一维贫铀/聚乙烯交替系统中D-T中子诱发的~(232)Th(n,γ)反应率的测定与分析

开展了钍样品装置内钍核参数的积分中子学基础研究.参考混合堆概念设计搭建了内部放置了钍样品的一维贫铀/聚乙烯交替系统装置,采用加速器D-T中子源模拟聚变堆芯,利用前期开发的离线伽马测量方法测定了不同位置、不同中子谱情况下的232Th(n,γ)反应率,不确定度约为5%.结果显示,聚乙烯对14.1 MeV中子的慢化作用可有效提升钍俘获率,且贫铀对钍俘获率也有显著提升作用.实验结果与主流核数据库计算结果的对比显示,ENDF/B-VI.6和JENDL-3.3数据库的计算值比实验值平均约大6%,而较新的ENDF/B-VII.0数据库的计算值比实验值平均约大4%.因此,相比于之前数据库的钍核数据,ENDF/B-VII.0的计算值与实验结果匹配得较好,可作为相关概念设计的推荐核数据库.     

钍俘获反应率离线伽马测量方法

为了测定聚变-裂变反应堆模型钍包层中的钍俘获率以及钍-铀转化率, 探索了一种新的钍活化离线γ测量法. 利用测量²³²Th俘获反应产物²³³Th衰变链中²³³Pa衰变放出的311.98 keV 特征γ射线, 来反推计算并最终确定²³²Th(n,γ)²³³Th的反应率, 测试实验中不确定度约6% (²³³Th/²³²Th量级为10^-17情况下). 详细介绍了此方法的背景和原理方法, 并进行简单的校验实验, 证明其能够较好地得到模拟装置中的俘获率. 与瞬发γ测量法以及质谱分析法进行对比, 本方法更适合用于聚变-裂变反应堆模型钍包层中的钍俘获率以及钍-铀转化率测量, 并有望进一步测量其他相关参数.     

D-T中子诱发贫化铀球壳内裂变率分布实验

中子诱发裂变反应率是表征和检验中子在材料中的输运、裂变放能等过程的重要物理量.贫化铀球壳裂变反应率径向分布数据,可为铀核数据宏观检验及研究裂变放能与贫化铀球壳厚度的关系提供数据支持.本文设计了内径为13.1 cm,外径分别为18.10,19.40,23.35,25.40,28.45 cm的五种不同厚度的贫化铀球壳组合装置;利用位于球壳中心的氘氚中子源轰击贫化铀球壳装置,中子产额约为3×10~(10)—4×10~(10)s~(-1);在"赤道"平面与入射氘束成45°方向测量裂变反应率随径向分布的情况.为了克服裂变室和俘获探测器等自身对模型和中子场的扰动,本文选择与装置材料相同的贫化铀材料作为活化探测器,以活化探测器中的裂变碎片143Ce发射的γ射线作为测量对象,通过HPGe探测器测量的γ射线数,基于~(143)Ce裂变产额数据反推裂变反应率.通过实验获得了贫化铀球壳内的裂变率及其径向分布规律,裂变反应率和相对标准不确定度分别位于5.28×10~(-29)—7.58×10~(-28)之间和6%—11%之间.基于蒙特卡罗程序和ENDF/BVI.8数据库完成了模拟计算,并与实验结果进行了对比分析,两者在不确定度范围内一致.     

基于裂变γ标识技术的瞬发裂变中子谱测量新方法

瞬发裂变中子谱（prompt fission neutron spectrum,PFNS）是用于核实验诊断过程中十分重要的参数数据,传统的测量主锕系核素（U,Pu）PFNS的技术手段是采用裂变室,利用裂变碎片标识裂变中子,通过中子飞行时间技术获得裂变中子谱.目前出现了一种新的用于PFNS测量的技术,其原理是基于如下的物理事实：在一次裂变过程中,释放中子的同时伴随着释放7–8个γ射线光子,而非弹性散射效应产生的γ射线光子只有1–2个.据此,可以通过裂变γ射线的多重性将裂变中子和其他杂散中子甄选出来,达到测量PFNS的目的.本文建立了基于裂变γ标识技术的PFNS测量实验系统.利用该系统对²⁵²Cf中子源的PFNS进行了实验测量,测量结果与传统的裂变碎片标识法及ENDF/B-VⅡ数据库的标准谱进行了比较,对新方法的裂变标识率以及实验不确定度也一并进行了分析.     

D-T中子活化实验中89Rb半衰期的实验测量研究

加速器中子活化实验是核专业本科实验教学中的重要实验之一.本文在利用14 MeV快中子辐照238U诱发裂变截面实验过程中引导学生挖掘实验数据,测量了裂变核素(89Rb)的重要核参数—半衰期.本工作运用低本底HPGe-γ谱仪测定裂变产物的一系列γ射线能谱,解谱得到89Rb的特征γ峰计数,从而确定89Rb的半衰期.数据分析中应用89Rb核素两条γ射线分别独立得到89 Rb的半衰期为15.30±0.09 min和15.25±0.07 min.测量结果在与文献数据符合较好的基础上,提高了测量精度.     

ADS系统中少系核素的灵敏度分析

为了确定加速器驱动系统中少系核素的核数据的不确定性对此系统中积分参数的影响,选择一铅 铋冷却次临界系统来进行分析,选择不同的微观评价库CENDL 3.0,JENDL 3.2及ENDF/B VI.6,并只考虑20MeV以下的中子产额,来计算次临界系统的积分参数.以ENDF/B VI.2库的计算结果作为参考结果,依次用CENDL 3.0库及JENDL 3.2库中相应的系核素替换ENDF/B VI.6库中的系核素,计算了次临界系统的Keff值及反应率,并就变换主要系核素时对所计算的Keff值及反应率的影响进行了分析、比对.在堆芯处,当改变系核素时Keff值总的变化为30%,CENDL 3.0的238Pu的弹性散射反应率比ENDF/B VI库的结果高出10%,ENDF/B VI库的242Am的裂变率超过了CENDL 3.0库的15%.     

贫铀球壳中D-T中子诱发的铀反应率的测量与分析

为校验次临界能源堆的概念设计,在R19.4/30.0 cm的贫铀球壳装置上采用活化法开展14 MeV中子学积分实验.布放6片贫铀活化片于球壳中与入射D离子束90°方向上的不同位置处活化,用HPGe探测器测量238U(n,γ)反应、238U(n,f)及235U(n,f)反应和238U(n,2n)各反应产物发射的特征γ射线,得到了相应的反应率.238U(n,γ)反应率的不确定度为3.6％-3.7％,238U(n,D和235U(n,f)反应率的不确定度为5.1％-5.9％,238U(n,2n)反应率的不确定为4.3％-4.7％.用MCNP5程序在ENDF66c数据库下进行模拟计算,238U(n,γ)反应率的计算值/实验值(C/E)为0.972-1.034,238U(n,f)和235U(n,f)反应率的C/E为0.983-1.058,238U(n,2n)反应率的C/E为0.979-1.019.     

进口锆英砂放射性γ能谱分析

利用γ能谱分析技术对2个产地共17个进口锆英砂样品中的放射性核素226Ra、232Th和40K进行了定量分析,并提出了一种新的样品自吸收修正方法。结果:产地1样品中226Ra的比活度均值为2399.75Bq/kg,232Th的比活度均值为422.72Bq/kg;产地2样品中226Ra的比活度均值为1852.91Bq/kg,232Th的比活度均值为455.45Bq/kg;2个产地样品中40K的比活度均很低。研究表明,锆英砂样品中放射性主要来源是226Ra、232Th。两产地样品中232Th的放射性比活度相差较小,而226Ra的放射性比活度差别明显。同一产地样品中放射性核素比活度也存在较大差异。样品自吸收对分析结果的影响可达10%—30%,须进行自吸收修正。     

中子反应总截面测量系统关联不确定度的模拟

在15 MeV电子加速器驱动的白光中子源装置上进行了铍材料的中子总反应截面测量,测量结果与已有实验数据和ENDF/VII.1数据库的评价数据基本符合。为了得到由于加速器束流波动、飞行路径测量、靶厚度测量以及获取系统死时间等引起的测量系统的关联不确定度,利用Geant4模拟软件对整个实验装置、实验过程进行了模拟,经过对模拟中使用的中子反应总截面与模拟计算得到截面的比较分析,得到了实验系统关联不确定度的估计值。在模拟中采用了局部区域增加权重的方法来降低模拟运算时间。对模拟得到的中子飞行时间谱与实验测量得到的飞行时间谱进行了比较,并且对探测器处的中子产额也进行了比较,以此来验证模拟程序的可靠性。     

基于HI-13串列加速器的中子俘获反应截面测量方法

利用BaF₂晶体对γ射线探测效率高、时间分辨率好的特点,研制了国内首套由40个BaF₂探测器单元组成的γ全吸收型探测装置,用于在线测量中子俘获反应截面。在HI-13串列加速器上建立250～850 keV的中子源,其0°角的源强约为5.09×106 n/（Sr·s）,使用γ全吸收型探测装置,通过瞬发γ射线法测量了93Nb、197Au、natC和空样品的实验数据。根据BaF₂探测器信号的特征,采用了基线补偿、软件阈值设置、时间窗限定、脉冲幅度积分增长率设置和快慢成分比设置等多种数字化波形分析方法,剔除噪声信号以提高效应本底比。以197Au样品数据为标准,natC样品数据为样品相关性本底,空样品数据为样品无关性本底,采用相对测量法得到了93Nb的中子俘获反应截面实验数据。通过与ENDF评价库数据的比较,验证了测量装置和技术方法的可行性。     

贫化铀/聚乙烯球壳交替系统中铀-238中子俘获率的测量与分析

为校验次临界能源堆的概念设计,建立了贫化铀/聚乙烯球壳交替系统, 采用活化法测量²³⁸U的中子俘获率. 贫化铀片置于系统内与入射D离子束成90^o的方向上活化 ,用HPGe探测器测量²³⁸U俘获中子衰变产生的²³⁹Np 衰变产生的277.6 keV特征γ射线计数,实验修正了贫铀片对277.6 keV γ射线的自吸收, 得到了交替系统中²³⁸U (n, γ)反应率的径向分布,反应率的相对不确定度为3.5%-3.7%, 并计算得到系统上整个贫铀区中²³⁸U的总中子俘获率为2.24 ± 0.09. 用MCNP5程序在常用ENDF库下进行了模拟计算, ²³⁸U (n, γ)反应率分布计算与实验一般在5%以内符合, 总俘获率在1%以内符合.     

Single-hole-core coupling in the N = 50 region

The level schemes and electromagnetic properties of ⁸⁵Kr, ⁸⁵Sr, ⁸⁷Sr and ⁸⁹Zr are calculated in a semi-microscopic model which couples the neutron hole motion in the N = 28–50 shell to the quadrupole and octupole vibrations of the core. The calculations are compared with recent experimental results.     

通过惰性气体氙判断核试验信息的方法

全面禁止核试验条约的达成是防止核武器扩散的重要手段. 如何判断一次核试验的发生是一个关键课题. 研究了基于测量惰性气体氙同位素^133mXe,¹³³Xe,¹³⁵Xe和^131mXe来鉴别核试验和民用反应堆泄漏的方法. 通过分析这些处于复杂衰变链上核素的数量随时间的变化,寻找核试验与反应堆泄露事件的区别. 对两次朝鲜可疑的事件进行了测量和分析. 为了验证理论计算结果,设计了一次热中子辐照钚的模拟实验. 关键词： 全面禁止核试验条约核查 气体裂变产物 核试验判据 惰性气体氙核素     

小型模块化熔盐堆钍利用方案

钍基熔盐堆（Thorium Molten Salt Reactor,TMSR）核能系统先导专项的研究目标是研发第四代裂变反应堆核能系统（即钍基熔盐堆）。为充分利用液态燃料熔盐堆的在线添料与在线燃料处理的优势,同时考虑熔盐堆的快速部署,TMSR先导专项部署了小型模块化熔盐堆。考虑燃料处理技术现状及其可能的发展方向,小型模块化熔盐堆钍利用方案采用"三步走"战略。第一阶段采用在线加料与离线处理,实现钍的成规模利用;第二阶段采用在线加料和在线处理（U）与离线处理（MA）的结合,实现钍的高效利用;第三阶段采用在线加料及在线处理全部重金属,实现钍的自持增殖利用。随着"三步走"战略的逐步实施,钍铀燃料循环模式及后处理性能稳步提高,重金属利用率得到明显改善,同时有效降低了卸料毒性。考虑燃料许可容易度和建堆时间,首先为钍利用方案第一阶段布置了三种可能的启堆燃料,分别为低富集铀、低富集铀加钍和233U加钍。计算结果显示:以低富集铀启堆时,燃料循环性能与水堆相当;以233U启堆时,燃料利用率明显高于水堆,且其放射性毒性比水堆低约2个数量级。The missions of the Thorium Molten Salt Reactor (TMSR) Nuclear Energy System are to research and develop the thorium based molten salt reactors (MSR) belonging to the fourth generation of nuclear fission reactor system. A Small modular Molten Salt Reactor (SmMSR) is deployed to make full use of the advantages of online refueling and online reprocessing and to consider the rapid deployment of MSR. An innovative "three-stage" strategy of thorium utilization based on SmMSR is proposed to take the current condition of fuel reprocessing and its future evolution. The first stage can realize the thorium utilization at a large scale with online refueling and off-line processing. The second stage can obtain efficient thorium utilization with online refueling, online processing of uranium and off-line processing of minor actinides (MAs). The third stage is implemented with self-sustaining or breeding mode with online refueling and online processing of all heavy metals. Along with the development of three stages, the utilization of heavy metals will be obviously improved and the radio-toxicity will be significantly reduced. A SmMSR is designed to achieve the goals of the first stage of thorium utilization. And three kinds of nuclear fuel cycles with different startup fuel types (i.e., low enriched uranium (LEU), thorium mixed with LEU (LEU+Th) and thorium mixed with 233U (233U+Th)) are implemented. The results show that the performance for fuel cycle containing LEU is comparable to the pressurized-water reactor (PWR). Meanwhile, the nuclear utilization for that containing 233U is much higher than PWR, and the radio-toxicity for which is lower by ~2 magnitudes than that for PWR.     

Decay of the 55 min and 12 min Te isomers

Gamma rays emitted in the decay of the ¹³³Te isomers, 55.4 min ^133mTe and 12.5 min ^133gTe, have been observed with Ge(Li) detectors. Sources were prepared by separating Sb from fission products, allowing several minutes for decay of 2.7 min ¹³³Sb and then separating the Te daughter activities. A total of 29 γ-rays between 312 and 2541 keV were attributed to decay of ^133gTe and 30 from 74 to 2050 keV to that of ^133mTe. Gamma-gamma coincidences in the decay of ^133gTe were observed with a NaI(Tl)---Ge(Li) set-up. The decay scheme of ^133gTe was constructed, involving placement of 25 of the γ-rays emitted. The decay of ^133gTe populates levels in ¹³³I at 0, 312, 720, 787, 1313, 1333, 1374, 1565, 1718, 2137, 2194 and 2541 keV. The decay of ^133mTe is very complicated, and we have not attempted construction of a complete decay scheme for it; however, levels at 913 and 1561 keV in ¹³³I are definitely populated in ^133mTe decay. The value for Q_β of ¹³³Te was measured as 3.52±0.10 MeV. The low-lying levels of the odd-mass iodine isotopes vary smoothly through the series ¹²⁵I through ¹³³I. The levels of ¹³³I are fitted rather well by predictions based on quasi-particle-phonon coupling.     

Isobaric production cross sections from 0.6 GeV proton irradiation of neptunium and thorium using mass spectrometry

A high-fluence proton irradiation of neptunium was the last experiment in PSIs programme ATHENA related to accelerator-based transmutation. The principal aim of the programme has been to provide experimental data for the validation of theoretical models in nucleon–meson transport codes, with emphasis on the mass yield distribution of fission and spallation products. An improved mass spectrometry method has allowed the direct derivation of isobaric production cross sections with only minor corrections and an estimate of the fission cross section by integration in the fission hump. In a second sample position of the irradiation head, a repetition of the previous ATHENA experiment with thorium was possible, profiting from the improved mass spectrometry technique. The experimental results are better predicted by the code FUSSPOT than by HETC/RAL, both used at PSI.     

Measurement of 232Th (n,γ) cross section at the CSNS Back-n facility in the unresolved resonance region from 4 keV to 100 keV

The neutron capture cross section of ²³²Th was measured at the neutron time-of-flight facility Back-n of China Spallation Neutron Source (CSNS) for the first time. The measurement was performed with 4 hydrogen-free deuterated benzene C₆D₆ liquid scintillation detectors, in the ES#2 experiment station on the beam line, at a distance of about 76 m from the neutron-production assembly. The total energy detection principle in combination with the pulse height weighting technique (PHWT) was applied to analyze the measured data. Results of the ²³²Th (n,γ) reaction cross section in the unresolved resonance region from 4 keV to 100 keV were obtained, which shows a good agreement with the existing experimental data from EXFOR, as well as with the evaluated data from the ENDF/B-VIII.0 and CENDL-3.1. In addition, the excitation function of ²³²Th (n,γ)²³³Th reaction in the unresolved resonance region was theoretically calculated by using the code TALYS-1.95. By fitting the experimental cross section and theoretical data, the average parameters in the unresolved resonance region were extracted. The datasets are openly available at http://dx.doi.org/10.11922/sciencedb.j00113.00015.