用于超铀元素测定的高分辨率α-γ符合谱仪的研制

本文描述了高分辨率α-γ符合谱仪的结构、性能指标及其在重元素核素的相对和绝对含量测定中的应用。目前该谱仪的符合α能谱的能量分辨率为0.25％(对5.486兆电子伏,FWHM=13.8千电子伏);稳定性在八小时内能峰漂移为±0.05％;4—8兆电子伏区间能量非线性<0.2％。文中还简略地叙述了一些实际应用的测量原理及其方法。     

锎源中锎同位素及其子体的测定

一、引言超钚元素研究是四十年代发展起来的一门较新的学科。元素锎,特别是核素~(252)Cf是能用反应堆辐照生产的最使人感兴趣的超钚同位素之一,也是目前最具有应用价值的超钚同位素之一。它有α衰变及自发裂变两种衰变方式。Ig~(252)Cf能产生39 W热量并发射出2.34×10~(12)n/s。它在原子能工业、采矿、医学以及科学研究等方面都有着重要的用途。     

高放废液中钚,镅含量及总α放射性活度的测定

采用经计数堆积、分析器阈值、源自吸收、源底衬对α粒子的反散射及系统死时间等计数效率影响校正后的栅网电离室,测定样品的总α放射性活度;使用Si(Au)半导体α谱仪测定钚、镅等核素的α放射性的比例;借助核燃料钚同位素的丰度及一些核数据,可获得高放废液样品中钚、镅等核素的含量。对于一般高放废液中的总α放射性、钚及镅含量测定的不确定度为±3%。     

辐照元件中钚及钚同位素含量的核物理测定方法

本工作研究了通过钚的α放射性和同位素组成而确定堆照元件中钚量及其各同位素含量的一般原理及方法。井以一种辐照元件的样品为例进行了具体应用。测定了一块元件中的9个切片的样品,获得了该元件中钚及各同位素含量的数据。实验结果与库仑滴定法测定的总钚量及同位素稀释质谱法测定的各切片相对燃耗值的变化的结果是一致的。本方法目前测定辐照元件中总钚量的不确定度约为±2.0%;对于一般的钚样品不确定度约为±1.5%。     

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）。     

分段γ扫描标样的非破坏性分析法检验

利用非破坏性分析法检验用于刻度分段γ扫描（SGS）装置的标样。采用分段γ扫描技术测量了8个装有U₃O₈的铀标样、8个装有PuO₂的钚标样。检测铀标样和钚标样装钚量的准确性以及铀标样中U₃O₈和钚标样中PuO₂与介质混合的均匀性。检测结果表明：SGS标样的装料量的准确性好于1％，标样中料样和介质混合的均匀性好于3%。     

动力堆辐照元件中钚及超钚核素的测定

动力堆辐照元件的切片经溶解、放化分离和纯化后的钚及超钚元素样品分别制成电沉积和VYNS薄膜源,然后采用栅网电离室和Si(Au)半导体α谱仪分别测定了它们的钚及超钚核素的相对及绝对α放射性强度。借助于钚的同位素丰度及部分核数据,获得了元件中的钚的含量。所测得的钚量与库仓滴定法的结果是符合的,钚及超钚含量的变化与元件燃耗变化的趋势是一致的。目前该方法的不确定度为≤1.5％。