的8群结构数据好于其他数据库6群结构数据。     

用于脉冲堆裂变总数测量的闪烁体探测器研制

采用波形积分法研制了用于脉冲堆裂变总数测量的闪烁体探测器,采用脉冲峰和脉冲坪信号分路引出的设计,同时测量裂变率相差较大的脉冲峰和脉冲坪。该探测器具有线性电流大、测量范围宽的特点,在测量小产额脉冲时更具优势。该裂变总数测量方法与其他方法获得的结果一致。     

ADS启明星1#次临界反应堆缓发中子有效份额的测量

本文提出了利用改进的源倍增法测量次临界系统的绝对反应性与跳源法测量的相对反应性相比获得缓发中子有效份额β_eff的方法。用改进的源倍增法测量了ADS启明星1#次临界反应堆某次临界状态下的绝对反应性为-2.235×10^-3。在相同的次临界状态下,用跳源法测量了以β_eff为单位的反应性ρ/β_eff为-0.291 5 $,二者相比得到ADS启明星1#次临界反应堆的缓发中子有效份额为0.007667。利用MCNP建模计算的结果为0.007 783,两者在2%内符合。     

一种测量缓发中子有效份额β_(eff)的方法

本工作通过实验与理论计算相结合,给出了测定缓发中子有效份额βeff的新方法。用实验方法确定反应堆临界状态,并测量次临界状态时以βeff为单位的次临界反应性,应用理论程序计算临界时的中子有效增殖因数keff,确定keff的计算偏差,然后理论计算次临界状态下的keff,并用确定keff的计算偏差对次临界状态下计算的keff进行修正,给出次临界状态的反应性。将实验测量结果与理论计算结果相比较,从而给出βeff。这种方法由于是实验确定的反应堆状态,因此,按实验结果计算的keff与理论描述反应堆状态的计算模型关系不大。分析表明,βeff测量结果的精度高于以往测量方法的精度。     

238U裂变电离室测量25.5MeV中子注量率

在飞行时间谱仪测量中子能谱的基础上,利用²³⁸U裂变电离室测量了中国原子能科学研究院HI-13串列加速器产生的25.5MeV中子注量率。为验证该裂变电离室测量快中子注量率的可靠性,在中国原子能科学研究院5SDH-2串列加速器上,利用该电离室和伴随α粒子装置同时测量14.8MeV中子注量率,结果在不确定度范围内一致。