尼日利亚微堆低浓化的设计计算和实验验证

为了顺利开展低浓铀转化，使用MCNP、WIMSD和CITATION程序建立了尼日利亚微堆(低浓铀)模型，计算了尼日利亚微堆(低浓铀)的几个主要参数，并在微堆零功率装置上完成了零功率实验，测量获得中心控制棒、上铍、最外围元件、内辐照管和外辐照管等实验部件的反应性效率，实验数据和计算结果符合较好。完成了尼日利亚微堆(低浓铀)现场安全功能实验，实验结果证实尼日利亚微堆(低浓铀)具有良好的安全性能，标志着中国原子能科学研究院完成了尼日利亚微堆(低浓铀)低浓铀转化。     

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。     

微型反应堆设计、运行经验总结

微型反应堆从原型微堆到商用微堆走过了十多年的历程。在设计、运行方面积累了丰富的经验，集中到一点就是如何处理好经济性与安全性这一对矛盾，即既要使建在人口稠密地区的微堆，确保其安全，不会发生任何的核事故，又要在有限大小的铍环反射层内，选择合适的氢原子和铀２３５原子比例的栅元，使设置在铍环反射层中的辐照孔道内，由较低的堆功率获得较高的中子通量密度，尽可能获得长的运行时间和炉寿期。一般反应堆炉寿期较短，经过１－２年就换料。然而微堆的炉寿期有２０－３０年。制约微堆炉寿期的主要因素不是后备反应性，而是核燃料元件包壳的腐蚀速率，如何监测微堆微量的核泄漏、防止其周围环境不被污染是微堆运行过程中一个突出问题     

山东微堆迈入实际应用

山东微堆1989年5月3日达到临界,现已安全运营200天,累计功率19800KW·h。根据本省任务要求,现安装了6条照射孔道、配备了3套计算机高纯锗γ能谱仪,用于微堆中子活化分析、中子辐照的科学研究和常规应用。1990年9月,山东微堆中子活化分析通过了国家级实验室计     

微堆超热中子活化分析在地学样品测定中的应用

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。     

加纳微堆低浓铀堆芯现场装料与启动

正1描述加纳微堆采用高浓铀作燃料,轻水作慢化剂与冷却剂,金属铍作反射层。并在反射层内布置5个辐照管道用于中子活化分析,其堆芯布置如图1所示。加纳微堆堆芯只有1组燃料组件,燃料组件由燃料元件、上下栅板、固定拉杆、控制棒及其导管组成。燃料元件共10圈同心圆排布,共有350个栅位,各圈燃料元件的栅孔数分别为6、12、19、26、32、39、45、52、58、65。另有4根铝连接杆栅位位于第8圈。各圈燃料元件中心线直径     

微型反应堆补偿燃耗的方法

微型反应堆（ＭＮＳＲ）严格限制冷态后备反应性为３．５—４．０ｍｋ，小于０．５β＿（ｅｆｆ）（微堆的β＿（ｅｆｆ）＝０．００８），从根本上杜绝了瞬发临界事故和堆芯元件烧毁事故的发生。在如此小的后备反应性条件下，为了使微堆寿期大于１０ａ，采用间断地添加顶铍反射层的办法来补偿燃耗。理论计算出了添加顶铍反射层厚度与反应性增长的关系，在零功率反应堆上进行了实验校核，并就原型微堆添加顶铍反射层的操作经验作出总结。     

原型微堆低浓化初步研究

利用蒙特卡罗计算程序,对高浓铀为燃料的原型微堆的有效增殖因数、控制棒价值、上铍反射层价值以及辐照座内的中子注量率等参数进行了计算。将计算值与实验结果进行了比较,两者基本相符。在原型微堆堆芯尺寸保持不变的情况下,将堆芯燃料元件芯体用富集度为12.5%UO₂替换UAl和用锆包壳替换铝包壳,对堆芯燃料低浓化方案进行了计算,给出了方案的计算结果。并利用RELAP5程序计算了原型微堆低浓铀堆芯阶跃引入4.0 mk反应性情况下反应堆的相关参数。     

深圳大学微堆的新进展

介绍深圳大学核技术所为解决微堆在运行中遇到的卡棒事故、反应堆容器腐蚀、水质管理等问题所采取的有效措施 ,并对深圳大学微堆环境进行长期监测。同时根据一个研究堆的事故教训进行深入研究 ,在微堆加设置安全监督计算机系统 ,核燃料元件包壳若发生破损 ,则该此系统会自动报警 ,故可严格控制核对周围环境的影响。在抓堆的安全的同时 ,积极开拓应用 :由于采取特殊措施 ,反应堆在额定工况下 ,连续运行时间从约 9h提高到约 4 0h ,提高了微堆运行性能 ,制备放射性同位素成为现实。建立了超热中子活化分析、循环活化分析 ,拓展核技术在医学上的应用 ,并取得了一些成果。     

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。     

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。     

牛奶样品中有机卤素的中子活化分析

研制了牛奶样品中可提取卤化物（Extractable Organic Halogen,EOX）的中子活化分析方法，其检出限分别为：Cl，55ng；Br，24ng；I，7ng。采用中子活化技术测定了我国不同地区牛奶中有机卤素的含量。结果表明，我国部分地区食品中的有机卤素污染问题不可忽视，南方地区牛奶中有机卤素的含量明显高于北方地区。     

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。     

微型反应堆照射座内热中子通量谱的测定

一、基本原理用一组展开函数?_i(E)来表示所测的真实谱φ(E),典型的展开函数是一组N—1项的多项式,N是探测箔种类数。     

医院中子照射器中子束流出口处热中子注量率的测量

医院中子照射器是基于微型反应堆而设计的专门用于硼中子俘获治疗（BNCT）的核反应堆装置,其额定功率为30 kW。在堆芯相对两侧分别设有一条热中子束流和超热中子束流用于病人照射,在热中子束流内引出一条实验用热中子束流,用于瞬发γ法测量病人血硼浓度。本工作利用²³⁵U裂变靶和白云母探测片测量了热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子绝对注量率。结果显示,在30 kW额定功率运行时,热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子注量率分别为1.67×10⁹、2.44×10⁷和3.03×10⁶ cm^-2•s^-1。以上结果达到了BNCT设计要求,并能满足瞬发γ测量血硼浓度的要求。     

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。     

利用252Cf源对镍精矿进行中子活化分析

利用MCNP模拟改进了中子活化分析的装置，并采用中子产额较高的^252Cf作中子源，对镍精矿样品和标准样品进行照射；利用相对测量法对用高纯锗探测器得到的镍精矿和标准样品的活化能谱进行能谱处理，得到镍精矿的元素成分和含量。结果显示，^252Cf中子源中子活化在线分析可以较好地满足工业要求。     

活化法测量散裂靶中子能谱的实验验证

散裂靶中子的能谱对加速器驱动次临界系统的倍增因数和嬗变率等影响很大,计算表明散裂靶中子谱在MeV能区与裂变中子谱相近。本文利用活化法测量临界装置的泄漏中子谱和中子注量率,提出了用In、Al、Mg、Ti、Au、Zn、Ni、Rh、Fe和Co等活化箔测量散裂靶中子能谱和中子注量率的方案。结果表明,将活化箔在散裂靶中子场中辐照5h,中子注量最高达5×1014 cm-2量级,辐照后1h内取出活化箔,根据半衰期的长短安排测量顺序,可测量散裂靶的中子能谱和中子注量率。