能谱变化对活化法中子注量测量的影响

在反应堆中子注量测量中，活化探测器可能会经历多个燃料循环的中子辐照，不同燃料循环的中子能谱也会发生变化。考虑到中子能谱变化的影响，对某批次国产反应堆压力容器辐照材料进行中子注量测量修正。计算结果表明，探测器权重快中子注量率（E＞1.0 MeV）修正后比理论中子注量率（E＞1.0 MeV）高1.75%；与修正前相比降低了3.73%，中子能谱变化的影响不容忽视。      

辐照监督管中Ni测量快中子注量率低泄漏修正研究

核电站反应堆运行一段时间后改为低泄漏装载,这种将深燃耗元件布置在最外区与最初最外层布置新元件两种装载对辐照监督管的中子注量率影响很大,在辐照监督管中子注量测量中必须对其进行修正,这种低泄漏修正因子一般采用理论计算给出。本文提出利用辐照监督管中的Ni活化生成物58Co半衰期短的特点,测量得到低泄漏修正因子。结果表明:试验测量的修正因子与计算值符合很好,辐照监督管中直接采用Ni探测器测量低泄漏修正的方法是可行的。     

六边形套管型燃料堆芯核设计专用程序试验验证

采用六边形套管型燃料堆芯（HCTFR）7个零功率物理试验方案的试验数据对核设计程序（CELL+CPLEV2）的计算精度进行工程验证。验证结果表明,7个临界试验方案的临界棒位有效增殖因子（k_eff）计算偏差均在±0.8%以内,与试验结果符合较好,控制棒价值和停堆深度计算偏差也都在可接受范围内,表明CELL+CPLEV2程序具有较高的计算精度和可靠性,可用于HCTFR的核设计。      

ThO2反应堆辐照后的核素分离与分析

在高通量堆(High Flux Engineering Test Reactor,HFETR)内辐照了ThO2样品,利用三氟甲烷磺酸(Trifluoromethanesulfonic Acid,TFMS)将辐照后的ThO2样品溶解,对辐照产生的233Pa和95Zr、103Ru、137Cs等裂片核素进行了分析,获得各核素相对于Th的产额;利用磷酸三丁酯(Tributyl Phosphate,TBP)萃淋树脂对铀/钍进行了分离,并用电感耦合等离子体质谱(Inductively Coupled Plasma Mass Spectrometry,ICP-MS)γ谱仪对辐照生成的U含量进行了测算。在热中子注量1.32×1020n·cm-2(快/热中子比约2.8∶1)条件下,7.1 mg辐照后的二氧化钍中233U含量为8.01μg(产额为0.128%,U/Th),232U含量为1.21×10-4μg,232U/233U为1.51×10-5。     

六边形套管型燃料堆芯临界质量测量试验结果验证分析

为验证核设计程序对燃料组件、铍组件和铝组件的计算可靠性,对六边形套管型燃料堆芯（HCTFR）临界质量测量试验数据进行了验证计算和偏差分析。通过分析不同位置铝组件的反应性差异,提出了新的近活性区铝组件计算模型,将铝组件近活性区布置方案的计算偏差从2.2%降低至0.1%,为堆芯核设计程序的工程验证奠定了较好的基础。      

MJTR围桶外中子注量测量及辐照能力评估

MJTR运行期间,在堆芯围桶外壁布置了多组活化探测器,对热中子和快中子探测器注量率及其分布进行测量,评估了MJTR围桶外辐照能力。试验结果表明MJTR围桶外紧贴围桶中平面高度位置2200m.s-1热中子注量率为3.46E＋10 n.cm-2.s-1,E≥1.0MeV快中子注量率为2.21E＋09 n.cm-2.s-1。轴向热中子与快中子注量率近似服从余弦分布,而径向热中子和快中子注量率近似服从指数衰减分布。在MJTR围桶外径向0-1500 mm距离内快中子注量率分布在109-100n.cm-2.s-1,MJTR围桶外能够进行辐照要求在此范围之内的材料考验。     

单晶硅受照热中子注量率的双箔活化法测量研究

由于活化箔材料和单晶硅目标核素的活化截面随中子能量的变化曲线形状不同，导致等效2200 m/s热中子注量率的活化箔法确定值与单晶硅目标活化率的对应值存在一定的偏差。为研究活化截面的变化差异对测量的影响，对热中子活化截面均服从1/v规律，但共振积分和2200 m/s热中子活化截面的比值相差较大的Zr箔和CoAl箔进行了测量比较。结果表明，由于超热中子对前者的活化率贡献更大，导致Zr箔确定的值明显高于CoAl箔的值，活化截面的变化差异对测量结果有显著影响。为消除该影响，采用通过两种活化箔确定的值和Stoughton-Halperin约定关系式建立方程组的方法，确定了与单晶硅目标活化率对应的等效2 200 m/s热中子注量率。