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^(252)Cf自发裂变K X射线发射与动能-电荷关系

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物理学报 2024年第14期73卷 43-50页

作者：刘超刘世龙杨毅冯晶李昱兆中国原子能科学研究院核数据重点实验室北京102413

原子核裂变后多物理量间的关联测量是认识裂变过程直接有效的实验手段,然而由于初级裂变产物准确的电荷鉴别仍面临技术困难,电荷相关的多参数研究相对匮乏.为此,通过高分辨的低能高纯锗探测器和金硅面垒探测器开展了^(252)Cf自发裂变的... 详细信息

原子核裂变后多物理量间的关联测量是认识裂变过程直接有效的实验手段,然而由于初级裂变产物准确的电荷鉴别仍面临技术困难,电荷相关的多参数研究相对匮乏.为此,通过高分辨的低能高纯锗探测器和金硅面垒探测器开展了^(252)Cf自发裂变的裂变碎片K X射线和动能的符合测量.利用K X射线可以很好地鉴别电荷数Z=39—62的裂变碎片,电荷分辨ΔZ≈0.7,K X射线产额呈现强烈的电荷相关性.借助K X射线给出了碎片平均动能和平均总动能及其分布宽度随核电荷数的分布,轻碎片动能分布具有鲜明的奇偶效应,偶Z碎片的动能比奇Z碎片的高约0.48 MeV;平均总动能在Z=52—53处达到峰值,总动能分布宽度在Z=56附近呈现凹坑,这反映了形变壳结构对断点形状的显著影响.裂变碎片K X射线发射的信息及动能-电荷关系研究可为裂变独立产额测量和裂变理论模型的检验提供必要的参考数据.

关键词：裂变碎片 K X 射线电荷鉴别碎片动能

碳酸肼对乏燃料后处理模拟污溶剂中磷酸二丁酯和Zr(Ⅳ)的洗涤行为研究

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哈尔滨工程大学学报 2024年第6期45卷 1225-1230页

作者：王光辉何辉矫彩山哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 中国原子能科学研究院放射化学研究所北京102400

碳酸肼作为碱性无盐试剂对钚铀氧化还原萃取(PUREX)流程的污溶剂的洗涤有广泛的应用前景。本文使用碳酸肼溶液对30%磷酸三丁酯-正十二烷有机溶液中的磷酸二丁酯和Zr(IV)进行洗涤,利用单一变量原则,考察了振荡时间、温度、水相与有机相... 详细信息

碳酸肼作为碱性无盐试剂对钚铀氧化还原萃取(PUREX)流程的污溶剂的洗涤有广泛的应用前景。本文使用碳酸肼溶液对30%磷酸三丁酯-正十二烷有机溶液中的磷酸二丁酯和Zr(IV)进行洗涤,利用单一变量原则,考察了振荡时间、温度、水相与有机相体积比、碳酸肼质量分数以及磷酸二丁酯质量浓度等因素对去除有机溶液中磷酸二丁酯和Zr(IV)的影响。结果表明:在25℃下振荡洗涤15 min,5%碳酸肼洗涤3次同体积的有机溶液后对0.1 g/L和0.5 g/L的磷酸二丁酯的去除率分别约为98.7%和88.1%。此外,磷酸二丁酯的存在可以促进有机相对Zr(IV)的萃取和保留,当磷酸二丁酯的质量浓度为0时,碳酸肼对Zr(IV)的去除率为98.5%。

关键词：碳酸肼磷酸二丁酯 Zr(IV) 去除率金属保留洗涤萃取无盐试剂

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乏燃料棒M5锆合金包壳的透射电镜分析

原子能科学技术 2024年第1期58卷 149-156页

作者：钱进卞伟郭一帆王鑫梁政强中国原子能科学研究院北京102413

压水堆燃料元件的锆合金包壳,在服役期间会经受高中子注量辐照,其微观组织将发生很大变化,从而影响其宏观性能,因此锆合金包壳的中子辐照行为研究一直是核领域的研究重点。但由于材料经中子辐照后具有较强的放射性,相关的实验必须在热... 详细信息

压水堆燃料元件的锆合金包壳,在服役期间会经受高中子注量辐照,其微观组织将发生很大变化,从而影响其宏观性能,因此锆合金包壳的中子辐照行为研究一直是核领域的研究重点。但由于材料经中子辐照后具有较强的放射性,相关的实验必须在热室内进行,因此针对辐照后燃料包壳微观组织的研究也一直是工作的难点。本文在中国原子能科学研究院热室设施上,通过透射电镜分析手段,研究了M5锆合金包壳材料中子辐照后的微观组织。样品来源于国内商业压水堆AFA3G型乏燃料棒,其燃耗分别为14 GW·d/tU和41 GW·d/tU。从燃料棒上截取长度约10 mm的包壳样品,在热室内完成去芯块与化学清洗,获得空包壳样品,然后通过机械制样方法,制备出?3 mm薄片状包壳基体样品,最后采用电解双喷减薄方法,制备出包壳透射电镜观察分析样品。另外,为对比锆包壳辐照后的组织变化,采用同样方法制备了相同材料的冷态观察分析样品。冷态样品与辐照样品的观察分析结果表明:冷态Zr合金包壳基体组织内部存在原生的第二相粒子,基体内部整体较为干净,纳米析出相稀少,未观察到明显的位错结构;辐照后,基体内原生的第二相粒子尺寸和分布与冷态样品差异不明显,但出现了明显的纳米析出相和高密度位错组织;随着燃耗的增加,纳米析出相尺寸有增加的现象;低燃耗与高燃耗样品位错组织具有相似性,表明在14 GW·d/tU燃耗下,锆合金包壳内由辐照产生的位错组织已基本趋于饱和状态;电子选取衍射结果表明,辐照后,基体内原生的第二相粒子虽存在一些非晶组织,但仍以bcc晶体结构为主,表明在41 GW·d/tU燃耗下,第二相粒子保持了一定的辐照稳定性;另外,第二相的EDS结果表明,随着燃耗的增加,Nb元素的含量有贫化趋势;分析认为,Zr合金经中子辐照,第二相粒子中的Nb原子扩展至Zr基体内,将促进Nb元素以纳米富Nb相形式在Zr基体中析出。

关键词：辐照后检验透射电镜压水堆锆合金燃料棒中子辐照热室

基于时间差法的位置灵敏3He正比计数管位置分辨性能研究

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核技术 2024年第6期47卷 65-75页

作者：王欣悦刘国荣李井怀梁庆雷周浩田园中国原子能科学研究院北京102413

中子定位技术可用于乏燃料后处理流程监测,以避免发生核临界安全事故。利用蒙特卡罗(Monte Carlo,MC)算法模拟了不同中子发射方式、^(3)He气压、管径、慢化体厚度等对位置灵敏^(3)He正比计数管位置分辨能力和探测效率的影响。对于管径为... 详细信息

中子定位技术可用于乏燃料后处理流程监测,以避免发生核临界安全事故。利用蒙特卡罗(Monte Carlo,MC)算法模拟了不同中子发射方式、^(3)He气压、管径、慢化体厚度等对位置灵敏^(3)He正比计数管位置分辨能力和探测效率的影响。对于管径为2.54 cm、灵敏区长80 cm、^(3)He气压为405300 Pa的位置灵敏^(3)He正比计数管,MC模拟结果表明:轴向各处位置分辨能力相同,对热中子点源的位置分辨极限为0.17 cm;慢化体厚5 cm且^(244)Cm源紧贴慢化体外壁时中子探测效率为3.0%,位置分辨为9.25 cm。用时间差法测试了^(244)Cm源在灵敏区不同位置、源管距、慢化体厚度等情况下此位置灵敏^(3)He正比计数管对^(244)Cm源的位置分辨能力与探测效率,测试结果表明:实验装置的理论位置分辨极限可达2.64 cm,当慢化体厚5 cm且^(244)Cm源紧贴慢化体外壁时位置分辨为18.50 cm,为理论值的一半。

关键词：位置灵敏 3He正比计数管中子定位蒙特卡罗模拟时间差法位置分辨

氢对锆合金模拟LOCA试验后残余塑性的影响

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稀有金属材料与工程 2024年第6期53卷 1626-1631页

作者：刘鑫涂蒙河李燊王辉胡勇中国原子能科学研究院北京102413

锆合金包壳在堆内吸氢,失水事故(LOCA)下锆合金包壳会脆化,含氢包壳在事故进程或事故后续处理中更易破裂,造成放射性产物泄漏。对不同氢含量(0、195、310、395μg/g)锆合金模拟LOCA试验后残余塑性进行研究,探索了氢对锆合金模拟LOCA试... 详细信息

锆合金包壳在堆内吸氢,失水事故(LOCA)下锆合金包壳会脆化,含氢包壳在事故进程或事故后续处理中更易破裂,造成放射性产物泄漏。对不同氢含量(0、195、310、395μg/g)锆合金模拟LOCA试验后残余塑性进行研究,探索了氢对锆合金模拟LOCA试验后残余塑性的影响机制。结果表明,随氢含量的增加,在模拟LOCA试验后锆合金残余塑性下降。氢的加入对锆合金显微组织结构影响较小,氢对锆合金微观组织结构的影响不是导致锆合金残余塑性降低原因。氢的存在导致锆合金模拟LOCA试验后残余塑性下降的原因之一是氢增加造成锆合金prior-β相中吸收氧含量提高,从而降低锆合金残余塑性,其次氢可能以饱和固溶或细小的氢化物脆性相方式存在于prior-β相中,也造成锆合金残余塑性下降。

关键词：锆合金氢 LOCA 残余塑性氧含量

基于贝叶斯优化的Mo基合金高温强度影响分析

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原子能科学技术 2024年第S1期58卷 121-130页

作者：包佳明白冰柯艺璇高进贺新福杨文中国原子能科学研究院北京102413

Mo基合金作为先进核反应堆的包壳等堆芯结构材料的候选材料,其高温抗拉强度仍是制约其在先进核反应堆领域应用的瓶颈之一。本文通过收集Mo基合金的成分及抗拉强度等数据,并对数据进行相关性分析及重要属性的筛选,采用贝叶斯优化卷积神... 详细信息

Mo基合金作为先进核反应堆的包壳等堆芯结构材料的候选材料,其高温抗拉强度仍是制约其在先进核反应堆领域应用的瓶颈之一。本文通过收集Mo基合金的成分及抗拉强度等数据,并对数据进行相关性分析及重要属性的筛选,采用贝叶斯优化卷积神经网络的回归模型,构建了Ti、Zr、C、N等关键成分与Mo基合金抗拉强度的关联性,获得针对Mo基合金高温抗拉强度的性能预测。结合相关性分析以及建模预测分析得出:Ti、Zr、Re、La_(2)O_(3)有利于Mo基合金高温抗拉强度的提升;N和Si不利于Mo基合金高温抗拉强度的提升。后续通过分析双元素或者三元素组合共同影响抗拉强度变化,可以得出在特定温度条件下,Mo基合金抗拉强度达到一定范围的成分设计方案。

关键词： Mo基合金贝叶斯优化力学性能材料设计

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小角中子散射原位热力耦合加载装置

原子能科学技术 2024年第1期58卷 211-217页

作者：陈忠李天富王子军闫士博刘荣灯李眉娟胡文耀邹之全杨宇辰刘蕴韬孙凯陈东风中国原子能科学研究院北京102413

热力耦合近工况条件下材料微观结构的原位实验研究,对于深入理解材料服役性能演化机制十分重要,可给出样品微观上的纳米结构尺度分布。为充分发挥小角中子散射统计性好、取样体积大可开展原位实验等优势,本文基于中国先进研究堆小角中... 详细信息

热力耦合近工况条件下材料微观结构的原位实验研究,对于深入理解材料服役性能演化机制十分重要,可给出样品微观上的纳米结构尺度分布。为充分发挥小角中子散射统计性好、取样体积大可开展原位实验等优势,本文基于中国先进研究堆小角中子散射谱仪,设计并研制了一台高温和拉力同时加载的原位实验装置,并实现了高温高压下原位测量材料的纳米尺度形貌变化。实验测试结果表明,装置最大载荷可达20 kN,最高温度800℃,控温精度优于±1℃。利用该装置对镍基单晶高温合金样品进行了原位小角中子散射测试,发现温度拉力条件下样品内部纳米结构的明显变化,表明基于该装置可开展热力耦合加载下的原位小角中子散射实验。该装置及其相应实验方法,可用于核电不锈钢等多种高温结构材料的原位加载实验研究,提供微观结构演化数据。

关键词：中国先进研究堆小角中子散射原位热力耦合镍基单晶高温合金

传统铀水冶工艺对稀土元素分布模式的影响及其在核法证中的应用

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原子能科学技术 2024年第1期58卷 33-39页

作者：何欢赵兴红姜小燕赵立飞李力力中国原子能科学研究院放射化学研究所北京102413

从生产过程的角度研究了稀土元素分布模式在核法证溯源中的适用性。通过跟踪调查某传统铀水冶厂从铀矿石到重铀酸钠的生产过程,在低本底(<0.512 ng/mL)、低检出限(<0.007 5 ng/mL)的实验条件下,对铀矿石、澄清浸出液、萃余液和重铀酸钠... 详细信息

从生产过程的角度研究了稀土元素分布模式在核法证溯源中的适用性。通过跟踪调查某传统铀水冶厂从铀矿石到重铀酸钠的生产过程,在低本底(<0.512 ng/mL)、低检出限(<0.007 5 ng/mL)的实验条件下,对铀矿石、澄清浸出液、萃余液和重铀酸钠样品进行了前处理后,采用TRU树脂分离稀土元素、电感耦合等离子体质谱(ICP-MS)测定稀土元素的含量,并绘制了稀土元素分布模式图。结果表明,上述4种样品整体上都是轻稀土富集,Eu亏损明显,稀土元素分布总体呈右倾斜深谷状。这说明经历了传统铀水冶工艺的铀材料仍会基本保留铀矿石的稀土特征,稀土元素分布模式有助于查明铀材料的来源和历史。

关键词：稀土元素分布模式核法证学铀水冶工艺电感耦合等离子体质谱

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γ能谱法测量分析阀门中铀滞留量技术研究

原子能科学技术 2024年第2期58卷 489-497页

作者：王晶何丽霞邵婕文李育蓉中国原子能科学研究院放射化学研究所北京102413

定量测量工艺设备中的滞留量是核设施核材料测量的技术难点之一,对辐射防护、核材料临界安全和核材料闭合衡算具有重要意义。在核材料工艺生产线上,阀门与管道的连接方式不利于取样,因此,非破坏性分析方法更适合用于开展阀门中滞留量的... 详细信息

定量测量工艺设备中的滞留量是核设施核材料测量的技术难点之一,对辐射防护、核材料临界安全和核材料闭合衡算具有重要意义。在核材料工艺生产线上,阀门与管道的连接方式不利于取样,因此,非破坏性分析方法更适合用于开展阀门中滞留量的测量。本文采用无源效率刻度,针对球阀和蝶阀这两种最常见的阀门,建立了探测器全能峰绝对探测效率分析模型。运用坐标变换方法,实现了阀门分析模型的快速建立。在实验室条件下采用标准点源和铀样品进行了初步验证,铀样品中235 U含量的测量分析结果和标称值的相对偏差小于15%。坐标变换方法可快速准确地建立各种类型阀门的分析模型,为测量分析模型的建立提供了简便易行的解决方案。

关键词：滞留量阀门蒙特卡罗模拟 γ能谱法

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