裂变率测量中的杂质影响及基消除方法

核裂变法是通过测量中子进行裂变率测量的重要方法。常用于炽子测量的裂变室有＾２３５Ｕ裂变室和＾２３９Ｐｕ裂变室，快中子测量可以用＾２３８Ｕ、＾２３２Ｔｈ和＾２３７Ｎｐ等裂变室。通常用于裂变室的可裂变核素是采用同位素分离方法或人工方法得到的，其中含有少量其他核素杂质。     

加速器驱动洁净核能系统中的核素平衡条件

对加速器驱动洁净核能系统（ＡＤＳ）次临界堆内核素的转换进行了研究。研究结果表明：ＡＤＳ具有充分利用核资源的可能性。次临界热堆中能工作在ψ＝１０＾１５￣１０＾１６ｃｍ＾－２．ｓ＾－１下仍可稳定工作，且平衡时的易裂变核素（＾２３３Ｕ和＾２３９Ｐｕ）数目与初始装料核素的比值远高于热堆的。ＡＤＳ中，外源中子可有效地将可裂变核素转换易裂变核素。为加速达到平衡，初始装料中加入少量＾２３３Ｕ及＾２３９Ｐｕ是一种     

裂变缓发γ射线能谱的蒙特卡罗模拟

采用递次衰变路径搜索和遍历的递归算法编制一程序,该程序可用于计算裂变核素在中子辐照时和辐照后任意1种或1组裂变产物在任意时刻的放射性活度、γ能谱及其随时间的变化。计算了²³⁹Pu在池式堆快中子照射下的裂变缓发γ能谱。用MCNP软件模拟了高纯锗探头对裂变缓发γ射线的能谱响应。模拟结果可用于指导核材料裂变产额测量等研究工作。     

固体径迹探测器法测DF-Ⅵ快中子零功率装置中心的平均裂变截面比~(238)σ_f/~(235)σ_f

平均裂变截面比是快中子反应堆物理研究中的一个重要参数,它可以用来评价和修正截面数据和中子能谱计算。 在过去,主要采用裂变室和活化法测量。六十年代,固体径迹探测器技术获得迅速发展,由于它比较简单,体积小,又可以直接记录裂变碎片,所以很快被用来测量裂变率分布和平均裂变截面比。 本工作是用固体径迹探测器测量DF-Ⅵ装置中心的。     

高效率快裂变室设计方案

介绍了一支用于瞬发中子衰减常数测量的高效率快裂变室的设计方案.裂变室采用21层平板型电极结构设计,镀层235U质量350mg,对快中子的探测效率达到1‰.采用极板窄间距设计和5路信号输出方式实现裂变室的快时间响应,其通过142型电荷灵敏前置放大器输出的信号上升时间约16ns.     

能谱变化对239Pu裂变室测量快中子注量的影响

热中子和共振区的中子在快中子临界装置中所占的份额很小,但是由于其相对大的截面,在慢化物存在的情况下,热中子和共振中子份额的微小变化,对^239Pu裂变室测量中子注量的结果影响很大。通过测量^239Pu裂变电离室在包镉和包硼、周围有无慢化物等情况下的反应率,Au、In活化片的镉比,S活化片在能谱变化下与^239。Pu的反应率比等,分析了快中子临界装置中热中子和共振区中子的分布,讨论了中子能谱变化对^239Pu裂变室测量快中子注量的影响及解决办法。     

用贫化铀裂变室测量绝对裂变率的影响因素研究

用贫化铀裂变室进行绝对裂变率测量。分析了裂变室记录裂变碎片的效率．对影响绝对裂变率测量的因素进行实验研究，包括探测器之间扰动影响，裂变室结构材料的影响等。     

核废料核素MA的铀资源当量模拟计算

在快中子反应堆模型上,用MC方法模拟计算和比较单位质量MA核素和易裂变核素引起的反应性变化.计算结果表明1 kg MA核素的作用相当于0.6 kg235U.     

启明星Ⅱ快中子能谱区裂变率分布研究

使用MCNP程序对启明星Ⅱ进行了裂变率分布的详细计算分析。根据理论计算的分布规律，优化了实验测量裂变率分布方案，合理布局了探测器位置。用固体核径迹探测器开展了启明星Ⅱ快中子能谱区裂变率分布的实验测量研究，确定了快中子能谱区的裂变率分布。测量结果显示：快中子能谱区裂变率分布与理论计算结果基本符合。测量结果对ADS次临界反应堆确定堆芯裂变功率提供了数据参考。     

通过测量裂变碎片的γ射线研究中子测量技术

描述了通过测量裂变碎片的γ射线来研究测量中子的方法。＾２３８Ｕ薄片的裂变碎片由聚脂膜俘获，其γ射线由ＮｉＩ（Ｔ１）探测器测量。在不同系统上测量了中子，测量结果与用裂变室的测量结果一致。分析和讨论了实验结果。     

IHNI-1中子束快中子注量率测量

为检验和确定用于硼中子俘获治疗(BNCT)的医院中子照射器(IHNI-1)的快中子污染源项,设计了用于快中子注量率测量的包硼~(235)U裂变电离室。利用MCNP程序对电离室的注量响应进行优化设计,计算包裹不同厚度硼壳时电离室的注量响应曲线,最终选择35mm厚B4C壳作为低能中子屏蔽层。利用该电离室测量IHNI-1热中子和超热中子束的快中子注量率,并与模拟计算值比较。结果显示,实测的中子束比模拟计算结果具有更多的快中子成分,低于国际原子能机构(IAEA)推荐的目标值。     

用于CSNS反角白光中子能谱及注量率测量的快裂变室

即将建成的中国散裂中子源(China Spallation Neutron Source,CSNS)反角白光中子束线可为核数据测量提供高注量率的脉冲白光中子束流,填补我国核数据测量用白光中子源的空白,提高我国核数据测量水平,满足核能、核技术及基础核物理研究对核数据的需求。该束线建成后,其中子能谱及注量率的精确测量将是开展其它物理实验的基础,快裂变电离室因其独特优点被选为中子能谱和注量率测量探测器。通过实验研究了快裂变电离室的粒子分辨性能、时间分辨性能;确定阴、阳极的合理间距为10 mm,据此测得电离室的时间分辨约15 ns;利用235U样品量计算的探测效率与利用伴随粒子法给出的探测效率在不确定度范围内符合,因此可以标定快裂变室的探测效率。通过这些工作,完成了满足反角白光中子束能谱及注量率测量需求的快裂变室的物理设计。     

一种高灵敏度裂变室的研制

介绍了一种高灵敏度裂变室的研制,探讨了其设计方案、制造工艺和性能。这种裂变室灵敏区较宽、热中子灵敏度较高、抗γ能力较强,可作为核反应堆堆外中子注量率测量探测器,可在反应堆启动和不同功率运行时给出功率监测的信号。该裂变室通过了LOCA工况试验测试,可用于事故后监测。     

A thin film 10B sample for measuring the atom number

In order to measure differential cross sections of the 10B(n,α)7Li reaction induced by MeV neutrons using the forward-backward coincidence method, a thin film 10B sample was designed and the 10B atom number was determined with a reference 10B film sample. Alpha counts of the 10B(nth,α)7Li reaction from the 10B thin film and the reference sample were measured using a gridded ionization chamber and thermal neutrons, which were moderated and thermalized by paraffin from fast neutrons produced in D(d,n)3He reaction on a 4.5 MV Van de Graaff. The neutron flux was normalized by measuring the fission yield of a small 238U fission chamber.     

Evaluation of Power History during Power Burst Experiments in TRACY by Combination of Gamma-Ray and Thermal Neutron Detectors

A combination method using γ-ray and thermal neutron detectors was newly applied to the accurate evaluation of power histories during reactivity-initiated power burst experiments in the Transient Experiment Critical Facility (TRACY). During an initial power burst, the power history was determined using a fast response γ-ray ionization chamber, which was used because of its ability to exactly trace the power history within a short duration of the initial burst. After the initial burst, a micro fission chamber containing highly enriched uranium was used for the determination of the power history because the γ-ray ionization chamber could not be applied due to the contribution of delayed γrays from fission products. By the present method, the power histories were evaluated for the experiments in the range of 1.50 to 2.93$ of the reactivity insertion. It was found that the peak power and integrated power as determined by the previous method using only the micro fission chamber were underestimated to be 40% and 30% in maximum, respectively, in comparison with the results from the present evaluation. The numerical simulation performed by using the Monte Carlo method indicated that the underestimation could be comprehended by considering the time delay of thermal neutron detection of the fission chamber, which arose from the flight-time of neutrons from the TRACY core to the fission chamber.     

^252Cf微型快裂变室

本文叙述的快裂变室主要用于~(252)Cf裂变中子飞行时间谱测量。该裂变室具有重量轻(1.65g)、上升时间快(6ns)、对裂变碎片探测效率>99％等特点。针对裂变中子能谱测量的特殊要求,详细论述了裂变室设计应遵循的基本原则及其对能谱测量可能带来的影响。     

兰州大学的中子发生器研制及应用展望

1988年兰州大学成功研制了3×10¹² s^-1的ZF-300强流中子发生器,主要用于核数据测量、材料辐照损伤等研究。为进一步开展活化法中子核数据测量、裂变物理等研究,兰州大学启动了基于倍压加速器的ZF-400强流中子发生器研制工程,该中子发生器的设计指标为D束流能量400 keV、D束流强度大于30 mA、D-D中子产额大于5×10¹⁰ s^-1,D-T中子产额大于5×10¹² s^-1。在裂变物理研究方面,已成功发展了描述裂变核断点裂变势的势驱动模型（potential-driving model）,并开展了中子诱发典型锕系核素裂变发射中子前裂变产物的质量分布计算研究;将potential-driving model植入Geant4程序,发展了用于裂变发射中子后裂变产物质量分布、动能分布、裂变中子能谱等模拟的蒙特卡罗方法,并开展了可靠性评估研究;研制了一套用于裂变产物实验测量的双屏栅电离室（TFGIC）,并完成了初步实验测试。在中子应用技术方面,为满足小型化中子应用技术系统的研发需求,兰州大学成功研制了长度984 mm、直径234 mm的紧凑型中子发生器,通过在引出加速电极和靶之间加电阻的方式产生偏置电场,实现对靶上二次电子的抑制。在自注入靶条件和150 keV氘束流能量下,D-D中子产额可大于5×10⁸ s^-1,该中子发生器已具备产生D-T中子产额大于10¹⁰ s^-1量级的潜力。完成了基于紧凑型D-T中子发生器的快中子准直屏蔽体的设计,并研发了基于微通道板的快中子成像探测器,初步D-T快中成像测试显示,图像空间分辨率约为500 μm。开展了基于紧凑型D-D中子发生器的核燃料棒²³⁵U富集度及均匀性检测系统研发,仿真研究表明,在D-D中子产额5×10⁸ s^-1条件下,对核燃料棒中10%范围内的²³⁵U富集度相对变化的检测置信度可达到99%。     

用于在线测量反应堆内热中子相对通量密度分布的闪烁体光纤探测器研究

闪烁体光纤探测器采用双探头甄别中子信号,利用252 Cf裂变源对探测器系统进行了测试,并与3 He计数管的计数进行了对比。在启明星1#上进行了热中子相对通量密度分布的测量,结合Geant4得到的不同能量段的中子转化率及MCNPX模拟得到的反应堆中子能谱,对探测器进行了相对效率刻度,测试结果与固体核径迹探测器测得的裂变率分布进行了对比。测量结果表明,闪烁体光纤探测器对于252 Cf中子源的响应基本符合点源的衰减趋势,与3 He计数管的测量结果符合较好。在启明星1#热区测得的热中子相对通量密度分布与固体核径迹探测器测量到的结果一致,快区测得的热中子相对通量密度分布与3 He计数管的测量结果及MCNPX的模拟结果符合较好。测量结果为闪烁体光纤探测器的研究提供了较好的实验依据。