固体径迹探测器测量微型反应堆裂变率

利用固体径迹探测器测量处于微型反应堆不同位置的燃料元件内单位体积的裂变率,得到了堆的裂变率分布和总裂变率,并与其它参数相结合,求得了反应堆功率。同时,测量了对应功率下反应堆内辐照座的热中子通量密度,得到了单位功率的热中子通量密度,从而求得了额定中子通量密度下的运行功率。文章给出的测量方法,避免了其它方法测量功率所引入的近似假设。     

固体径迹探测器测量重水零功率反应堆快裂变因子

介绍了利用固体径迹探测器测量快裂变因子的原理、方法和实验结果。并将实验结果与理论计算结果进行了比较,两者在误差范围内相符合。     

固体径迹探测器测量反应堆中子注量率的三角修正公式

给出了在用固体径迹探测器测量反应堆中子注量率时,反应堆启动过程对径迹计数影响的修正公式,即所谓的“三角修正”。该三角修正公式与反应堆功率上升周期和径迹探测器辐照时间有关。最后讨论了使该修整小于１％对周期和辐照时间的要求。     

固体径迹探测器测量快裂变因子

介绍了利用固体径迹探测器测量快裂变因子的原理,方法和实验结果,并将实验结果与理论计算结果进行了比较,两在误差范围内相符合。     

用固体核径迹探测器测量反应堆周围的快、热中子注量率分布

固体核径迹探测器体积小,不受湿热、振动、电源波动等的影响,能够长时间记录低注量率中子。我们用以测量反应堆周围的中子注量率分布。 1.原理和方法 在本测量中采用~(238)U和~(235)U为裂变材料,云母为径迹探测器。用铀电镀成的可裂料片与云母探测器紧密贴合,在中子的作用下,铀的裂变碎片射入云母,形成径     

微型反应堆裂变率分布实验研究

利用固体径迹探测器测量处于微型反应堆不同益的燃料元件内单位体积的裂变率，得到了堆的裂变经分布和总裂变率，并与其它参数相结合求得了反应堆功率。同时，测量了对应功率下反应堆内辐照座的热中子通量密度得到单位功率的热中子能量密度，即额定中子能量密度下的运行功率。文章给出的测量方法，避免了金箔法测量反应堆功率所引入的近似假设。     

固体径迹探测器测量绝对中子注量率的一种简便法

文章叙述了用4πβ-γ符合仪器测量金箔的活性,求得所测中子场的绝对中子注量率,然后对固体径迹探测器进行刻度。由于将几个因子归并为一个简单系数,简化了公式,用时十分方便。本方法适用于任何厚度的裂变源。     

PETP固体径迹探测器的性能研究

报道了惭烯对苯二酸醌固体核径迹探测器对裂变碎片记录性能的实验研究。在改变温度、蚀刻时间和蚀刻液浓度等条件下测量了裂变碎片迷平均直径的变化。实验结果表明：蚀綮 变化对裂变碎片径迹的影响最大，而浓度和蚀刻的影响不大。同时用低能＾１６Ｏ重离子辐照ＰＥＴＰ探测器，并得到了它的标定曲线。     

固体径迹探测器在加速器驱动洁净核能系统中的应用

介绍了加速器驱动核能系统(ADS)中次临界反应堆物理实验研究的内容和固体径迹探测器(白云母,CR-39)测量ADS堆芯中子通量和中子能量的原理。     

固体核径迹探测器的最新进展

本文介绍固体核径迹探测器近几年来的主要进展,如发现α反应径迹、合成CR-39-SO_2、气泡损伤探测法,以及在各领域中应用的新进展。     

用固体径迹探测器测定无限厚裂变源的自吸收因子

在固体径迹探测器的应用中,裂变源总有一定厚度。裂变源厚度对固体径迹探测器探测效率的影响是一个重要参数。如果定义探测器效率为:蚀刻后在探测器上观察到的径迹数目与入射到探测器上的碎片数目之比,那么探测器的效率应是一个常数。裂变碎片能否入射到探测器上,与裂变源的厚度有关,因为在裂变源中,各向同性发射的裂变碎片,必然有一部分完全停止在裂变物质中。由于这种自吸收的存在,所以在用2π探测器探测到     

电化蚀刻固体径迹探测器相对灵敏度的计算

本文采用 Mason 电击穿公式,用一个简单的数字模型,对电化蚀刻过程中固体径迹探测器记录粒子径迹的相对灵敏度 S 与外加电场强度 E 的关系及其它有关参数的影响进行了研究。计算了 CR-39电化蚀刻的 S-E 曲线,并与一些作者的实验结果作了比较。     

甘肃东部地区居民窑洞中的氡浓度调查

对甘肃省东部平凉、庆阳地区居民窑洞内氡浓度进行了调查测量，本文简要报道测量的方法和结果。共选取４４孔不同类型的窑洞，采用固体径迹探测器（ＣＲ－３９）测量，暴露时间为１９０ｄ。结果表明，该地区窑洞内平均氡浓度为１７１Ｂｑ·ｍ￣（－３），其中有３６孔窑洞内的氡浓度超过１００Ｂｑ·ｍ￣（－３），有１２孔超过２００Ｂｑ·ｍ￣（－３），分别占调查窑洞总数的８１．８％和２７．３％，值得引起注意。     

微型反应堆设计、运行经验总结

微型反应堆从原型微堆到商用微堆走过了十多年的历程。在设计、运行方面积累了丰富的经验，集中到一点就是如何处理好经济性与安全性这一对矛盾，即既要使建在人口稠密地区的微堆，确保其安全，不会发生任何的核事故，又要在有限大小的铍环反射层内，选择合适的氢原子和铀２３５原子比例的栅元，使设置在铍环反射层中的辐照孔道内，由较低的堆功率获得较高的中子通量密度，尽可能获得长的运行时间和炉寿期。一般反应堆炉寿期较短，经过１－２年就换料。然而微堆的炉寿期有２０－３０年。制约微堆炉寿期的主要因素不是后备反应性，而是核燃料元件包壳的腐蚀速率，如何监测微堆微量的核泄漏、防止其周围环境不被污染是微堆运行过程中一个突出问题     

用NaI(Tl)探测器测量γ辐射场剂量特性的加权积分法研究

辐射场剂量特性的测量可以通过剂量率仪或谱 剂量转换的方法来实现。其中一种谱 剂量转换的方法是通过一个G(E)函数 ,把测得的结果直接换算成剂量而不需解谱。本文采用这种方法 ,对一个75mm× 75mm的NaI(Tl)探测器的能谱特性进行测量与分析 ,算出了该晶体的G(E)函数值及估计的误差 ,并用此方法与高气压电离室作了比对测量     

动力堆辐照元件中燃耗测定和~(149)Sm,~(150)Sm含量,~(154)Eu/~(155)Eu,~(154)Eu/~(152)Eu比值与燃耗的关系

本文用同位素稀释质谱法,以~(148)Nd为燃耗监测体对某动力堆元件的燃耗进行了测定。还测定了裂变产物中的高中子毒物~(149)Sm的含量。对~(150)Sm的含量测定结果表明,它能反映出核燃料燃烧的程度,为一直线关系。γ谱法测得的~(154)Eu/~(155)Eu比值和燃耗呈曲线关系。     

Enhancing TRU burning and Am transmutation in Advanced Recycling Reactor

This paper presents about conceptual designs of Advanced Recycling Reactor (ARR) focusing on enhancement in transuranics (TRU) burning and americium (Am) transmutation. The design has been conducted in the context of the Global Nuclear Energy Partnership (GNEP) seeking to close nuclear fuel cycle in ways that reduce proliferation risks, reduce the nuclear waste in the US and further improve global energy security. This study strives to enhance the TRU burning and the Am transmutation, assuming the development of related technologies in this study, while the ARR based on mature technologies was designed in the previous study. It has followed that the provided TRU burning core is designed to burn TRU at 28 kg/TW_thh, by adding moderator pins of B₄C (Enriched B-11) and the Am transmutation core will be able to transmute Am at 34 kg/TW_thh, by locating Am blanket of AmN around the TRU burning core. It indicates that these concepts improve TRU burning by 40-50% than the previous core and can transmute Am effectively, keeping the void reactivity acceptable.