启明星1#次临界装置热中子能谱区裂变率分布测量

启明星1#是我国专门为开展加速器驱动次临界系统研究而建立的国际上第1个具有快-热耦合结构的次临界反应堆实验装置。采用MCNP程序对堆芯裂变率分布进行指导性计算,并参考计算结果布置探测片,用固体核径迹探测器测量了堆芯热区裂变率分布。测量结果显示:堆芯有反射层一端的裂变率比无反射层一端的高;轴向加装反射层末端的裂变率明显增大。测量结果对确定热区的裂变功率提供了数据。     

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。     

启明星1#次临界装置的裂变率分布

启明星1#次临界装置是我国为开展加速器驱动的次临界系统(ADS)研究而建立的国际上第1个具有快-热耦合结构的次临界反应堆实验装置。启明星1#次临界装置在确定的装载下、由不同能量的外中子源作用时,利用MCNP程序分别对装置快中子能谱区、热中子能谱区燃料元件的径向及轴向裂变率分布进行模拟计算,所使用外中子源的中子能量分别为2.5、5、14MeV。计算结果表明:在外中子源源强相同的情况下,源中子能量越高,裂变率越大;在源中子能量相同的情况下,次临界反应堆的轴向裂变率分布为中间高、两端低,径向裂变率分布在快中子能谱区先减小后增大,而热中子能谱区则是先增大后减小,然后,随着接近反射层又逐渐增大。该裂变率分布计算结果为后续实验测量和探测器布置提供了参考。     

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。     

基于启明星Ⅱ号的铅基堆核数据宏观检验

为提高铅基堆中子学模拟的可靠性,基于启明星Ⅱ号铅基零功率反应堆,开展铅基堆相关核数据的入堆宏观基准检验研究。采用周期法测量堆芯反应性,进而获得有效增殖因数keff为1001 14±0000 07。采用MCNP程序对铅基堆进行精细化建模,结合不同数据库内的中子评价核数据,计算实验燃料棒装载下的铅基堆芯的keff。比较结果可知,4种截面库计算的铅基堆keff模拟结果与实验结果吻合较好,最大相对偏差小于1%,其中,ENDF/B Ⅶ.1库的模拟结果与实验结果吻合最好,相对偏差和绝对偏差分别为025%和251 pcm。通过计算关键材料元素核数据引起keff的变化量,可知铅元素核数据引起的堆芯keff结果的波动量最大,在CENDL 31和JENDL 40中的铅元素引起keff的波动值分别为219 pcm和166 pcm。     

SPRR-300反应堆混凝土屏蔽层内中子注量率分布研究

采用MCNP程序与ANISN程序结合的计算方案获取了SPRR-300反应堆混凝土屏蔽层内的中子注量率分布情况，同时采用固体核径迹探测器测量了混凝土屏蔽层外低水平中子注量率，两者吻合较好，说明了计算结果的可信性。上述结果为反应堆退役工作提供了放射性源项的计算依据。     

CFBR-Ⅱ堆裂变率计算

为研究CFBR-II堆裂变率的具体分布,建立了基于MCNP程序的裂变率计算方法,并利用国外高富集度铀裸球装置进行了验算.针对CFBR-II堆实际结构的限制,设定了上下半球45o方向的虚拟孔道,沿此方向计算了裂变率的细致分布.结果表明,裂变率最大处位于高富集度铀区域中间某点,而非位于系统中心或上下半球球心.采用分布积分法进一步得到系统中心归一后的总裂变率为3 150.3,其中,贫化铀反射层贡献占5%.     

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。     

周期法测量启明星Ⅱ号散裂靶材料的反应性价值

为验证理论计算程序及相关核数据,将固体散裂靶材料放入ADS启明星Ⅱ号零功率装置（启明星Ⅱ号）的靶区内,采用周期法测量靶区内有、无散裂靶材料的反应性,从而获得净散裂靶材料对应的反应性价值,并与理论计算结果进行比较。结果表明,反应性价值的实验测量结果与理论计算结果符合较好,验证了理论计算的正确性。经实验验证的理论计算程序和核数据可用于ADS次临界反应堆的设计。     

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。     

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。     

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     

快中子诱发~(238)U裂变中子能谱的核-4乳胶测量

介绍了用核-4乳胶测量2.5 MeV中子诱发~(238) U裂变瞬发中子谱的实验条件和布局以及核乳胶中反冲质子径迹的显微镜读取和处理,并采用蒙特卡罗程序SRIM和拟合方法导出了该类乳胶中反冲质子的能量-射程解析关系式,进而反推得到了核乳胶处的裂变中子相对能谱,并进行了修正,最后将实验结果与经典的Maxwell理论模型计算谱进行了比较。结果表明,二者在不确定度范围内符合较好,验证了核-4乳胶在测量裂变中子谱高能段的有效性。     

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。     

河北下营坊金矿成矿时代的裂变径迹研究有

矿物的裂变径迹年年龄分析可有效用扫热液矿床成矿时代的研究,河北下营坊金矿区成矿温度为：早期矿化３７０－２９０℃,主要成矿期２３０－１７０℃,成矿晚期１５０－８０℃,石英－绢云母化带锆石和磷灰石的裂变径亦年龄分别为１５３．９Ｍａ和１０３．３Ｍａ。由于锆石和磷灰石裂变径迹封闭温度通常分别为２５０℃和１１０℃,所以这是主要成矿时代的体现,成矿时间持续５０Ｍａ以上。     

用裂变径迹法进行铀矿普查

用裂变径迹法测定了铀矿普查现场水样的铀含量,在10~(-4)-10~(-8)g/1范围内,所得结果与荧光比色法和激光荧光法基本符合;对低钠含量样品(≤10~(-8)g/1),用其他方法不能给出确切数据,用裂变径迹法也能给出可供参考的铀含量数值。利用实测样品,对裂变径迹法的重复性进行了研究。最后,对水中杂质含量对测量结果的影响进行了分析和讨论。     

启明星1#装置快热分界面的中子能谱实验测量与理论计算

加速器驱动的快-热包层耦合次临界装置--启明星1#内的中子能谱对于验证系统设计具有重要意义.采用多箔活化法测量了启明星1#装置内快谱区与热谱区分界面上的中子能谱,利用SAND-Ⅱ及MIST程序进行解谱.同时,采用MCNP程序,通过完全真实三维模拟加速器中子源、快-热耦合包层及反射层情况,得到理论计算谱,并作为活化法解谱的初始输入谱.将实验测量结果与理论计算结果进行比较,二者一致,从而验证了理论计算的正确性.     

北京市自来水中痕量铀的测定

水中痕量铀的测定,长时间来使用的方法有分光光度法、质谱法、荧光法、活化分析法、极谱法及水化学法等。近年来发展了一种新的痕量铀测定方法——裂变径迹分析法。 裂变径迹分析法是应用热中子诱发样品中~(235)U核发生裂变。裂变碎片在绝缘材料(如云母、玻璃和塑料等)中能造成辐射损伤。这些损伤痕迹经化学蚀刻便成为在光学显微镜下可     

跳源法测量启明星Ⅱ号反应堆次临界度

介绍了跳源法测量启明星Ⅱ号反应堆次临界度的方法原理、系统组成。基于LabVIEW平台完成了两种不同次临界度情况下的跳源实验并对数据进行了分析和处理,将实验得到的k_(eff)与理论计算结果进行了比较,结果符合较好。     

启明星1#中子通量密度分布和反应率研究

加速器驱动次临界系统（ADS）“次临界中子学研究”是国家重点基础研究“973”项目“嬗变核废料的加速器驱动次I临界系统关键技术研究’’项目的第2子课题,“次临界中子学研究”将在启明星．1#实验装置上进行实验研究。