特征荧光X射线吸收法精确测定基于铍膜的235U裂变靶厚度

研究发展了一种基于特征荧光X射线吸收谱的、可精确测量裂变物质质量厚度的方法,系统分析了测量不确定度。实验结果表明,该方法可有效测定基于铍膜的²³⁵U裂变靶质量厚度,测量不确定度小于5%,其不确定度主要来源于测量的统计性。     

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。     

系列铀同位素基准物质的研制

利用高纯²³⁵U和²³⁸U研制系列铀同位素基准物质,其相对不确定度优于0.05％。采用以基准物质重铬酸钾为滴定剂的自动电位滴定法对基准物质中的铀含量进行准确定值。所研制的铀同位素基准物质可用以对我国现有的26种铀同位素标准物质重新进行定值,从而使这些标准物质中铀同位素测量值的不确定度降低,并使其具有可溯源性。     

α能谱法测定土壤样品中的235U，238U

建立了α能谱法测定土壤样品中²³⁵U，²³⁸U含量的方法。方法主要包括分离、纯化、制源和测量等过程。采用阴离子交换树脂进行分离纯化，实现了铀与其他放射性核素的有效分离。实验结果表明，该方法具有稳定和较高的回收率。     

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。     

利用HPGe铀能谱143～1001 keV能区确定铀富集度的方法研究

在核保障领域,铀富集度是一项重要核查指标。本文提出了一种通过分析²³⁵U、²³⁸U和²²⁸Th （²³²U的衰变子体）的特征γ能峰拟合相对探测效率曲线确定铀富集度的方法,编写了铀富集度分析程序。用HPGe探测器对两种化学形态、富集度范围为1.8%~90.2%的铀样品进行了重复性测量。结果显示,富集度的测量分析值与标称值的相对偏差小于3%。     

聚变堆交叉冷却固态包层中子学设计优化

针对聚变堆固态包层设计路线,提出了一个交叉排列氦冷固态包层概念。设计采用Be、Li₂TiO₃分层球床。两种尺寸的氦气冷却管道交叉排列,分两个回路同时冷却,以增加系统安全可靠性。分析比较了4种⁶Li富集度布置方案。结果表明：径向远离第一壁降低⁶Li富集度较为合理,靠近第一壁的增殖层⁶Li富集度不能过低,以减少长期运行中Li的消耗对氚增殖性能的影响。借助蒙特卡罗程序MCNP建立11.25°对称模型,全堆包层氚增殖率为1.176,包层寿期内产氚性能稳定,在包层寿命运行时间内的燃耗分布相对均匀。     

基于小型中子发生器研究堆燃料组件~(235)U富集度的测量方法研究

燃料组件中235U富集度测量方法普遍采用中子活化法和质谱法。由于中子活化法测量设备庞大和质谱法破坏样品的缺点,无法作为快速、便携测量燃料组件235U富集度的有效手段,不适于作为燃料组件管理和运输过程中铀同位素富集度的测量验证手段。为此,研发一种以小型中子发生器(14 MeV中子源)为激发源的快速、便携测量燃料组件235U富集度方法。依据特定裂变核素平均产额之比与235U富集度的近似线性相关性,成功地测量了235U富集度范围为10%~90%铀样品。     

抽气碰撞法回收擦拭样品上铀微粒方法

建立了一种回收微粒的新方法——抽气碰撞法。擦拭布上的铀微粒通过抽气碰撞装置回收到导电胶上,用于二次离子质谱仪（SIMS）对微粒的同位素丰度比测量。使用扫描电镜（SEM）寻找和统计擦拭布和导电胶上的微粒数目,计算装置的回收率。该装置对核孔膜上直径为0.5～20.0μm的铅微粒回收率为(43±5)%,擦拭布上铀微粒回收率约为48%,回收微粒的分散性好。制备的样品可直接用于SIMS测量,SIMS对²³⁵U与²³⁸U同位素丰度比的测量值为0.00725±0.00009,测量标准偏差小于3%。     

10Be/9Be标准样品的制备和加速器质谱测量

采用同位素稀释法由¹⁰Be标准参考物质SRM4325制备系列 ¹⁰Be/⁹Be标准样品,在北京HI-13串列加速器的AMS系统上对该系列标准（n(¹⁰Be)/n(⁹Be)范围为2.68×10^-11~2.38×10^-12）进行测量。测量结果显示，n(¹⁰Be)/n(⁹Be)测量值与标称值呈良好线性关系，且归一化后的测量值与标称值吻合。该系列标准可用于北京HI-13串列加速器的AMS系统对地质环境样品中¹⁰Be/⁹Be绝对比值的准确测定。     

砂岩铀矿地质样品中铀含量仲裁分析方法——同位素稀释电感耦合等离子体质谱法

本工作研究铀矿地质样品中铀含量仲裁分析方法——同位素稀释电感耦合等离子体质谱法。样品经混酸密闭消解溶矿,采用浓缩铀为稀释剂,使用高分辨电感耦合等离子体质谱测定铀同位素比值,进而计算样品中的铀含量。本方法具有明晰的计量溯源特性,铀的测量范围为1～10000μg/g,对于铀含量约为4μg/g的砂岩样品,相对扩展不确定度小于4.0%（扩展因子K=2.57）,可满足砂岩铀矿地质样品中铀含量仲裁分析要求。     

~(236)U灵敏度的AMS测量

长寿命放射性核素236U的半衰期为2.34×107a,主要来源是235U的中子俘获反应。加速器质谱法是目前测量236U灵敏度最高的方法。本工作利用意大利那不勒斯第二大学同位素研究环境与文化遗产中心的AMS装置测量236U的灵敏度,并分析了加速器质谱测量236U时本底的可能来源。初步结果表明,236U的灵敏度(236U/238U原子比)为(2.29±0.13)×10-10。     

快中子诱发裂变测定铀同位素丰度

铀同位素丰度分析是核燃料循环中重要的分析项目。本工作在中子活化基础上提出用T(d,n)⁴He反应产生的快中子诱发裂变铀样品来测定铀同位素丰度的分析方法。该方法利用铀同位素丰度与特定裂变产物的平均产额比呈指数关系的特点,选择〖AKY-〗(⁹²Sr)/〖AKY-〗(¹⁰⁵Ru)、〖AKY-〗(⁹²Sr)/〖AKY-〗(¹³⁵I)与铀同位素丰度间的关系曲线作为工作曲线,并对模拟样品进行分析。结果表明,〖AKY-〗(⁹²Sr)/〖AKY-〗(¹⁰⁵Ru)、〖AKY-〗(⁹²Sr)/〖AKY-〗(¹³⁵I)计算结果与模拟样品的相对偏差分别为0.8%和1.8%,RSD优于3%,与γ能谱法的分析结果相符合。     

基于γ能谱特征峰测定铀矿石样品铀-镭平衡系数

在铀矿勘探中,了解铀系平衡状况对储量评价十分重要。本文分析了利用γ能谱中的特征峰测定铀-镭平衡系数的原理,研究了通过铀矿石的高分辨率多道γ能谱中1001.03keV谱峰和934.06keV谱峰分别推算238U、226Ra的含量并以此计算铀-镭平衡系数的数学过程。开展了铀矿模型测量实验,实验结果验证了该方法的可行性,可应用于铀矿γ测井勘探工作中。     

不明放射性物品的快速鉴别

社会上出现的不明放射性物品可能会产生确定性效应,必须对其迅速处理,作出快速准确鉴别是提出合理处置方案的基本依据。本文建立不明放射性物品鉴别方法,通过就地HPGeγ谱仪等现场检测手段、实验室HPGeγ谱仪测量、ICP-MS分析和密度测量等实验室分析手段,快速鉴定1件不明放射性物品的属性。结果表明,该不明放射性物品属高纯度贫化铀金属,其235U与238U丰度比为0.454%。     

环境放射性样品装量与γ射线能量的关系

用γ谱仪分析环境土壤样品的放射性活度时,需将样品装在一定大小的圆柱形塑料盒内,习惯上总是将样品盒装满,而不考虑待分析的放射性核素发射何种能量γ射线。本文提出了样品装量与待测γ射线能量有关联的装样方法,并用蒙特卡罗方法模拟计算了不同能量γ射线的探测效率与样品装量之间的关系,得到用HPGeγ谱仪分析²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra和⁴⁰K等放射性核素活度各自的最佳装样量。     

放射性废物快速非破坏性检测装置算法研究

本工作研究放射性废物快速非破坏性检测装置的数据分析方法和检测装置探测效率的蒙特卡罗法计算。对分析计算方法的合理性进行了实验验证。验证结果表明,²³⁵U计算值与实际值间的相对偏差<10%,由此证实了本方法的合理性。     

聚变裂变混合堆钍基增殖锕系元素嬗变包层中子学初步研究

聚变裂变混合堆比纯聚变堆在工程及技术方面要求低,且在产生核燃料、嬗变长寿命核废料以及固有安全性方面具有一定优势,因此,越来越受到人们的重视。增殖包层是混合堆系统的关键部件,已有的包层研究基本上是基于较成熟的铀-钚燃料循环技术。针对我国铀资源相对较少而钍资源较丰富的现状,本文就一种新型的钍基燃料增殖锕系元素嬗变包层进行了初步的中子学研究,利用一维离散纵标法燃耗程序BISONC以及Monte-Carlo粒子输运程序MCNP,对包层的关键核参数,诸如氚增殖比、少量锕系元素的嬗变质量、233U产量以及热功率等,进行了较详细的计算分析。计算结果表明,生成的核燃料233U的富集度可达到3.65%,从而满足压水堆燃料富集度要求。分析结果为下一步的包层优化设计提供了依据。