衰变子体对^(241)Am_2Zr_2O_7固化体

为探索241Am核素衰变子体对241Am2Zr2O7烧绿石固化体晶胞体积的影响,根据递次衰变理论计算了241Am衰变子体种类及其含量随时间的变化值,并以Nd2Zr2O7作为Am2Zr2O7的模拟物,La作为241Am衰变子体Np的模拟元素,采用So-l喷雾热解法合成了(Nd1-xLax)2Zr2O7(0.1≤x≤0.9)系列模拟固化体。利用XRD和SEM研究了该固化体晶胞参数(a、V)随x的变化关系以及其烧结体的微观结构。结果表明,经103a后,241Am核素的相对摩尔分数仅为最初的10-5at%,其子体237Np的摩尔分数将达到70at%以上,并在4.3×103a后达到峰值(约99at%)。相较其他常规方法,So-l喷雾热解法能在更低温度、更温和的条件下获得纯相的(Nd1-xLax)2Zr2O7烧绿石样品,且能保证其烧结体晶粒细小(约10μm),结构致密,残余气孔率可减少到5%。(Nd1-xLax)2Zr2O7模拟固化体的晶胞参数(a、V)均随x的增加而逐渐增大,在相同x条件下,其晶格常数理论值较试验值大0.2%,其晶胞体积在x为0.9时将膨胀约4%。(Nd1-xLax)2Zr2O7模拟固化体晶胞参数变化趋势与(Am1-xNpx)2Zr2O7固化体的理论值基本一致。

镧系元素模拟衰变子体对An_2Zr_2O_7固化体结构及其γ辐照性能的影响

锆基烧绿石An2Zr2O7以优异的抗辐照性能和化学稳定性成为高放废物中锕系核素的理想固化基材,高放废物固化体在长期贮存过程中不断衰变产生衰变子体,必将影响固化体的结构和性能。本文以镧系核素Nd模拟锕系核素Pu、Am,La模拟其衰变子体U、Np,通过溶胶凝胶方法合成了(LaxNd1-x)2Zr2O7模拟固化体。样品经高能γ辐照,辐照剂量为233.78kGy。利用X射线衍射、Raman振动光谱和结构精修方法对辐照前后的系列样品进行了分析。结果表明:(LaxNd1-x)2Zr2O7系列固化体均为单一的烧绿石结构相;固化体的晶格常数随La的增加呈线性增加,晶体结构趋于有序化,意味着衰变子体有助于固化体趋向于更加有序的烧绿石结构。γ辐照和结构精修结果表明,随着子体的增加,An—O48f键长增大,离子键结合力减小,在辐照情况下晶格易发生无序化,抗辐照能力减弱。

衰变子体对锕系核素固化体结构和性能的影响

由于高放废物中的锕系核素不断发生α衰变,因此锕系核素的处理和处置必须考虑α内辐照效应和新生成的子体影响。对于有长寿命衰变子体的锕系核素固化,其固化体的长期安全稳定在很大程度上取决于衰变子体的行为。针对241Am,243Cm的α衰变过程中子体的寿命远大于母体的行为,利用级联衰变理论计算了核素含量随衰变时间的变化规律,计算结果显示在长达数万年的处置时间内,长寿衰变子体将是固化体的主要成分。锕系核素的锆石结构固化体(AnSiO4)研究表明,锕系核素在衰变过程中固化体的体积随锕系核素离子半径呈线性变化。计算表明在锕系核素固化体上万年的地址处置过程中,子体导致的241Am和243Cm锆石结构固化体(AnSiO4)的体积将分别增大约4%,5%。子体核素的产生将影响锕系核素固化体的抗辐照性能。

从递次衰变子体的γ放射性提取同位素独立截面

研究了从放射性产物或其递次衰变子体的γ放射性测量来提取第一代产物独立截面的技术。它适用于在束快化学元素分离样品中同位素独立截面的确定。运用这套技术进行了６００ＭｅＶ１８Ｏ轰击厚天然铅靶后分离出来的汞同位素分布的测量。

经由瞬态成分N_2H_6的氨生成过程中的热平衡低温等离子体衰变

用热平衡低温等离子体合成氨法和连续实时取样进样质谱技术来探测放电过程中瞬态成分N2 H6 衰变为氨的反应途径和步骤。实验表明 ,在氮氢混合气体放电合成氨的反应过程中 ,N2 H6

新型^(222)Rn和^(220)Rn及其子体浓度连续监测仪应用研究

在CAM基础上,加入^(222)Rn和^(220)Rn及其子体浓度连续监测方法,实现^(222)Rn和^(220)Rn及其各自子体浓度连续监测,并开展了测试,结果显示氡气测量上有较好的一致性,总体方法及仪器能给出可信和合理的结果.

便携式测氡仪器的研制

阐述了一种便携式测氡仪器的设计方案,包括测量原理、硬件和软件。通过分析氡的α衰变子体和说明区分这些子体的方法来阐明测量原理,详细介绍了组成该仪器的各个部件及其原理,如电源、半导体探测器、微控制器等。最后根据测量结果具体分析了仪器的性能。

γ谱法无损测定高浓铀材料中放射性杂质含量

介绍了γ谱法无损测定高浓铀材料屮放射性杂质的分析方法。该方法使用便携式高纯锗γ能谱仪测量高浓铀材料的7能谱,结合放射性衰变平衡理论计算,获得了高浓铀材料中铀同位素袞变子体的质量百分含量。实验结果表明:对于存放30 a的高浓铀材料,可检测出234U、235U和238U衰变产生的19种放射性子体,可测量质最百分含量低至10-17%的某些放射性子体。该方法测量结果与理论值能较好吻合,可用于高浓铀材料溯源分析研究。

四川新先达测控技术有限公司

KJD－2000R测氡仪 该仪器是一种新型的连续测氡仪器，属标准测量方法之一，它利用静电收集氡衰变子体进行累积测量，灵敏度高，现场获取结果，体积小、重量轻、测量时间短、探测器无污染、性能稳定。

铀燃料组件的γ辐射水平计算及防护建议

铀燃料元件厂操作235U富集度 ≤ 5%的铀物料,在设计和运行中,对操作铀物料的外照射危害,除采取时间和距离防护措施外,通常不采取屏蔽防护措施。本文以铀燃料元件厂组件组装工序为例,对组件辐射源进行分析并计算组件表面剂量率,给出外照射防护建议。文中重点对238U衰变子体234mPa对γ剂量率的影响进行了分析计算。

回收铀贫料容器辐射水平分析及防护建议

我国目前正在大力推进闭式燃料循环,若对堆后铀进行再循环,将操作回收铀,需考虑回收铀贫料的放射性对工作人员的外照射影响。本文将分别对回收铀中各核素对于剂量的贡献及回收铀、天然铀贫料容器的表面辐射水平进行计算分析,并给出外照射防护建议。文中重点对U-238和U-232衰变子体对γ剂量率的影响进行了分析计算,并根据计算结果对回收铀的操作和贮存方式提出了防护建议。

用于测量氡浓度的径迹蚀刻探测装置(英文)

文章描述了NRPB用于测量居室和工作场所氡浓度的径迹蚀刻剂量学体系 ,并考虑了适用于大规模评价吸入室内空气中氡的衰变子体所致危险度的理想氡剂量学体系所应该满足的原则 .NRPB现用的径迹蚀刻剂量学体系满足这样理想体系的要求 .对筛选测量的原则进行了简要描述 .例如 ,为了弄清某一房间是否存在氡子体的危险水平 。

基频光辐照靶产生的3ω_0/2光谱与散射角的关系

用六条光纤组成的光纤阵列配光学多道分析仪 ,发展了一种多角度光谱分辨的诊断技术 (MASRS)。用多角度谱分辨的散射光探测系统系统在 6个角度对 1 0 5 3μm激光辐照CH平面靶产生的 3ω0 / 2散射光谱进行了研究 ,实验显示散射光谱红移峰的峰位移动量和峰宽度与散射角度有较强的依赖关系 ,实验结果与理论模型计算的结果进行了比较 ,并由此估计了碳氢等离子体的电子温度约为 0 5 5keV。

SRS与TPD产生超热电子特性研究

高功率激光与等离子体相互作用(LPI)产生的超热电子能谱与空间分布是激光惯性约束聚变(ICF)中评估预热增熵、优化靶参数设计的关键依据,因此是研究上的重要内容。基于神光Ⅱ激光装置,研究了不同条件的激光与碳氢平面靶作用产生超热电子的能谱与空间分布。实验结果表明,超热电子能谱符合麦克斯韦分布,拟合温度处于30~65 keV范围,靶前方向得到的超热电子温度和强度均高于靶后方向。在靶后方向探测到的超热电子空间分布近似高斯分布,峰值方向在靶背法线方向。靶前散射光谱上有较强的对流受激拉曼散射(SRS)信号及具有双峰分布特点的双等离子体衰变(TPD)信号。理论结合实验数据分析表明,在高温大尺度等离子体条件下,SRS产生的超热电子相比TPD占据主导地位。此外,分析了由SRS产生的电子等离子体(EPW)波加速的电子动能与散射光波长的关系,发现加速后电子的动能随着散射光波长的增加而增加,与实验结果相符。