选择特殊符号
选择搜索类型
请输入搜索
裂变中子能谱测量原理和方法
经慢化后的裂变中子谱的测量方法有核反应法（包括
ϕ
式中：σ(E)为
Y(E)=
式中,
随着世界核能技术的发展，尤其是聚变能的开发，对材料的耐辐照性能要求越来越高。为满足材料辐照试验，需裂变反应堆获得较高的快中子注量率，提高快中子注量率的方法除设计新型研究试验堆外， 还可 在 在 役 研 究试验堆内采用新型高裂变密度的燃料元件以局部提高快中子注量率。
高通量工程试验堆（HFETR)是我国的高通量工程试验堆研究平台，但每年能提供的材料辐照损伤仅2〜3dpa,因此，设计一带高裂变密度燃料的辐照装置———裂变中子转换器以提高 HFETR 辐照能力具有较好的应用前景。该装置设计的总原则应遵循现有核安全法规，满足自身和 HFETR 安全要求。结 合HFETR结构特点，采用以UMo合金燃料为芯体的十字形燃料棒设计裂变中子转换器，并进行中子能谱和热工分析。
燃料
在众多高裂变密度燃料中，含6%~10% Mo的UMo合金是最具潜力的燃料，也是研究较多的新型燃料，其铀密度可达
燃料棒
JHR快中子转换器采用外径6 0 mm的 十字形燃料棒，快中子(E>0.91 MeV)注量率为9.4×
裂变中子转换器根据 HFETR 结构特点设计而成，主要由9个部件组成(图2)。
1)上接头。上接头前端外径为38 mm，结 构和尺寸与 HFETR 的燃料元件和靶件相同，
目的在于方便用现成工具抓取。 上接头的肩部设置有12个直径为8 mm的孔，每4个孔为 1组，各组的孔均匀分布，夹角为24°，可使冷却水尽可能均匀流入装置。
2)定位块。 定位块焊接于上接头之下，外套管之上，下端设3个支腿，起定位上栅格板与 连接上接头和外套管的作用。
3)节流塞。节流塞上端外径23 mm，下端 外径20 mm。下端有 60 mm 长的矩形螺纹 。当在裂变中子转换器辐照孔道内辐照材料时 将节流塞取出，在Φ20mm的孔道内放置福照装置；当其不辐照材料或实验已完成而又不需移出堆芯时，将节流塞安装于上栅格板中间的 圆孔起节流作用，减少HFETR堆芯冷却剂的损失以保证反应堆安全。
4)上、下栅格板。 裂变中子转换器有上、下两个环状栅格板，结构尺寸完全相同，用于安装燃料棒。栅格板上设置有64个Φ3 mm X 0. 5 mm燃料棒安装沉孔。各孔成三角形点阵排 列，由宽度为0.5 mm的肋相连。肋与肋之间形 成菱形冷却水流道。
5)内、外套管。 内、外套管起支撑整个裂变中子转换器结构和保护裂变中子转换器内燃料棒的作用。 外套管上端与定位块焊接，下端与下 接头焊接。 内套管外径与上、下栅格板焊接。
6)十字形燃料棒。 十字形燃料棒是裂变中 子转换器的核心构件，由包壳、燃料芯体和端塞 3部分构成。 包壳是第1 道放射性屏障，材料为 06Cr18Ni11Ti。 燃料棒端塞的作用是使燃料棒端部密封，因此要求端塞材料与包壳材料及芯体材 料在加工温度下具有相近的硬度，以保证燃料管的芯体端部形状。 端塞分为两个部分：一部分形 状为十字形，长5 mm,与燃料棒活性段相接；另一 部分为Φ2 mm的圆柱体，插入栅格板的沉孔。燃 料棒采用一体化压制成型工艺制造。
7)下接头。 下接头上端与外套管焊接，下 端插入堆芯栅格板，将裂变中子转换器安装于 Φ63 mm辐照孔道内。
计算程序
裂变中子转换器在堆芯内的物理分析采用 MCNP 程序， 热工分析采用 ANSYS/CFX 程 序。MCNP程序是一基于Monte Carlo方法的通用粒子输运计算程序。计算采用ENDF/B-V截面库。ANSYS/CFX程序采用有限容积法和拼片式块结构化网格，在非正交曲线坐标系上进行离散，变量的布置采用同位网格方式。
能谱
分析裂变中子转换器的能谱从两方面进行 一方面，与假定采用其他燃料元件形状的能谱比 较。 可采用的燃料元件形状很多，但有些结构极为复杂，有些不太适用于HFETR堆芯，故本文仅选择套管形、圆柱棒与十字形棒进行比较。 分析时，假设带这3种燃料元件形状的转换器内外套管尺寸不变，两套管之间的材料按质量相等的 原则等效成不同形状，用 MCNP 建立的几何模型示于图3。另一方面，与HFETR堆芯相同栅元不放置该转换器时的能谱比较。
在相同的堆芯装载和运行工况下，计算某栅元内放置3 种不同形状燃料元件的转换器和不放置转换器的能谱，结果示于图4。 从图可 看出，高裂变密度的UMo合金能大幅提高栅
元的快中子注量率。转换器内辐照样品的快中子(E>1 MeV)注量率可达 3.34×
轴向功率密度分布
裂变中子转换器内能量沉积形式主要有材料与中子的作用、材料与光子的作用和核反应过程中产生的新核的衰变。转换器的功率及其 分布受 HFETR 堆芯装载、在堆内 位置、运行方式等多种因素影响。为便于研究，选择HFETR典型的反应堆功率为70 MW的堆芯布置来模拟分析。
通过调整堆芯局部布置和转换器的位置与热工程序不断进行耦合计算，得到裂变中子转换器的最大允许功率可达24MW，燃料棒芯体最大功率密度为8.007 kW/cm³。最大功率燃料棒的轴向功率密度分布示于图5。
裂变中子转换器内十字形燃料棒为三角点阵布置，结构复杂，利用ANSYS/CFX程序计算时，若将整个转换器的结构网格化，网格数目接近2亿。在这里，只选取转换器内功率最大的燃料棒并对其建立一正六边形冷却剂流道作包络分析。
包壳和燃料芯体最高温度点处横截面温度 分布示于图6。从图可见，在 HFETR 设计流 速和压力下，中子转换器内燃料棒包壳外表面最高温度为193. 6 °C，小于HFETR运行要求的燃料棒包壳表面最高温度限值195 C，燃料 元件表面不会发生欠热沸腾；芯体最高温度为 215. 4 C，远低于芯体熔点。
HFETR裂变中子转换器采用以含7%Mo 的UMo合金作为芯体的十字形燃料棒共62 根，呈三角点阵排列，中 间有Φ20 mm 的辐照孔道。
1)蒙特卡罗计算结果表明，HFETR裂变 中子转换器内辐照样品的快中子(E>1 MeV)注 量率可达 3.34X
2） 在 HFETR 设计流速和压力下，利用 ANSYS/CFX 程序分析得到转换器最大允许功 率可达2.4 MW,最大功率密度为8.007 kW/ cm³ 。此 时 ，燃 料 棒 包 壳 外 表 面 最 高 温 度 为 193.6℃，能满足HFETR的热工要求，不会产 生流动不稳定；芯体最高温度为215. 4 ℃，远低于芯体熔点。 2100433B
原子核裂变时发射出来的中子。分瞬发中子和缓发中子。瞬发中子是裂变过程中直接放出的中子，在裂变10-4～10-3秒内放射出来 ，占裂变中子总数的99%；能量分布很宽，从零延伸到15兆电子伏特(MeV)，主要分布在0.1～5MeV范围内，235U热中子裂变中子谱的峰在0.8MeV附近，平均能量在2MeV左右；即使同样的核在同样条件下裂变，每次裂变发射的中子数也不固定，有的不发射中子，多数发射2～3个中子，最多可有7～8个，其平均值称为平均裂变中子数；的大小对链式反应装置的临界条件起关键作用。缓发中子是裂变碎片因含中子过多不稳定而放射出来的，碎片核以几分之一秒到几十秒的半衰期放射中子，其数目不足裂变中子总数的1%；其能量分布也是连续谱，平均能量在1MeV以下；缓发中子在慢中子裂变反应堆的控制上起重要作用。
木材的物质构成主要是由木质纤维、树胶和水分组成的，由于树木品种的不同，其纤维密度也有所不同。一般分为两大类；硬质木和软质木，硬质木的生长周期较长，木质坚硬，纤维密度大，较易开裂；软质木材的生长周期较短...
https://item.taobao.com/item.htm?spm=a1z10.1-c.w4004-14180155991.14.IXSmX5&id=531990353421
10~6量级~(252)Cf自发裂变中子源用屏蔽操作柜设计
10~6量级~(252)Cf自发裂变中子源用屏蔽操作柜设计
描述了106量级252Cf自发裂变中子源用屏蔽操作柜的研制情况。介绍了该屏蔽操作柜的设计原则、设计考虑、屏蔽计算和屏蔽材料的选择。并用小强度源实际测量屏蔽操作柜性能。研制的屏蔽操作柜材料从外到内为不锈钢外壳(2mm)、聚乙烯(150mm)、不锈钢内壁(20mm)。在操作者操作位置处中子屏蔽达到9倍,γ屏蔽达到近3倍。结果表明该屏蔽操作柜能满足操作人员实际操作需要和所受剂量限值要求。
原子核裂变产生的裂变产物核素的质量数与其在裂变中生成几率的关系，又称裂变产物按质量分布的产额。通常用链产额()与质量数()的关系来绘制质量分布曲线(见裂变产额)。
结构介绍
附图是热中子引起铀235裂变的质量分布曲线,具有双峰的结构。
裂变产物的质量分布与裂变核的种类、激发能和入射粒子的能量有关。原子序数≤80的核素的产物质量呈对称分布，称对称裂变；≥100的核素也主要发生对称裂变;对于90≤≤98核素的自发裂变或低激发能的诱发裂变，产物质量呈非对称性分布，称非对称裂变。随着入射粒子的能量或裂变核素激发能的增高，对称裂变的几率增大,在质量分布上表现为两峰间的谷深变浅,甚至有三峰结构出现。2100433B
测量装置包括芯内裂变室、微型电离室、相应的机械装置;或者固定在堆内的自给能中子探测器。
(1)芯内裂变室:在压水堆和沸水堆中，大多数移动式堆芯中子注量率测量系统都采用芯内裂变室作为中子敏感元件。裂变室的特点是铀内衬的燃耗相当小。在脉冲基数、均方电压、平均电流(直流)三种基本方式中裂变室都能满意地工作。因此，在源量程通道(采用脉冲计数)、中间量程通道(采用均方电压技术)以及功率量程通道(采用平均电流技术)中，堆芯内裂变室都是适宜的。但裂变室的最佳设计(大小、材料、充气压力、发射极-收集极间隙、中子灵敏度等)是不同的。有两种基本型式的堆芯内裂变室，见图1。一种型式是在探测器外壳的内侧，镀富集铀层，形成灵敏体积的外壁。第二种型式是在灵敏体积的外表面加上一个富集铀-铝合金的机加工套筒。越是精心地控制铀镀层或铀-铝套筒的重量和厚度，就越能够准确地控制探测器的中子灵敏度。芯内裂变室充以零点几个兆帕的填充气体，最普通的是氩气，其他有氦、氮或氩与氮的混合气体。裂变室的中子灵敏度取决于发射极与收集极之间的间隙。电离电流是所充气体原子数的函数。间隙大产生的电流亦大。在较高的中子注量率下，必须把间隙减小。为提高信号噪声比，最好的办法是增加敏感元件所用铀的富集度，增大铀的表面积。利用改变裂变室的直径和长度来改变表面积，因此存在一种能产生最高信号噪声比的结构形状。堆芯内裂变室的外径约6mm左右，敏感长度约12~25mm。
(2)微型电离室:涂硼电离室可以满意地作为移动式堆芯中子注量率测量的敏感元件。一般来讲，堆芯内裂变室在堆芯满功率工作9个月之后，其中子灵敏度降至其初始值的50%;而微型电离室在一个半月内，其中子灵敏度就降低50%(由于B的热中子截面比U大6倍，导致燃耗太大)。作为移动式堆芯测量装置，穿过整个芯部所要求的时间很少超过3min，而穿过堆芯的频率很少多于每月一次。因此，涂硼电离室能满意地工作多年。
(3)堆芯中子注量率测量系统:包括探测器及其驱动机构、测量管道选择器、管道等机械装置，以及信号处理设备等几部分。操纵员操纵选择器，选择相应测量管道，由驱动机构将其从堆底送入堆芯预定的测量管道，并沿堆芯作由底至顶和由顶至底的运动，在运动过程中测出电流信号并经探测器尾部电缆传送到信号处理设备。一个900MW的压水堆核电厂在压力容器底部设有50个孔道与堆芯内50个中子注量率测量管道相连接，利用5套探测器驱动机构，每个探测器顺序穿过10个孔道，反复插抽。完成一次中子注量率分布图测量约需2h。
(4)自给能中子探测器:自给能中子探测器是利用其中子活化材料的基本放射性衰变产生信号电流的，不要求外来的电离或收集电压的能源，就能产生信号电流。探测器没有发生电离的充气区域，而该区域却被用作中子敏感材料的固体结构所代替。中子敏感材料与导线连接，同时用紧密充填的陶瓷绝缘体使导线和中子敏感材料与探测器的外套分隔开。所形成的探测器就像一根以无机物绝缘的同轴电缆，体积小而结实。简单的结构使这种探测器具有许多优点，其中包括价格低廉、读出设备简单、燃耗率低、寿命长和灵敏度重现性好。
一个典型的自给能中子探测器由4部分组成:发射极，绝缘体，导线和外套(或收集极)。发射极是一种热中子活化截面适当高的材料，活化以后，通过发射高能β射线以适当的半衰期进行衰变，电子就在这种衰变过程中逸出。绝缘体是固体，在堆芯内温度和核辐照环境下，它必须保持高电阻性能;按理想情况，它应该不发射由中子活化引起的β或电子(导线和外套或收集极必须只发射很少的β或电子)，这样，不希望有的本底信号才能最小。图2示出自给能中子探测器的结构图，对中子敏感的发射极固定在因科镍导线上，发射极和导线穿过氧化镁绝缘体，因科镍外套滑套在绝缘体上，把整个组件挤压成直径为1.5mm表面光滑的长圆柱形部件。
自给能探测器主要有下列三种:①发射极(如铑)俘获中子后发生β衰变，即β流中子探测器;②发射极(如钴、钪或镉)俘获中子后放出瞬发γ，而后由激发核发射出荷能电子，即内转换中子探测器;③发射极俘获或散射γ射线，产生康普顿电子和光电子，从而使发射体荷正电，即自给能γ探测器。
铑和钒是最流行的发射体材料，其灵敏度(每单位中子注量率每厘米长度)为:1.33×10A(φ0.5铑发射体)，1.5×10A(φ1.25钒发射体)，1.2×10A(φ1.5钴发射体)。
核裂变首次由德国化学家哈恩(Otto Hahn)和物理学家史特拉斯曼(Fritzs Strassman)于1939年发现的。1942年美藉意大利物理学家费米及其同事在芝加哥大学建成第一个可控自持反应堆。它由一些大的天然铀块组成，而铀块又嵌在几百吨特殊净化的石墨中。石墨的作用是使自由中子减慢速度以保证天然铀燃料中含量很少的铀-235对中子的俘获。直至今天，反应堆仍大体上沿用这种结构原理。核裂变反应是今天人类获取能源的主要途径之一。利用它可建设原子能发电站;可生产医疗、工业部门需要的放射性同位素;同时利用它也可制造原子弹和中子弹等武器。
裂变产物的质量分布简介
