高通量堆辐照二氧化钍中~(233)U,~(232)U,~(233)Pa及裂变产物的积累与中子积分通量的关系

本文研究了在高通量堆上辐照ThO_2,在一定的中子能谱下,中子积分通量的变化(3.499×10~(20)-1.759×10~(21))对~(233)U产额、~(232)U/~(233)U比及裂变产物积累的影响。     

TIMS测定辐照后Gd同位素比的方法研究

建立了热电离质谱法(TIMS)测量天然及辐照后氧化钆同位素丰度比的检测方法。天然氧化钆制备成靶件,放入高通量工程试验堆(HFETR)预定孔道接受中子辐照,辐照时间共计91.3 h,反应堆功率为80 MW,辐照孔道中子注量率约为2×10~(14) n·cm~(-2)·s~(-1)。辐照后靶件经切割、转运、溶解、制样与测量等过程,完成了对可燃中子毒物钆的辐照与测量,并对测量值进行了修正。数据结果表明,热电离质谱法对Gd辐照后检验的分析数据准确可靠,辐照后样品的后处理方法合理,钆的各同位素的丰度变化值前后吻合,且与中子吸收截面大小密切相关。本方法可用于铀钆混合燃料芯块和卸料元件组件中可燃毒物钆的同位素分析。获得的实测数据可反向用于理论计算修正,以期获得更优的反应堆堆芯设计方案。     

质谱法测定西安脉冲反应堆~(99)Tc嬗变率

热堆是嬗变长寿命放射性裂变产物的有效途径之一。西安脉冲反应堆属于低中子通量热堆(满功率运行时热中子通量密度为4.5×10~(13)cm~(-2)·s~(-1)),利用该堆开展了6个裂变产物~(99)Tc靶的嬗变技术研究。经过6h满功率辐照,~(99)Tc辐照产物~(100)Ru在靶件中的含量接近10~(-6)水平,为测定~(99)Tc的嬗变率,采用高灵敏的质谱分析方法准确测量辐照产生的痕量~(100)Ru的量。为克服本底干扰和同质异位素的影响,采用单接收ICP—MS测量了未辐照前锝金属靶件中的杂质含量,采用~(99)Ru同位素稀释多接收电感耦合等离子体质谱技术测定了化学制样流程本底铷的含量,并对流程本底中Ru同位素比值进行了分析,最后采用同位素稀释质谱技术测量了6个辐照靶件~(100)Ru的含量。结果表明,嬗变率测量值的扩展不确定度好于1.5%。     

HFETR辐照石墨材料中子注量验证试验

钍基熔盐堆石墨材料辐照考验目标为:中子注量为5×10~(20)cm~(-2)(±15%)(E>0.1 Me V),堆内辐照试验温度650℃(允许偏差±50℃)。为了满足辐照考验要求,在高通量工程试验反应堆(HFETR)第92-I炉的K07孔道进行辐照验证试验。该验证试验辐照装置采用分段构成的型式,主要由辅助密封段、辐照试验段、气管组件3部分构成,辐照罐外围为去离子水,辐照罐内为惰性气体用于控制辐照试验温度。使用MCNP程序对各样品中子注量进行预示计算,同时在辐照装置阳面和阴面都布置了探测器进行中子注量测量。试验表明:在辐照试验过程中,在辐照装置调气系统最佳导热模式下辐照温度略高于上限700℃;利用MCNP程序预示计算中子注量结果为5.7×10~(20)cm~(-2)(E>0.1 Me V),而中子注量测量结果为4.83×10~(20)cm~(-2)(E>0.1 Me V),基本满足石墨材料辐照考验中子注量要求。     

白云母迹径探测器测量宽范围的绝对热中子注量率

我们用白云母径迹探测器测量了几种堆型的绝对热中子注量率,与活化金箔法测量结果在5％内符合。测量范围为10~2～10~8n/cm~2s。 1.原理 在所测的中子场中,裂变材料制成的靶(如~(235)U)受到热中子辐照后产生裂变,当固体径迹探测器与裂变靶贴在一起时,记录下径迹数,即可求得中子场的注量率:     

强流氘氚聚变中子源HINEG设计研究

强流氘氚聚变中子源HINEG(High Intensity D-T Fusion Neutron Generator)研发分两期:HINEG-Ⅰ为直流脉冲双模式,已成功产生中子强度1.1×10~(12)n/s的氘氚聚变中子,并实现连续稳定运行;HINEG-Ⅱ中子强度设计指标为10~(14)~10~(15)n/s量级,重点突破强流离子源和高载热氚靶技术。HNEG中子源可开展中子学方法程序与核数据、辐射屏蔽与防护、材料活化与辐照损伤机理和部件中子学性能等核能与核安全研究,同时也可在核医学与放射治疗、中子照相等领域拓展核技术应用研究。本文简要介绍HINEG总体设计方案与关键技术研究进展。     

国产A508-3钢288℃中子辐照考验

<正>对国产反应堆压力容器用A508-3钢在实验堆中进行了中子辐照考验,用于材料后续的辐照力学性能研究。考验温度为实际服役温度288℃,快中子注量为5×10~(19) cm~(-2)(E1 MeV)。中子辐照考验在中国原子能科学研究院49-2游泳池堆H8湿孔道开展。为达到试验要求,结合堆芯物理参数、H8孔道尺寸和辐照要求,设计了     

用~(16)O(α,α)~(16)O共振散射研究氧杂质对WSi_2形成及其性质的影响

用~(16)O(α,α)~(15)O共振散射在E_R=3.042MeV共振,分析样品中氧含量及浓度分布,研究了离子束混合引起的W-Si多层薄膜间的反应及形成的WSi_2薄膜性质与膜中氧杂质浓度的关系,氧的再分布与退火温度的关系。发现随着退火温度升高,氧朝表面扩散。形成硅化物时氧从硅化物中排出,并在表面和硅化物与单晶硅衬界面积累。在350℃下用As离子辐照时,含氧较低的样品直接形成六角WSi_2相,含氧较高的样品没有得到六角WSi_2相。含氧较少的样品,在离子束辐照下混合较均匀,形成的二硅化钨薄膜有较大的晶粒和较小的电阻。     

~(31)P(n,γ)~(32)P核反应制备高纯度磷[~(32)P]酸钠溶液

本研究以纯度为99.999%的赤鳞为靶料,通过~(31) P(n,γ)~(32) P核反应,在高通量工程试验堆(HFETR)内,热中子注量率为1.1×10~(14) n·cm~(-2)·s~(-1)时辐照28d。将辐照后的靶料用硝酸溶解、过氧化氢氧化、碳酸钠中和等化学处理,获得pH为7.0、放射性核纯度为99.999%、放化纯度为98.7%、放射性浓度为2.43×109 Bq·mL-1的有载体磷[~(32)P]酸钠溶液,其中磷含量为6.13mg·mL-1,满足2015年版《中国药典》对磷[~(32)P]酸钠口服溶液的技术指标要求。     

加速器联机装置运行状况

2008年武汉大学加速器联机系统初步建成,200 kV离子注入机至透射电镜束线进行了运行调试,开展了气体离子注入单晶Si、GaAs、Ag纳米晶和超临界反应堆材料(C276和6XN)的原位结构研究。结果表明,样品在注入至一定剂量时发生明显多晶和非晶化,单晶Si出现非晶化的临界剂量在10~(14) cm~(-2)。C276材料经1×10~(15)cm~(-2)的Ar离子辐照后,产生尺寸3-12 nm的位错环,其密度随剂量提高而增大,至5×10~(15)cm~(-2)出现多晶,剂量超过3×10~(16) cm~(-2)出现非晶化。在加速器-电镜联机光路上安装在线RBS靶室对离子束辐照材料进行元素成分和晶格定位测试。靠近电镜端安装50 kV低能离子源,开展核材料中氦泡形成过程的原位观测。对RBS/C装置进行数字化改造,用Labview控制系统运行,目前可进行计算机控制的背散射沟道测试。     

硼聚乙烯辐照老化性能研究

正硼聚乙烯是反应堆堆坑小室通道的屏蔽墙材料,长期受到较大剂量的射线辐照。为了满足屏蔽墙后续使用、维修和更换的需求,必须针对该材料开展辐照老化后物理性能的研究,从而为其提供数据支持。本文针对该问题,对中国核动力研究设计院提供的硼聚乙烯材料,首先使用~(60)Co对测试材料开展γ辐照考验,使其累计剂量分别达到1.7×10~5 Gy和3.4×10~5 Gy;然后使用实验堆对其进行中子辐照考验,令其累计中子剂量分别达到5×     

离子束辐照脱氧核糖核酸(DNA)及其碱基的ESR研究

用电子自旋共振波谱法对氮离子束辐照脱氧核糖核酸和碱基产生的自由基进行了研究。结果表明,离子束辐照DNA和碱基产生的自由基为离子自由基;自由基产额随辐照剂量的增加而上升,最终趋于饱和。在室温(10-20℃)和干燥条件下,对产生的自由基进行了一个多月的观测,不见有大幅度衰减,表明在室温条件下辐照产生的自由基具有较长的寿命。     

国产镍铬-镍铝热电偶耐中子辐照性能的试验研究

本文叙述了在反应堆内对国产镍铬-镍铝热电偶进行辐照试验的情况,证明它们耐中子辐照的性能良好.试验所达到的最高中子积分通量为:快中子(能量≥1兆电子伏)3.9×10~(20)中子/厘米~2和热中子1.6×10~(20)中子/厘米~2.     

高通量堆中辐照二氧化钍中~(233)U、~(232)U和裂变产物的积累与热中子积分通量及中子能谱的关系

本文研究了在高通量堆中辐照二氧化钍中~(233)U,~(232)U和裂变产物的积累与热中子积分通量及中子能谱的关系。热中子积分通量约从l×10~20到2×10~21中子/cm~2;快热中子比分别为3/1,2/1,1/1和l/2。所得结果揭示了~(233)U产额、~(232)U/~(233)U比及裂变产物积累随不同的中子能谱和热中子积分通量的变化规律。     

电磁线的辐照试验

在反应堆内对聚酰亚胺和聚酰胺酰亚胺电磁线进行了辐照试验。所达到的中子积分通量为:热中子8.0×10~(18)中子/厘米~2,快中子(能量≥1MeV)1.7×10~(18)中子/厘米~2。研究了它们的绝缘电阻、感应电流、耐交流工频电压性能和辐照后的机械性能。结果表明,这两类电磁线都具有良好的耐核辐照能力。     

~(115)In中子非弹性散射截面的实验测量及蒙特卡罗修正

~(115)In是一种重要的活化材料,准确测量它的中子非弹性散射截面数据对中子注量监测具有重要意义。在四川大学原子核科学技术研究所2.5 MV静电质子加速器上,利用核反应D(d,n)~3He产生的单能中子,以~(197)Au作为标准,采用活化法测量了2.95 Me V、3.94 Me V、5.24 Me V能点的~(115)In中子非弹性散射截面。用Monte Carlo程序MCNPX(Monte Carlo N-Particle eXtended)对靶头材料、冷却水层和样品的包层材料等引起的多次散射效应及注量率衰减效应等进行了修正计算,得到最终结果与Loevestam的计算值符合较好,并且实验中可通过减小靶管、靶底衬、水层及样品的包层材料等厚度来减小多次散射效应和自屏蔽效应的影响。     

高通量工程试验堆(HFETR)材料辐照中子注量率计算方法验证

材料辐照考验是高通量工程试验堆(HFETR)的主要任务之一,辐照孔道内样品中子注量率的准确计算是进行材料辐照试验的前提。介绍了HFETR材料辐照中子注量率计算的方法,并利用P15孔道材料辐照的计算值与实测值进行对比,对比结果显示,计算值与实测值偏差为7.14%,满足材料辐照考验的预示计算要求。     

脉冲离子束作用下的靶温度场-应力场耦合分析

靶温对无冷却装置的密封式中子发生器的靶寿命有重要影响。为对脉冲离子束作用下靶进行热-力耦合分析,采用以时-空二维高斯轴对称分布的功率密度为热源的间接耦合的有限元方法,获得了不同脉冲离子束工作状态下的靶温度场和应力场有限元分析结果。结合密封式中子发生器的靶温要求和热应力引起的靶膜热-力破坏效应,优化了密封式中子发生器中的脉冲离子束工作参数。     

小型移动式中子发生器

把从国外引进的高压终端与自行研制的脉冲系统等结合在一起,建成了一台小型移动式中子发生器。该中子发生器的长度是2 500 mm,重量小于1 t,可以方便地移动到所需要的实验场合。它主要由高频离子源、加速管、高压发生器、聚焦装置、供气系统、微秒脉冲系统、控制系统、真空系统和实验靶室组成。它能产生150μA的直流氘离子束和宽度为10～100μs,频率分别为10 Hz,1 000 Hz,10 000 Hz的脉冲氘离子束。D-T中子产额可达1.5×10~(10)s~(-1)。文章主要介绍了小型移动式中子发生器主要部件的工作原理和结构。     

阴离子交换法从辐照过的~(237)Np中回收~(238)Pu

本文详细地介绍了阴离子交换法从辐照过的NpO_2靶中分离纯化~(238)Pu的工艺实验结果。首先用~(237)Np和~(239)Pu研究了~(239)Pu在阴离子交换柱上的吸附和洗脱行为,以及影响~(237)Np/~(239)Pu分离的各种因素,拟定了四循环流程条件。最后用辐照过的NpO_2靶进行了热验证。~(237)Np和~(238)Pu交叉沾污小于1％;总回收率分别为99.6％和98.0％;第Ⅰ阴离子交换循环~(237)Np-~(238)Pu的总γ净化系数达到2.4×10_3。