高浓铀金属临界装置缓发中子有效份额测量

缓发中子有效份额βeff是反应堆动态特性的重要参数,也是相对反应性与绝对反应性之间的转换桥梁,对于以反应性作为宏观参数的检验工作具有重要意义。测量采用基于Rossi-α方法的Nelson数法开展了快临界装置βeff的实验研究。通过采用铅屏蔽、更薄的6Li玻璃闪烁体、脉冲幅度甄别三种措施,降低了γ射线对测量的影响。实验中测量了反应堆从-60￠到缓发临界之间的7个状态,最终测量得到βeff值为0.006 66,不确定度为7.88%;与理论计算数值偏差为2.15%。测量结果与理论值符合良好,表明了测量方法的有效性。     

沟槽型硅微结构中子探测器的蒙特卡罗模拟研究

采用蒙特卡罗模拟方法研究了微结构参数、填充致密度等因素对沟槽型微结构半导体中子探测器(MSND)性能的影响规律,并开展了沟槽型MSND的优化设计研究。研究表明,随着沟槽间距的增加,MSND的探测效率呈下降趋势;当沟槽间距固定时,存在最优的沟槽宽度使得探测效率最大化;沟槽深度越大,探测效率越高。沟槽宽度和沟槽间距为15μm和5μm是一对优化的参数组合,可保证较高的探测效率和较平稳的系统甄别阈-探测效率曲线。当系统甄别阈取300keV时,沟槽宽度、间距和深度分别为15,5μm和200μm时的MSND热中子本征探测效率可达37.77%,与平面探测器相比提高了9.2倍;对137 Cs源662keV伽马射线的中子-伽马射线甄别比可达4.1×103,与平面探测器相比提高了23.7倍。本工作从理论上证明了MSND可解决传统平面型半导体中子探测器探测效率低的难题,同时可保持半导体探测器中子-伽马射线甄别容易的特点。     

双极晶体管中子辐照后的高温退火特性

利用硅双极晶体管在线监测中子注量,其直流增益和损伤常数是作为探测器指标的重要参数。高温退火可使受到中子辐照的双极晶体管性能部分恢复,进而可以重复使用。开展高温退火特性研究,分析双极晶体管直流增益的恢复程度以及损伤常数的重复性。在快中子脉冲堆上对贴片型3DG121C双极晶体管进行三轮中子辐照,每轮辐照累计注量2.64×10~(13)cm~(-2)。经过第一轮中子辐照后,双极晶体管直流增益下降至辐照前的40%,经过180℃连续24 h的高温退火后,直流增益恢复至辐照前的67%;经过第二轮辐照后,直流增益下降至第二轮辐照前的50%,在相同条件下退火后,直流增益恢复至第二轮辐照前的73%;经过第三轮辐照后,直流增益下降至第三轮辐照前的58%,在相同条件下退火后,其直流增益恢复至第三轮辐照前的87%。三轮实验结果表明:双极晶体管直流增益倒数随辐照中子注量变化的线性关系基本一致,具体表现为其损伤常数具有很好的重复性。利用该高温退火特性,将双极晶体管作为中子注量探测器应用于快中子脉冲堆中子注量在线监测,监测结果与活化箔结果基本吻合。     

一种快速检测反应堆大厅密封性能的方法

发展了一种检验反应堆大厅密封性能的新的实验方法——正压试验法;该方法操作简便、快捷、直观,利用反应堆大厅原有的通风系统就可以很容易地实现,不仅在短至几分钟的时间内即可获得反应堆大厅在有超压和无超压两种情况下的气体泄漏率,还能直观地检查和发现漏点,以便于进行有效封堵。介绍正压试验法的实验原理,以及用此法检查两个临界实验装置大厅密封性能的实验结果。与传统的SF_6扩散法实验测量的气体泄漏率结果相比较,证明正压试验法的实验结果是可信的。     

4H-SiC肖特基二极管的电荷收集特性

针对极端环境下耐辐照半导体核探测器的研制需求,采用耐高温、耐辐照的4H碳化硅(4H-SiC)宽禁带材料制成肖特基二极管,研究了该探测器对241Am源粒子的电荷收集效率。从电容-电压曲线得出该二极管外延层净掺杂数密度为1.991015/cm3。从正向电流-电压曲线获得该二极管肖特基势垒高度为1.66 eV,理想因子为1.07,表明该探测器具备良好的热电子发射特性。在反向偏压高达700 V时,该二极管未击穿,其漏电流仅为21 nA,具有较高的击穿电压。在反向偏压为0~350 V范围内研究了该探测器对3.5 MeV 粒子电荷收集效率,在0 V时为48.7%,在150 V时为99.4%,表明该探测器具有良好的电荷收集特性。     

快中子核次临界的多群蒙特卡罗计算

给出了用多群蒙特卡罗方法计算核裂变系统有效增殖因子、中子通量能谱和啊子泄漏谱等的方法,对球快中子核裂变系统进行了多群蒙特卡罗次临界计算。以连续光滑曲线的形式给出了中子通量能谱和泄漏谱,谱图清晰地显示了符合中子输运规律的精细情况。     

中子多重性钚-铀部件质量测量系统及实验进展

为了对核弹头中拆卸下来的和处于库房存储状态的核部件的质量进行无损测量,搭建了一个由32根3 He正比计数管和方型高密度聚乙烯慢化腔体构成的中子多重性探测器,采用8通道电子学处理器件进行中子脉冲信号分析,基于5组252 Cf中子源对中子多重性探测器进行标定,验证了自主开发的标定算法,获取了系统标定参数。分别对6个武器级罐装钚部件,7个罐装铀部件进行中子多重性实验测量,实验分析结果显示:基于点模型修正后的钚部件中子多重性质量测量值与标称值偏差小于1.5%,基于双Am-Li源标定曲线法的铀部件质量测量偏差小于5%。     

大空腔探测系统的Am-Li中子优化屏蔽

为了减少Am-Li中子本底对高浓铀部件质量主动多重性测量的影响,对大空腔探测系统(NPLNMC)Am-Li中子本底的优化屏蔽进行了模拟研究,提出了一个基于高密度聚乙烯为中子屏蔽体的优化方案。通过对比模拟结果与屏蔽前实验测量结果,发现屏蔽使Am-Li中子本底探测效率明显降低,从原来的15.77%降为屏蔽后的1.94%,大约降低了87.7%;而屏蔽对裂变中子计数的影响却相对较小,只比屏蔽前降低约2.4%。本底中子计数的降低明显提高了系统对铀部件质量测量的灵敏度,在3000s测量时间内,其质量测量下限从原来的大约6.4kg下降到屏蔽后的2.6kg;同时,屏蔽后的NPL-NMC系统在相同测量条件下,铀部件质量测量准确性提高50%以上。     

涉核建筑物密封包容性工艺实践

为提升临界装置的实验能力,在临界装置实验大厅旁边扩建了附属建筑物,要求建设项目不显著降低大厅原有的密封包容性。针对大型非标设备安装难题,在常规施工工艺基础上进行了施工顺序调整。采取了新旧建筑结合面植筋、基础预埋钢板、墙(6 m)、梁、板整体浇筑等新技术完成了附属建筑物包容性施工。采用了SF6示踪气体法对临界装置实验大厅及其附属建筑物组成的整体包壳的包容性进行检测。检测结果表明,在24 h内SF6示踪气体的累计泄漏率为1.73%,建筑物的整体包壳满足包容性要求。对于重要涉核场所及有密封性要求的工艺场所,密封包容性工艺方法可以借鉴。