235U快中子核反应截面协方差评价

本文基于最小二乘不确定度传递方法,建立²³⁵U中子裂变核反应截面模型依赖型与非模型依赖型协方差评价体系。通过针对实验测量较丰富的中子反应总截面、辐射俘获、(n, 2n)等核反应实验数据不确定度源项分析,为协方差评价提供实验基础,并给出对应核反应截面的非模型依赖型协方差评价数据。通过开展快中子能区²³⁵U核反应理论模型参数灵敏度计算与分析,导出实验测量缺乏的核反应截面模型依赖型协方差评价数据。经上述系统评价,所得协方差数据与核反应截面中心值研究过程自洽、物理合理,并按国际标准ENDF-6格式输出,便于核工程用户使用。     

高速无源燃料棒235U富集度检测设备研制

高速无源燃料棒²³⁵U富集度检测设备采用小型化模块化BGO+SiPM探测器串列及集成了放大、甄别、信号采集、网络传输、I/O功能的多通道核电子仪器组成检测体,设计恒温箱对检测体温度进行精准控制,通过燃料棒传输及上下料装置完成燃料棒²³⁵U富集度及棒内富集度异常芯块的全自动检测。设备具有良好的芯块年龄校正功能。测试表明,单通道96只探测器检测速度6 m/min时,富集度检测精度优于2.1%,对基体富集度3.4%、富集度偏差8.73%的异常芯块检出率为70%,检测置信度95%。     

UO2?-Er2O3燃料芯块制备技术初步研究

对Er₂O₃质量分数为4.32%的UO₂-Er₂O₃可燃毒物燃料芯块的制备技术进行了初步研究。通过对比不同工艺条件（混料、成型、烧结）下,芯块的外观完整度、密度、晶粒度等性能,初步得到了UO₂-Er₂O₃燃料芯块的制备技术。试验表明:干法球磨混合6?h,添加5‰的聚乙烯醇（PVA）,300~350?MPa压力下冷压成型,1700~1750℃、H₂气氛中烧结2~3?h,可得到外观完整、密度大于等于95%理论密度（T.D.）、晶粒尺寸大于8?μm的UO₂?-Er₂O₃燃料芯块。      

基于全自动振动装管装置的核燃料棒芯块装管工艺及改进

确定了全自动振动装管的振动频率等参数。由于全自动振动装管工艺易造成包壳管定位差、包壳管管口磨痕等缺陷,影响燃料棒的外观质量,通过对全自动振动装管装置及辅助工装的改进,特别是针对包壳管管口磨痕等缺陷进行了一系列的工艺优化及改进,解决了装管过程中的燃料棒表面磨痕问题,提高了全自动振动装管装置的稳定性和可靠性。     

添加Al2O3和SiO2的大晶粒UO2芯块制备研究

研究了Al2O3和SiO2添加剂对UO2芯块晶粒尺寸的影响.结果表明加入少量的Al2O3和SiO2,可有效促进烧结过程中UO2芯块的晶粒度长大,过量加入则会阻碍烧结过程中UO2芯块的致密化;在添加量一定的情况下,添加不同比例的Al2O3和SiO2,对芯块晶粒尺寸有较大影响,只添加SiO2,对芯块晶粒尺寸影响不大,Al2O3添加量增加,芯块晶粒尺寸随之增加;添加Al2O3和SiO2促进UO2芯块晶粒长大的机制是在烧结期间发生了液相烧结.     

用产额比测量~(235)U/~(238)U同位素丰度比

用裂变产额比法测量了样品中235 U/238 U同位素丰度比。样品受14.8MeV中子短时间辐照后,用HPGe谱仪系统跟踪测量其γ能谱,从各自的特征峰分析得到不同裂变产物的加权平均产额,得到了若干对产物核素的产额比与丰度比的相关曲线。     

(U,Gd)O2芯块试验与工业生产

文章介绍在宜宾核燃料元件厂(YFP)生产线上进行(U,Gd)O2芯块工业规模的生产试验及产品合格性鉴定,对试验结果进行讨论和评价.结果表明YFP的(U,Gd)O2芯块生产线完全具备工业生产能力,并实现(U,Gd)O2芯块制造的国产化.     

无源γ能谱法非破坏测定核燃料中~(235)U丰度

利用γ能谱法对 UO_2 中~(235)U 丰度进行了非破坏分析研究.测量结果与质谱分析结果对照只差3—1%,在最短测量时间为7分钟的情况下,其相对统计误差为4—1%(2σ 水平).本方法的特点是简便、快速、对样品无破坏及对各种样品的适应性强.     

模拟ThO2辐照靶件中微量233U提取工艺研究

为了从模拟ThO₂辐照靶件中分离提取微量铀,系统考察了基于TBP萃取剂的溶剂萃取法和基于Dowex 1×8阴离子交换树脂的离子交换法的工艺参数。在最优工艺条件下,通过比较铀回收率、铀中钍及裂变产物的去污因子、分离流程耗时及废物产生量等关键工艺参数,系统评估了这两种方法从钍中分离提取微量铀的优缺点。结果表明,在小批量样品分离中(5～10 g ThO₂),阴离子交换法优于溶剂萃取法,该工艺得到的铀产品中裂变产物的含量均小于0.01%,钍的含量小于0.02%,铀的回收率为98.3%。一次流程耗时约5 h,产生废物量约500 mL。本文研究结果可为下一步辐照ThO₂制备²³³U的台架实验及分离装置的设计与加工提供关键技术参数。     

用中子活化分析法测定~(238)U/~(235)U同位素丰度比

本文论述了用中子活化分析法测定含微量铀的样品中~(238)U/~(235)U同位素丰度比的原理及方法。样品在反应堆中接受短时间照射后,用Ge(Li)探头或高纯锗探头-多道能谱分析仪-计算机系统测量射线的能谱.可以分辨出~(238)U和~(235)U的许多监测峰。利用这两种监测峰计数之比与这两种同位素丰度比成正比的关系,分析铀的同位素丰度比,在~(235)U丰度为0.6％-18％范围时精密度为1％-2％,在贫化铀和18％-60％丰度~(235)U时,精密度为2％-3％。     

茶叶中多种氨基酸15N同位素丰度的检测研究

建立了气相色谱-质谱联用（GC-MS）测定茶叶中丙氨酸、丝氨酸、谷氨酸、天冬酰胺、茶氨酸、谷氨酰胺氨基酸同位素丰度的检测方法。茶叶样品经浸泡提取后,经N-甲基-N-（三甲基硅烷）三氟乙酰胺（MSTFA）进行衍生,在优化的色谱-质谱条件下,6种目标氨基酸衍生物均检出。验证了丙氨酸、丝氨酸、谷氨酸、天冬酰胺、茶氨酸、谷氨酰胺的¹⁵N同位素丰度在10%~98%内均可以被准确测定。建立的方法精密度优于0.6%,绝对偏差小于0.6%。所建立的方法样品前处理简单,同位素丰度检测准确,可满足茶叶中标记氨基酸同位素丰度检测,该方法也可推广至不同农作物中氨基酸同位素丰度的检测,为植物中氨基酸相关转化路径及代谢循环研究提供技术支持。     

核安全与保障——利用铀的Kα1 X和低能γ射线能谱测定^235U丰度的实验研究

近年来，在IAEA（国际原子能机构）的倡导和支持下，国际上开展了低能区γ／X射线测定核材料中铀、钚含量和同位素组成的研究，它综合了现有NDA（非破坏性分析）技术，能获得精确可靠的结果。此方面的研究工作目前还在进行中，特别是现场应用和软件开发。本工作小组对这项工作进行了广泛调研，并开展了初步实验研究。本工作使用一宽能HPGe探测器，对5个不同丰度的低浓铀（LEU）样品进行测量，样品^235U丰度在0．3％～4．5％之间。     

气相色谱-质谱联用法检测13C标记葡萄糖的同位素丰度

为了评价稳定同位素¹³C标记葡萄糖作为示踪工具的质量,本研究通过衍生化试剂的筛选、衍生化条件的优化以及选择合适的质谱采集模式,建立基于气相色谱-质谱联用(GC-MS)技术测定¹³C标记葡萄糖同位素丰度的方法。除衍生条件的优化外,本文重点通过配制不同浓度的葡萄糖溶液对两种不同采集模式的检测结果准确性进行探究。结果表明,衍生化试剂N-甲基二(三氟乙酰胺)(MBTFA)的衍生效果较N-甲基-N-(三甲基硅烷基)三氟乙酰胺(MSTFA)更优,在低浓度下采用离子扫描模式(SIM)检测结果的准确性高。本研究的¹³C标记葡萄糖同位素丰度检测方法,其精密度优于0.2%,绝对偏差小于0.3%,可作为¹³C标记葡萄糖同位素丰度的检测方法,并为相关领域研究提供技术支持。     

压水堆核电厂一回路硼浓度偏差分析与10B丰度变化研究

运用理论推导的方法分别对考虑与不考虑硼化2种情况下的10B丰度的变化进行计算分析,给出压水堆一个循环内的10B丰度变化规律,并将10B丰度计算值与实测值进行对比。对比显示在考虑硼化之后的丰度表达式是精确的。以此为基础,可以对燃料管理软件给出的理论硼浓度进行修正,并进行实验验证。通过所给出的公式与分析方法,可对硼浓度偏差进行修正。     

电沉积 LEU UO2 靶件生产医用99Mo的工艺研究

⁹⁹Mo是一种重要的医用放射性同位素。采用低浓铀（LEU）靶件生产裂变⁹⁹Mo是发展趋势。本工作进行了电沉积UO₂靶件制备、靶件溶解以及⁹⁹Mo化学分离等工艺研究,确定了电沉积LEU UO₂靶件制备医用裂变⁹⁹Mo的工艺流程。研究表明,于不锈钢管内壁上电沉积UO₂,在pH=7、电流0.5~2 mA/cm²、温度75~90 ℃、镀液中U浓度5 mg/mL条件下,经过约210 h电沉积,不锈钢管内壁上UO₂沉积层质量达到42 mg/cm²;采用6 mol/L HNO₃溶解UO₂镀层。采用α-安息香肟沉淀法实现⁹⁹Mo与大量裂变产物的初步分离,采用阴离子交换法与活性炭色层法联用实现⁹⁹Mo的纯化;纯化后的⁹⁹Mo溶液中,杂质¹³¹I、⁹⁰Sr、⁹⁵Zr、¹⁰³Ru、²³⁸U活度与⁹⁹Mo活度比值分别为4.47×10^-6%、7.40×10^-7%、8.67×10^-7%、2.57×10^-6%、1.69×10^-14%,均小于《欧洲药典》规定值,满足医用要求。本工作建立了电沉积LEU UO₂靶件生产高纯医用裂变⁹⁹Mo的工艺流程,为今后采用LEU技术生产医用裂变⁹⁹Mo,进而实现其自主规模化生产打下了基础。     

放电等离子烧结参数对U3Si2芯块力学和热学性能影响的研究

U₃Si₂是轻水堆中最具前景的事故容错核燃料之一,有望在未来取代UO₂核燃料而被广泛使用。目前,采用放电等离子烧结(Spark Plasma Sintering,SPS)技术制备U₃Si₂芯块的研究已被广泛报道,但SPS参数对芯块性能的影响还尚不明确。本文采用SPS技术制备了U₃Si₂芯块,并研究了不同烧结温度(1 000～1 300℃)和压力(30～90 MPa)对芯块的力学和热学性能的影响。利用激光导热仪测量了芯块的热扩散率,并计算出芯块的热导率。通过纳米压痕仪测量芯块的力学性能,包括硬度、杨氏模量和断裂韧性。研究结果表明：所制得的U₃Si₂芯块热导率在27～700℃范围内均呈现线性增加的趋势,并随着烧结温度和压力的升高而增大;芯块的硬度和杨氏模量随烧结温度升高而增大,且随着压力的升高呈现先增加后平缓的趋势,并在60 MPa趋于平缓;芯块的断裂韧性随烧结温度升高而降低,并随着烧结压力的升...     

压水堆燃料棒UO2燃料芯块与锆合金包壳化学相互作用层研究

反应堆运行期间,锆合金包壳与燃料接触后不断氧化,与燃料结合形成牢固的化学相互作用层,影响燃料间隙热导、包壳力学性能和燃料包壳机械相互作用。本文以压水堆核电站燃耗45 GWd·t U-1完整燃料棒为研究对象,利用金相显微镜(Metallographic Microscope)、扫描电子显微镜及能谱分析(Scanning Electron Microscopy-Energy Dispersive Spectroscopy,SEM-EDS)和热室内拉曼光谱(Raman Spectroscopy)方法对其化学相互作用层形貌及结构进行分析,国内首次获得堆内辐照后包壳和芯块化学相互作用层相关分析数据。结果表明：运行至45 GWd·t U-1燃耗后,燃料芯块与包壳间隙形成14～19μm的化学相互作用层,不同位置机械接触的时间顺序差异,导致作用层的不连续形成与长大。SEM-EDS结果表明,相互作用层呈“蠕虫”状形貌,且由U、Zr、O三元素构成形成混合相(U,Zr)O_x化合物,并且发现化学相互作用层由化学黏附和机械作用共同作用的结果。拉曼光谱显示,化学相互作用层主要由四方相氧化锆(...