成像板法核材料镀层均匀性测量

均匀性是核材料镀层的重要参数,为了精确获取核材料镀层均匀性信息,选择富士公司的TR-2025型成像板作为探测器,Typhoon FLA9000型扫描仪作为信号读出设备,根据成像板灰度值与入射粒子强度成正比的特点,依据GB/T 13694—92《α-,β-平板标准源通用技术条件》对均匀性的定义,测量并得到了浓缩铀镀层不均匀度。分析了不同退激时间对均匀性测量的影响。结果表明,退激时间的差异对不均匀性测量影响可以忽略,镀层不均匀度在0.17~0.18之间波动。成像板法实现了镀层全覆盖,克服了选点测量代表性不足的问题,属于相对测量,避免了成像板效率标定问题,该方法能够获取核材料镀层表面全域三维形貌,为精密物理测量提供支撑。

14MeV中子在组合材料上高阈能活化反应率的测量和计算

用六种阈能探测器Fe、Al、C2F4、Nb、Zr和Cu测量了D-T聚变中子在柱状组合材料上的高阈能活化反应率,讨论了实验结果。用MCNP/4B程序计算了实验装置上的活化反应率,并与实验结果进行比较。结果表明,除F活化反应率符合较好外,其余相差10％-30％。

Fe活化箔活化γ射线测量技术研究

较系统地研究了特定条件下Fe活化箔活化γ谱测量及解谱等相关技术,包括高阈能探测器的自吸收、自屏蔽、扰动等影响。分析了实验测量和蒙卡计算结果,并对结果进行了讨论。

14MeV中子在贫化铀球中造钚率的实验数据模拟分析

根据已开展的14 MeV中子在600 mm贫化铀球中的造钚率实验,使用MCNP5程序对实验结果及其影响因素进行数值模拟分析。结果表明:B-Ⅵ版的uresa库和endf66c库对造钚率的模拟结果与实验结果相符;管道的空腔效应、靶室结构材料和水层的屏蔽散射效应及大厅本底中子等因素对造钚率影响较小。

核活化法反应计算中的蒙特卡罗模拟

用MCNP／4B程序,对核活化法反应计算中的截断能量、通量计数方式、数据库、阈探测器之间的扰动等因素的影响作了分析。截断能量可选为有效反应阈能,不影响计算结果,但可减少计算时间。栅元通量计数方式稳定可靠,效率高,计算值略高。不同的数据库的计算结果可能有些差别。阈探测器之间的扰动对计算结果的影响很小。

次临界能源堆物理设计进展

聚变-裂变混合能源堆包括聚变中子源和次临界能源堆,主要目标是生产电能。回顾了国内外混合堆的发展历史,给出混合能源堆设计的边界条件和约束条件,说明次临界能源堆以铀锆合金为燃料、水为冷却剂的设计思想。利用输运燃耗耦合程序MCORGS计算了混合能源的燃耗,给出了中子有效增殖因数、能量放大倍数和氚增殖比等物理量随时间的变化。通过分析能谱和重要核素随燃耗时间的变化,说明混合能源堆与核燃料增殖、核废料嬗变混合堆的不同特点。论述了混合堆的热工设计并进行了安全分析。对于燃耗数值模拟程序,通过多家对算,保证其计算结果的可信性。针对次临界能源堆的特点,利用贫铀球壳建立了贫铀聚乙烯装置和贫铀LiH装置,并且专门设计加工了天然铀装置,开展铀裂变率、造钚率、产氚率等中子学积分实验,验证了数值模拟的可靠性。

裂变室镀层质量厚度的相对测量技术

基于在相同的中子辐照条件下，裂变数与裂变核素的数量成正比的原理，利用加速器14MeV中子源研究了裂变室镀层重量的相对定量方法，介绍了实验布置及所获得的定量结果。将部分定量结果与其α定量结果进行比较，差异小于1％，证明该方法用于裂变室镀层重量的测定可行，定量结果的不确定度约为2％-4％。

D-D中子源产额的大角度伴随质子监测技术研究

利用伴随质子法对D-D源中子产额进行了监测,选择了双叉管靶室和三叉管靶室,在与入射D+束成90°、135°和178.2°的三个方向上,获得了伴随质子谱和中子产额,确定了进行准确的产额监测的实验条件,实验表明在大角度方向(178.2°)进行产额监测是可行性的。对实验结果及其不确定度进行了分析和讨论。

探测器用铀电镀片的制作

固体径迹火花自动计数器用于中子学参数实验中裂变率的测量时,其关键部件转换靶是贫化铀和浓缩铀镀片,该镀片用电镀法制备。介绍了电镀片的制作工艺和方法,对实验结果进行了分析和讨论。

水泥材料的反射中子实验研究

采用铀核裂变法和活化法实验研究D-T聚变中子在水泥材料上的反射中子。在铁球壳外表面水平赤道方向上,用小型浓缩铀和贫化铀裂变电离室结合俘获探测器测量了反射中子引起的235U(包镉)和238U裂变反应率,实验不确定度分别为6.1%-7.3%和6.4%-7.4%。用5种高阈能活化箔测量了反射中子引起的活化反应率,实验不确定度为7.2%-8.0%。比较了252Cf自发裂变中子在水泥材料上反射中子引起的235U(包镉)裂变反应率测量结果。讨论和分析了实验结果。

固体核径迹火花自动计数器效率标定

对固体径迹火花自动计数器探测效率的影响因素进行了分析,重新确定了最佳径迹蚀刻条件以及放电参数。利用小型平板裂变电离室在多种模型下对固体径迹火花自动计数器探测效率进行了重新标定,得到了不同实验条件下固体径迹火花自动计数器效率。

固体径迹火花自动计数器效率刻度

介绍了固体径迹火花自动计数器原理,探索了最佳蚀刻条件,刻度了固体径迹火花自动计数器效率,测量了信号膜厚度和蚀刻厚度变化的修正因子。两种修正因子的测量和效率的刻度使得固体径迹火花自动计数器能够用于绝对裂变率的测量。

14MeV中子穿过组合材料引发^(238)U绝对裂变率的测量

为检验计算方法与参数 ,用小型平板铀裂变室测量了铁球壳表面沿赤道方向不同位置 1 4MeV中子穿透实验模型后引起的2 38U绝对裂变反应率 ,并与MCNP/4A和ENDF/B V库数据计算结果相比较。实验总误差为 6.1 %。

^(241)Am俘获反应中^(242)Cm α粒子测量方法研究

241Am发生中子俘获反应,主要生成激发态的242Amg(83.7%),242Amg通过β衰变生成242Cm,242Cmα粒子的最低能量比241Amα粒子的最高能量高约500 keV。用SRIM程序模拟了两种能量的α粒子在铝箔中的穿透情况,26μm的Al箔可以将241Am的α粒子完全吸收掉,242Cm的α粒子对26μm的Al箔穿透率达99.7%。在探测器前加26μm吸收铝箔,可以排除241Amα粒子对242Cm的α粒子测量的影响,实现242Cmα粒子的测量。

14 MeV附近^(191)Ir(n,2n)^(190)Ir反应截面实验研究

铱元素是测量中子能谱的优质活化探测器.本文围绕^(191)Ir(n,2n)^(190)Ir反应截面开展了实验研究,在PD-300中子发生器DT中子源上采用活化法以93Nb(n,2n)92mNb反应截面为标准进行了14 MeV附近9个能点的^(191)Ir(n,2n)^(190)Ir反应截面测量,活化产物采用高纯锗探测器进行了测量,获得了13.40-14.86 MeV范围内^(191)Ir(n,2n)^(190)Ir第2激发态截面sm2,^(191)Ir(n,2n)^(190)Ir基态与第1激发态之和的反应截面sg+m1、总反应截面sg+m1+m2和截面比sm2/sg+m1等实验数据,实验不确定度在3.4%-3.5%,其中,14 MeV对应sm2=(136.05±4.93)mb,sg+m1=(1972.35±67.06)mb,sg+m1+m2=(2108.40±71.99)mb,截面比sm2/sg+m1=0.0690±0.0024.实验结果与文献数据及ENDF/B-VIII.0和JEFF3.0/A数据库评价数据进行了比较,结果表明:第1激发态与基态截面之和sg+m1实验结果与文献数据取得了较好的一致性,ENDF/B-VIII.0数据库评价数据与本工作所得^(191)Ir(n,2n)^(190)Ir总反应截面sg+m1+m2实验数据较好地符合,对文献数据分歧情况进行了分析和澄清;本实验结果与文献数据相较有更高的测量精度,本研究结果可为核数据评价相关工作提供重要参考.

D-T中子诱发贫化铀球壳内裂变率分布实验

中子诱发裂变反应率是表征和检验中子在材料中的输运、裂变放能等过程的重要物理量.贫化铀球壳裂变反应率径向分布数据,可为铀核数据宏观检验及研究裂变放能与贫化铀球壳厚度的关系提供数据支持.本文设计了内径为13.1 cm,外径分别为18.10,19.40,23.35,25.40,28.45 cm的五种不同厚度的贫化铀球壳组合装置;利用位于球壳中心的氘氚中子源轰击贫化铀球壳装置,中子产额约为3×1010-4×1010s-1;在"赤道"平面与入射氘束成45°方向测量裂变反应率随径向分布的情况.为了克服裂变室和俘获探测器等自身对模型和中子场的扰动,本文选择与装置材料相同的贫化铀材料作为活化探测器,以活化探测器中的裂变碎片143Ce发射的γ射线作为测量对象,通过HPGe探测器测量的γ射线数,基于143Ce裂变产额数据反推裂变反应率.通过实验获得了贫化铀球壳内的裂变率及其径向分布规律,裂变反应率和相对标准不确定度分别位于5.28×10-29-7.58×10-28之间和6%-11%之间.基于蒙特卡罗程序和ENDF/BVI.8数据库完成了模拟计算,并与实验结果进行了对比分析,两者在不确定度范围内一致.

D-D中子源在聚乙烯球壳内反应率的绝对测量

利用D-D中子源／聚乙烯球壳模型，将裂变法和活化法结合，在聚乙烯球壳内水平方向的几个位置进行了反应率测量，获得了不同阈能的4种反应率的实验数据。裂变反应率结果的不确定度为2．5％～4．3％，活化反应率结果的不确定度约为6．3％。并利用MCNP程序进行了模拟计算，计算值均比测量值小，其中，^235U的差别最大。

俘获探测器转换系数刻度方法研究

本文介绍了一种用于裂变率测量的俘获探测器,研究了俘获探测器转换系数刻度方法。结果表明,特征γ射线刻度方法不受冷却时间的影响,有利于保证转换系数的适用性。在贫化铀装置内两个不同位置用裂变室对两个俘获探测器进行了刻度,两个俘获探测器的转换系数在4%的误差范围内一致。

贫铀/聚乙烯交替球壳中裂变反应率的测量与分析

为校验次临界能源堆的概念设计,采用活化法在贫铀/聚乙烯球壳交替装置上开展14MeV中子学积分实验。用HPGe探测器测量238 U(n,f)及235 U(n,f)反应的裂变碎片143 Ce衰变产生的293.3keV特征γ射线,得到装置中与入射D粒子束成90°方向上的238 U(n,f)及235 U(n,f)反应率分布,相对不确定度为5.1%～6.9%。采用MCNP5程序在ENDF/B-Ⅵ库下进行模拟计算,计算结果较实验结果高约5%。

利用γ射线测量核裂变数的探索研究

用聚脂膜与238U薄片交替叠加做成俘获探测器,238U的裂变碎片由聚脂膜俘获。研究了全谱γ射线发射率随冷却时间的变化关系,分析了冷却时间对全谱γ射线计数的影响。应用特征γ射线等时间间隔累积测量方法及指数拟合方法,提高了特征γ射线计数的测量精度,消除了冷却时间对转换系数的影响。