西安脉冲反应堆

热堆制备低放射性233U 的钍铀转换方法朱养妮,长孙永刚,郭和伟,王立鹏,张信一(西北核技术研究所,西安710024;强脉冲辐射环境模拟与效应国家重点实验室,西安710024)摘 要:233U 比235U 具有更好的燃料特性,是具有潜在重要应用价值的核燃料,但直接使用钍铀或钍钚混合燃料在堆中辐照得到的233U ,含有大量的232U 及234U ,放射性较强,难以像235U 一样作为常规核燃料使用㊂基于低放射性233U 的制备需求,本文分析了232T h -233U 转化中U同位素杂质232U 及234U 的产生途径,采用可有效减少232U 生成的热堆辐照思路,研究了热堆制备低放射性233U 的辐照工艺㊂利用M C N P 程序对232T h 样品在西安脉冲堆堆内辐照过程进行建模,分析了辐照时间㊁冷却时间㊁多个 辐照冷却 周期法辐照及中间产物230T h 对辐照产物的影响,给出了西安脉冲堆制备低放射性233U 辐照工艺㊂研究结果表明,本文制备的低放射性233U 产品中233U 的质量分数为10-5量级,232U ㊁234U 与233U 的质量比分别小于10-6和10-3,符合低放射性233U 指标要求㊂关键词:低放射性233U ;热堆;钍铀转化;西安脉冲堆;辐照工艺;中图分类号:T L 249 文献标志码:A D O I :10.12061/j.i s s n .20956223.2020.040203C o n v e r s i o n M e t h o d o f T h t o U f o r P r e pa r a t i o n o f L o w R a d i a t i o n 233U i n T h e r m a l R e a c t o rZ HU Y a n g -n i Z H A N G S U N Y o n g -g a n g G U O H e -w e i WA N G L i -p e n g Z H A N G X i n -yi N o r t h w e s t I n s t i t u t e o f N u c l e a r T e c h n o l o g yX i a n 710024 C h i n a S t a t e K e y L a b o r a t o r y of I n t e n s e P u l s e d R a d i a t i o n S i m u l a t i o n a n d E f f e c t X i a n 710024 C h i n a 收稿日期:20200316;修回日期:20201008作者简介:朱养妮(1978- ),女,陕西蓝田人,助理研究员,硕士,主要从事反应堆运行与安全研究㊂E -m a i l :z h u y a n gn i @n i n t .a c .c n A b s t r a c t 233U h a s a b e t t e r f i s s i o n c h a r a c t e r i s t i c t h a n235U a n d i t i s a p o t e n t i a l l y i m po r t a n t n u c l e a r f u e l B a s e d o n t h e p r e p a r a t i o n r e qu i r e m e n t o f l o w r a d i a t i o n 233U i r r a d i a t i o n p r o c e s s t h e pr o d u c t i o n p a t h o f i s o t o p e i m p u r i t y of 232U a n d234U i n t h e c o n v e r s i o n o f232T h t o233U i s a n a l yz e d T h e i r r a d i a t i o n p r o c e s s o f 232T h s a m p l e s o n X i a n P u l s e d R e a c t o r i s m o d e l e d b y u s i n g MC N P c o d e T h e e f f e c t s o f i r r a d i a t i o n t i m e c o o l i n g t i m e t h e m u l t i p l e i r r a d i a t i o n -c o o l i n g c yc l e s a nd 230T h o n t h e i r r a d i a t e d p r o d u c t s a r e a n a l yz e d A l o w r a d i a t i o n 233U i r r a d i a t i o n p r o c e s s o n X ia n P u l s e d R e a c t o r i s g i v e n T h e r e s u l t s s h o w e d t h a t t h e m a s s o f l o w r a d i a t i o n233U i s 10-5t h e m a s s r a t i o s o f232U 234U t o233U a r e b e l o w 10-6a n d 10-3r e s p e c t i v e l y w h i l e t h e pr o d u c t m e e t s t h e l o w r a d i a t i o n 233U s t a n d a r dK e yw o r d s l o w r a d i a t i o n 233U t h e r m a l r e a c t o r 232T h -233U c o n v e r s i o n X ia n P u l s e R e a c t o r i r r a d i a t i o n p r o c e s s目前发现的易裂变核素有233U ㊁235U 和239P u3种,235U 和239P u 已获得实际使用㊂从中子裂变截面分析,233U 的热中子裂变截面为521b ,比235U 的564b略小,但其快中子裂变截面为746b ,是235U 269b的2.77倍,说明其具有更好的快中子裂变特性;233U 裂变时释放的有效中子数要高于235U1-302040第11卷第4期2020年12月现代应用物理MO D E R N A P P L I E D P H Y S I C SV o l .11,N o .4D e c .2020和239P u;纯233U的无反射层临界质量为15k g,比钚略大,只有纯235U的三分之一㊂由此可知,233U 比235U具有更好的核燃料特性[14]㊂自然界没有天然的233U,可以通过增殖途径将钍转换成233U㊂我国钍资源较为丰富,位居世界第二[5],在天然钍中,232T h的同位素丰度接近100%,直接使用钍铀或钍钚混合作为核燃料在反应堆中辐照生产233U,将产生大量的232U㊁234U等铀同位素,如在先进多循环钍燃料反应堆中生产的233U产品中,232U的质量分数可达到5ˑ10-3㊂232U,233U这些铀同位素及子体γ射线放射性高,是影响233U生产及应用的关键因素之一[68],不仅给233U燃料的加工㊁储存㊁运输㊁后处理㊁最终的安全处置及燃料的再加工带来困难,而且增加了辐射防护的难度和处理成本[9]㊂因此,开展低放射性233U制备研究,加强钍的开发利用,对裂变能应用的持续发展有重要意义㊂本文分析了钍铀转化中232U㊁234U的产生途径,应用可有效减少232U生成的热堆钍铀转化思路[1011],分析了辐照时间㊁冷却时间㊁多个 辐照冷却 周期法辐照及230T h杂质对辐照产物的影响,结合低放射性233U产品中U同位素杂质含量限值,给出了西安脉冲堆辐照232T h制备低放射性233U的工艺路线㊂1反应堆辐照232T h制备233U产品中的U同位素杂质分析钍铀转化过程的基本原理较为清晰,图1为中子辐照232T h生产233U的主要反应过程示意图㊂由图1可见,天然钍(232T h的天然丰度为100%)在反应堆中进行辐照,发生(n,γ)反应生成233T h,再经过2次β-衰变生成233U,中间产物主要是233T h和233P a ㊂图1中子辐照232T h生产233U的主要反应过程F i g.1T h e m a i n r e a c t i o n o f232T h233Uc o n v e r s i o n i r r ad i a te d b y n e u t r o n1.1232U产生途径利用天然钍得到233U的过程中,产生232U的途径有:1)233P a经辐照生成232U图2为233P a和233U经辐照生成232U的反应过程示意图㊂由图2可见,中间产物233P a有2种方式生成232U:一是233P a发生(n,2n)反应生成232P a,再发生β-衰变成为232U;二是233P a经过β-衰变成为233U,再与中子发生(n,2n)反应生成232U㊂另外,233U亦可与中子发生(n,2n)反应直接生成232U ㊂图2233P a和233U经辐照生成232U的反应过程F i g.2T h e m a i n r e a c t i o n o f232U p r o d u c e d b yi r r a d i a t i o n o f233P a a n d233U2)232T h经辐照生成232U图3为232T h经辐照生成232U的反应过程示意图㊂由图3可见,232T h在反应堆中,发生(n,2n)反应生成231T h,231T h发生β-衰变成为231P a,231P a再发生(n,γ)反应生成232P a,232P a再发生β-衰变成为232U ㊂图3232T h经辐照生成232U的反应过程F i g.3T h e m a i n r e a c t i o n o f232U p r o d u c e d b y i r r a d i a t i o n o f232T h3)230T h经辐照生成232U图4为230T h经辐照生成232U的反应过程㊂由图4可见,230T h在反应堆中发生(n,γ)反应生成231T h,231T h发生β-衰变成为231P a,231P a发生(n,γ)反应生成232P a,232P a发生β-衰变成为232U ㊂图4230T h经辐照生成232U的反应过程F i g.4T h e m a i n r e a c t i o n o f232U p r o d u c e d b yi r r a d i a t i o n o f230T h2-302040朱养妮等:热堆制备低放射性233U的钍铀转换方法第4期由上述232U 的产生途径可知,除由230T h 产生的232U 外,其他2条途径均需要发生(n ,2n )㊁(n ,γ)两种反应㊂由此可知,当中子注量率一定时,产生较大量232U 的根本原因有2个:一是(n ,2n)反应的阈值约为6.5M e V [9],快中子份额较大,会导致(n ,2n )反应的概率增加,;二是较长的辐照时间及冷却时间㊂为减少232U 的生成,针对第1条原因,可采用热堆辐照232T h 来制备233U ,将辐照中子能量控制在(n ,2n )反应道阈值以下,尽量减小(n ,2n )反应的概率;针对第2条原因,应控制合理的辐照和冷却时间㊂1.2234U 产生途径利用天然钍辐照制备233U 的过程中,产生234U 的途径有:1)233T h 经辐照生成234U 233T h 是钍铀转化的主要中间产物,图5为233T h 经辐照生成234U 的主要反应过程示意图㊂由图5可见,233T h 发生(n ,γ)反应产生234T h ,234T h 发生β-衰变生成234m P a ,234m P a 经β-衰变为234U㊂图5233T h 经辐照生成234U 的反应过程F i g .5T h e m a i n r e a c t i o n o f 234U p r o d u c e d b yi r r a d i a t i o n o f 233T h 2)233P a 经辐照生成234U 233P a 是钍铀转化的主要中间产物,图6为233P a经辐照生成234U 的主要反应过程示意图㊂由图6可见,233P a 发生(n ,γ)反应生成234P a ,234P a 经β-衰变产生234U ㊂图6233P a 经辐照生成234U 的反应过程F i g .6T h e m a i n r e a c t i o n o f 234U p r o d u c e d b yi r r a d i a t i o n o f 233P a 3)233U 经辐照生成234U 图7为233U 经辐照生成234U 的反应过程示意图㊂由图7可见,在反应堆中,233U 可发生(n ,γ)反应直接生成234U ,反应截面为46b㊂图7233U 经辐照生成234U 的反应过程F i g .7T h e m a i n r e a c t i o n o f 234U p r o d u c e d b yi r r a d i a t i o n o f 233U 综上,3条产生234U 的途径均需要发生(n ,γ)反应,所以,产生较大量234U 的根本原因为较大的中子注量率及较长的辐照时间㊂为减少234U 的产生,应合理控制辐照时间㊂1.3低放射性233U 的定义G B 18871-2002中规定:职业照射吸收剂量限值为20m S v ㊃a -1㊂假设工作人员在1m 处操作40g 含有杂质的233U 燃料,其中,232U 质量分数为1ˑ10-6,234U 质量分数为1ˑ10-2,每年工作200个工作日,每天工作8h ,年有效吸收剂量低于职业照射吸收剂量限值㊂因此,设定232U 与233U 的质量比小于1ˑ10-6㊁234U 与233U 的质量比小于1ˑ10-2的233U 产品为低放射性233U [12]㊂2西安脉冲堆辐照232T h 制备233U 工艺图8为西安脉冲堆堆芯示意图,西安脉冲堆是游泳池式热堆,采用粗棒燃料元件,可用于辐照样品的堆内辐照位置主要有垂直孔道和跑兔系统,垂直孔道位于堆芯中部,跑兔系统位于堆芯外圈㊂图8西安脉冲堆堆芯示意图F i g .8S c h e m a t i c m a p of t h e c o r e o n X i a n P u l s e d R e a c t o r 3-302040第11卷现 代 应 用 物 理本文采用M C N P软件,对西安脉冲堆堆芯进行精确建模,计算并给出了垂直孔道和跑兔系统的中子注量率φ随中子能量E的变化关系,如图9所示㊂由图9可见垂直孔道与跑兔系统的热中子注量率之比约为3.4㊂图9西安脉冲堆垂直孔道和跑兔系统的中子注量率φ随中子能量E的变化F i g.9φo f v e r t i c a l d u c t a n d r u n n i n g r a b b i ts y s t e m o n X i a n P u l s e d R e a c t o r v s.E以样品放置在跑兔系统位置为例,采用M C N P 程序对热堆辐照232T h样品时,辐照时间㊁冷却时间㊁周期法辐照及230T h杂质对232U,233U,234U产额的影响规律进行理论分析㊂232T h辐照样品(简称靶件)为钍金属球,232T h质量分数为99.99%,钍金属球密度为11.7g㊃c m-3,质量为1g,外侧包裹1层1m m厚的纯铝包壳㊂2.1辐照时间对U同位素产额的影响靶件在堆内经过一定时间辐照,进行500d充分冷却,靶件内U同位素的产额Y随辐照时间t的变化关系,如图10所示㊂图10U同位素产额随辐照时间的变化F i g.10U i s o t o p e y i e l d v s.r a d i a t i o n t i m e由图10可见,随着辐照时间的增加, 232U,233U,234U的产额均呈上升趋势,由于各核素均为级联反应或多反应道产出,产额随辐照时间的变化并非标准的指数增长规律,而是基本符合指数增长规律㊂当辐照时间为600d时,233U的产额可达到1.05ˑ10-2㊂232U,234U与233U的质量比随辐照时间的变化关系,如图11所示㊂图11232U,234U与233U的质量比随辐照时间变化F i g.11M a s s r a t i o o f m(232U)ʒm(233U)a n dm(234U)ʒm(233U)v s.r a d i a t i o n t i m e由图11可见,232U,234U与233U的质量比随辐照时间增加而增加㊂这是由于232U,234U是由中间产物作为母核产出的,在辐照过程中,母核不断积累,生成232U,234U的量和母核数成正比,所以,232U㊁234U 与233U的质量比随辐照时间增加而增加㊂经计算,辐照时间为600d时,靶件内232U与233U的质量比为3.8ˑ10-5,高于低放射性233U产品的限值条件㊂考虑到实际靶件中会含有增加232U产出的230T h 杂质及其他干扰因素,计算中,将靶件中232U与233U 的质量比值限定在1.0ˑ10-7㊂由图11可见,靶件内234U与233U的质量比远低于限值;232U与233U的质量比随辐照时间增加而增加较快,在辐照时间约为1d时,该比值将超出限值,因而,232U与233U的质量比是确定辐照工艺的关键因素㊂2.2冷却时间对U同位素产额的影响233U主要经233P a衰变而来,233P a半衰期约为27d,理论上,可选择冷却时间t c为其半衰期的5倍以上㊂本文设定靶件辐照时间为1.08d,计算比较了冷却时间为150,204,258d时,U同位素产额及232U,234U与233U的质量比,结果如表1所列㊂由表1可见,冷却时间从150d增加到258d,233U 产额仅增加1.77%,U同位素杂质产额基本不变㊂由于233U产额的微量增加,232U,234U与233U的质量比略有下降㊂因此,选定冷却时间为150d是合适的㊂由表1可见,232U与233U的质量比为9.04ˑ10-8,小于限值1.0ˑ10-7,且233U在1g钍靶件中的质量为2.82ˑ10-5g,可进行化学提纯㊂4-302040朱养妮等:热堆制备低放射性233U的钍铀转换方法第4期表1232T h 靶件内的U 同位素产额及质量比T a b .1U i s o t o pe y i e l d i n t h e 232T h t a r ge t t c /d Y232U234U233Um (232U )ʒm (233U )m (234U )ʒm (233U )03.47ˑ10-132.65ˑ10-93.79ˑ10-79.16ˑ10-76.99ˑ10-31502.55ˑ10-122.65ˑ10-92.82ˑ10-59.04ˑ10-89.40ˑ10-52042.55ˑ10-122.65ˑ10-92.86ˑ10-58.92ˑ10-89.27ˑ10-52582.55ˑ10-122.65ˑ10-92.87ˑ10-58.89ˑ10-89.23ˑ10-52.3周期法辐照对U 同位素产量的影响233P a 在反应堆中会发生(n ,γ)㊁(n ,2n )反应而消耗,其主要的反应过程如图12所示㊂因此,经过一段时间辐照后进行冷却,可阻断233P a 因辐照产生的消耗,让靶件中233P a 充分衰变为233U ,增加钍铀转化率㊂图12233P a 主要反应过程F i g .12T h e m a i n r e a c t i o n o f 233P a b y ne u t r o n i r r a d i a t i o n 多个 辐照冷却 周期法辐照是将样品在堆内辐照一段时间,充分冷却,然后再辐照再冷却并依次往复㊂根据2.1节㊁2.2节计算结果,周期法辐照总辐照时间设定为1.08d ,冷却时间每次为150d,辐照周期分别为1,2,4,6,12㊂以6个辐照周期为例,辐照工艺为:每个辐照周期中辐照时间为0.18d ,冷却时间为150d,重复6次㊂中间产物233T h 和233P a 及U 同位素的产额随总时间t t o t 的变化关系,如图13和图14所示㊂由图13可见,中间产物233T h 在每个周期内产额相当,因其半衰期只有21.8m i n ,故每次在150d 的冷却之后消失殆尽;中间产物233P a 在每个周期内的产额也基本相同,150d 的冷却之后233P a 仅剩不足3%㊂由图14可见,随着总时间增加,U 同位素产额均呈上涨趋势㊂232U ,233U 产额的增加主要来自于冷却时间内的核素衰变,辐照时段的直接增加量较小;而234U 产额仅在辐照时上涨,冷却时间对234U 产额的增加影响较小㊂辐照周期对U 同位素产额的影响如表2所列㊂辐照周期虽然增加了233U 的产额,但增幅并不大,12个周期辐照,233U 的产额比单次辐照仅增加了15%,考虑到多付出的1650d 的时间成本,认为并不经济㊂同时,与单次辐照相比,多个周期辐照使232U 与233U 的质量比略有上升,对控制232U 产额不利㊂因此,本文不建议采用周期法辐照来增加233U 的产额㊂图13周期法辐照时,中间产物产额随总时间的变化F i g .13I n t e r m e d i a r y p r o d u c t s y i e l d b y pe r i o d i c i r r a d i a t i o n v s .t i me 图14周期法辐照时,U 同位素产额随总时间的变化F i g .14U i s o t o p e y i e l d b y pe r i o d i c i r r a d i a t i o n v s .t i m e 表2周期法辐照对233U 产额的影响T a b .2E f f e c t o f t h e n u m b e r o f i r r a d i a t i o n -c o o l i n gc yc l e s o n y i e ld o f 233UC y c l e s t t o t /d Y232U233Um (232U )ʒm (233U )/10-71151.082.55ˑ10-122.87ˑ10-50.9042301.083.47ˑ10-122.98ˑ10-51.164601.083.67ˑ10-123.20ˑ10-51.156901.083.83ˑ10-123.26ˑ10-51.17121801.083.825ˑ10-123.29ˑ10-51.165-302040第11卷现 代 应 用 物 理2.4230T h杂质对232U产额的影响由图4可见,232U是从232P a经β-衰变而来的,但232P a还会发生(n,γ)反应而消耗,其主要的反应过程如图15所示㊂因此,经过一段时间辐照后再进行冷却,会阻断232P a在辐照时经(n,γ)反应产生的消耗,让靶件中232P a充分衰变为232U,增加232U产额㊂图15232P a的主要反应过程F i g.15T h e m a i n r e a c t i o n o f232P a b y n e u t r o n i r r a d i a t i o n本节主要研究周期法辐照时,由230T h杂质引起232U 的产额变化㊂辐照方案同2.3节,辐照时间为1.08d,每次冷却时间为150d,周期数分别为1,2,4,6,12㊂同样以6个周期为例㊂辐照230T h产生231T h,232P a 产额随总时间的变化关系,如图16所示㊂图16周期法辐照230T h时,231T h,232P a产额随总时间的变化F i g.16231T h a n d232P a y i e l d i n p e r i o d i c i r r a d i a t i o n v s.t i m e由图16可见,231T h在每个周期内的产额相当,由于半衰期很短,故在每次150d的冷却之后消失殆尽;由于长寿命231P a的积累,232P a的产额随着辐照周期不断增加,由于232P a的半衰期较短,在每次150d的冷却之后同样消失殆尽㊂232U和231P a产额随总时间的变化关系,如图17所示㊂由图17可见,随着总时间增加,232U 和231P a的产额呈上涨趋势,增幅主要来自于冷却时间内的核素衰变,辐照时段的直接增幅较小㊂图17周期法辐照230T h时,231P a,232U产额随总时间的变化F i g.17231P a a n d232U y i e l d i n p e r i o d i c i r r a d i a t i o n v s.t i m e表3是周期法辐照230T h时的U同位素产额㊂由表3可见,232U与233U,234U的产额分别相差4个量级和8个量级,因此,233U,234U的产额几乎可以忽略㊂232U的产额随着辐照周期数增加而增大, 12个周期辐照的产额是单次辐照的7.3倍㊂当靶件中含有230T h杂质时,周期法辐照会大幅增加232U的产额,不利于可常规使用233U的制备㊂因此,为限制232U的产出,制备低放射性233U,应采用单次辐照的辐照工艺㊂3西安脉冲堆辐照232T h制备低放射性233U 的工艺路线结合2节的分析结果,采用M C N P程序模拟计算了垂直孔道及跑兔2个位置的233U产额,考虑到T h样品中230T h质量分数一般为2ˑ10-5~3ˑ10-5,较高时为7ˑ10-5[13],本文设定样品中230T h质量分数为7ˑ10-5㊂辐照工艺为单次辐照1.08d,冷却150d㊂U同位素产额计算结果列于表4㊂表3周期法辐照230T h时的U同位素产额T a b.3Y i e l d s o f U i s o t o p e s i n p e r i o d i c230T h i r r a d i a t i o nC y c l e s t t o t/d Y232U233U234U M u l t i p l e r a t e o f232U Y i e l d 1151.084.38ˑ10-91.93ˑ10-123.71ˑ10-171.002301.081.35ˑ10-85.37ˑ10-121.09ˑ10-163.084601.081.69ˑ10-84.12ˑ10-121.25ˑ10-163.866901.081.80ˑ10-83.26ˑ10-121.06ˑ10-164.11121801.083.20ˑ10-84.39ˑ10-121.60ˑ10-167.316-302040朱养妮等:热堆制备低放射性233U的钍铀转换方法第4期表4西安脉冲堆低放射性233U样品参数计算结果T a b.4T h e c a l c u l a t e d p a r a m e t e r s o f l o w r a d i a t i o n233U p r e p a r e d i n X i a n P u l s e d R e a c t o rD u c t Y232U233U234U m(232U)ʒm(233U)/10-7m(234U)ʒm(233U)/10-4R u n n i n g r a b b i t s y s t e m2.86ˑ10-1228.7ˑ10-62.65ˑ10-90.9990.923 V e r t i c a l d u c t8.72ˑ10-1272.6ˑ10-61.2ˑ10-81.21.65由表4可见,采用该辐照工艺辐照后,2个位置处233U的产额均可达到1ˑ10-5量级,232U,234U与233U的质量比均在低放射性233U产品的限值以内㊂由于垂直孔道处于堆芯中央,中子注量率较高,垂直孔道的热中子注量率约为跑兔系统的3.4倍;跑兔系统处于堆芯外围,中子热化程度更高,这有利于234U产出,同时,还有利于限制232U的产出㊂虽然230T h杂质含量较低,但引入的232U产额较大,在跑兔系统处辐照的样品中,230T h杂质对232U产额的贡献为10.73%,而在中央水腔处,此比例达到15%㊂因此,在制备232T h辐照样品时,应注意控制230T h杂质的含量㊂4结论通过西安脉冲堆辐照232T h制备低放射性233U 产品辐照工艺研究,可以得出以下结论:1)热堆中,232U,234U与233U的质量比随辐照时间增加而增大,控制辐照时间,限制232U与233U的质量比是辐照工艺确定的关键;2)周期法辐照可以提高钍铀转化率,但增幅不大,时间经济性不强;3)周期法辐照会使靶件中230T h杂质引入232U增幅显著提高,不利于控制232U产量㊂西安脉冲堆钍铀转换推荐的工艺路线为:靶件在跑兔系统或垂直孔道辐照,辐照时间为1.08d,冷却时间为150d,制备的233U样品中233U的质量分数为1ˑ10-5量级,232U,234U 与233U的质量比分别小于10-6和10-3,符合低放射性233U指标要求㊂参考文献1卢希庭原子核物理M2版北京原子能出版社2008 L U X i-t i n g N u c l e a r P h y s i c M2n d e d B e i j i n g A t o m i cE n e r g y P r e s s20082E N D F B-V I I0D B O L2020-10-13h t t p w w w n n d c b n l g o v e x f o r e n d f b71j s p l3卢玉楷简明放射性同位素应用手册M上海上海科学普及出版社2004L U Y u-k a i A C o n c i s e M a n u a l o n t h eA p p l i c a t i o n o f R a d i o a c t i v e I s o t o p e s M S h a n g h a iP u b l i s h i n g H o u s e o f S h a n g h a i S c i e n c e P o p u l a r i z a t i o n2004 4徐四大核与粒子物理M北京清华大学出版社1995 365X U S i-d a N u c l e a r a n d P a r t i c l e P h y s i c s M B e i j i n gT s i n g h u a U n i v e r s i t y P r e s s19953655林双幸张铁岭加快钍资源开发促进我国核能可持续发展J中国核工业201613235L I N S h u a n g-x i n gZ HA N G T i e-l i n g A c c e l e r a t i n g t h e d e v e l o p m e n t o f t h o r i u m r e s o u r c e a n d p r o m o t i n g t h e s u s t a i n a b l e d e v e l o p m e n t o f n u c l e a r e n e r g y i n C h i n a J C h i n a N u c l e a r I n d u s t r y2016132356Y U J Y WA N G K Y O U S B e t a l T h o r i u m f u e l c y c l e o f a t h o r i u m-b a s e d a d v a n c e d n u c l e a r e n e r g y s y s t e m J P r o g r e s si n N u c l e a r E n e r g y200445171837Y AMAMO T O T S UWA R N O H K A Y A N O H e t a lD e v e l o p m e n t o f n e w r e a c t o r f u e l m a t e r i a l s J J o u r n a l o fN u c l e a r S c i e n c e a n d T e c h n o l o g y1995323260262 8A R I A S F J M i n i m i z a t i o n o f U-232c o n t e n t i n a d v a n c e d h i g h-c o n v e r s i o n m u l t i-r e c y c l i n g t h o r i u m r e a c t o r s b y b l a n k e tf r ag m e n t a t i o n J P r o g r e s s i n N u c l e a r E n e r g y20136718229K A N G J M H I P P E L F N232U a n d t h e p r o l i f e r a t i o n-r e s i s t a n c e o f233U i n s p e n t f u e l J S c i e n c e&G l o b a l S e c u r i t y20019113210熊文纲李文新王敏基于热堆的钍铀转换过程中232U生成的模拟计算J核技术2012355395400X I O N G W e n-g a n g L I W e n-x i n WA N G M i n S i m u l a t i v ec a l c u l a t i o n o f232U p r od u c t i o n s i n t h o r i u m-u r a n i u m t r a n s f o r mp r o c e s s b a s e d o n t h e r m a l r e a c t o r J N u c l e a r t e c h n i q u e s 201235539540011张海青林俊曹长青等热堆中钍铀转化规律J核技术20153857885Z H A N G H a i-q i n g L I N J u nC A O C h a n g-q i n g e t a l S i m u l a t i o n s t u d y o n232T h-233Uc o n v e r s i o n i n t h e r m a l r e a c t o r s J N u c l e a r T e c h n i q u e s2015385788512长孙永刚屠荆朱养妮等基于剂量计算的233U核燃料中铀同位素相对含量确定C第26届中子与核相互作用国际研讨会西安2018Z HA N G S U N Y o n g-g a n g T U J i n gZ HU Y a n g-n i e t a l T h e r e l a t i v e c o n t e n t o f u r a n i u m i s o t o p e si n233U n u c l e a r f u e l b a s e d o n d o s e c a l c u l a t i o n C T h e26t hI n t e r n a t i o n a l S y m p o s i u m o n N e u t r o n-N u c l e a r I n t e r a c t i o nX i a n201813B E L L E J B E R MA N R M T h o r i u m d i o x i d e P r o p e r t i e s a n d n u c l e a r a p p l i c a t i o n s D O E N E-0060R W a s h i n g t o n D CU S D O E A s s i s t a n t S e c r e t a r y f o r N u c l e a r E n e r g y19847-302040第11卷现代应用物理。

没有清华,就没有中国的核工业2007-05-25没有清华，就没有中国的核工业，核工业领域的清华人清华人为中国核工业、核武器的事业做出的贡献是其他大学远远不能比的，没有清华，就没有中国的核工业。

为我国核武器事业做出贡献的清华另行统计，其中两弹一星元勋中有清华人14位，远远超过其他大学。

限于篇幅，只统计领导层以上的。

国家相关机构●国家原子能机构主任张华祝，1968年自动控制系毕业，曾任国防科工委副主任。

●国家核安全中心主任、国家核安全局局长李干杰，1986年工物系毕业。

●国家核安全中心副主任汤搏，1984年工物系毕业。

●国家核安全中心副主任李天舒1988年核研院硕士。

●国务院核电办核电专家组组长黄坚持，1965年工物系毕业。

●核工业部驻阿尔及利亚总代表薛兆群，1964年工物系毕业。

曾任中国中原对外工程公司总经理助理兼副总工程师。

反应堆设计人●东南亚第一座原子炉设计人昌张华，1929年物理系毕业。

●中国第一个重水反应堆总负责人钱三强，1936年物理系毕业，中科院院士。

●中国第一座受控核聚变装置“中国环流一号”总设计师李正武，1938年物理系毕业，中科院院士，中国第一台2.5Mev质子静电加速器和第一台电子静电加速器的主要研制者。

●中国第一座轻水零功率装置总负责人朱光亚，1945年物理系毕业，中科院院士。

●中国第一座核试验堆总工程师连培生，机械系毕业。

●中国第一座核反应堆临界装置－零功率反应堆设计负责人胡大璞，1952年物理系毕业。

●中国实验快堆工程总工程师徐銤，1961年工物系毕业。

●中国第一座快中子零功率反应堆、微型反应堆总设计师阮可强，1950-1951年物理系，后留苏，中国工程院院士。

●中国第一座快中子零功率反应堆总体设计组组长邱仁森，1966年工物系毕业。

●中国第一座铀氢锆脉冲反应堆总设计师陈达1963年工物系毕业，中科院院士，少将。

●中国第一座屏蔽试验反应堆总负责人吕应中1950年机械系毕业。

多球谱仪测量 BNCT医院中子照射器中子束能谱陈军;李春娟;李玮;宋明哲;张紫竹【摘要】用于硼中子俘获治疗（BNCT ）的医院中子照射器（IHNI‐Ⅰ）已由北京凯佰特技术有限公司建设完成，为获得空气中自由中子束的能谱，建立了一套改进的主动式多球谱仪，并开展了相关实验方法研究。

该谱仪包含14个探测单元，中心探测器为球形3 H e正比计数器。

为改善谱仪在超热能区的分辨率，在常规多球谱仪的基础上增加了4个包裹不同厚度硼壳的探测单元。

通过MCNP程序计算谱仪的响应函数，并利用标准252 Cf和241 Am‐Be中子源进行了校准和验证。

测量在距离照射器孔道口110 cm处进行，再采用反迭代方法将能谱修正到孔道口处，结果显示，测量的中子能谱与理论模拟结果略有差异。

因而利用ROSPEC谱仪和金箔对中子能谱和PMMA体模内中子通量密度的深度曲线进行了测量，结果验证了多球谱仪测量结果的可靠性。

%The in‐hospital neutron irradiator (IHNI‐Ⅰ) for boron neutron capture therapy (BNCT) was constructed by Beijing Capture Technology Corporation .To obtain the neutron spectra of free beams in air ,an improved active multi‐sphere spectrometer was established and the relevant experimental method was alsodeveloped .The spectrometer consisted of fourteen detection units and a spherical 3 He proportional counter was used as the central detector .In order to improve the resolution of the spectrometer in epither‐mal region ,four detection units covered with different thickness boron shells were add‐ed into the routine multi‐sphere spectrometer .The response functions of the spectrome‐ter were calculated with the MCNP code ,and calibrated and verified with standard 252 Cf and 241 Am‐Be neutronsources .The measurements were performed at 110 cmdistance from exit of the irradiator ,and then the neutron spectra at the exit were deduced by an‐ti‐iteration technique .The results show that there is a little discrepancy between the measured spectra and simulated ones .Therefore ,the neutron spectra and the depth curve of neutron flux density were also measured by a ROSPEC spectrometer and gold foils .The results verified the reliability of the neutron spectra measured by the multi‐sphere spectrometer .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2014(000)011【总页数】6页(P2127-2132)【关键词】BNCT;中子能谱;多球谱仪;ROSPEC谱仪【作者】陈军;李春娟;李玮;宋明哲;张紫竹【作者单位】中国原子能科学研究院计量测试部，北京 102413;中国原子能科学研究院计量测试部，北京 102413;中国原子能科学研究院计量测试部，北京102413;中国原子能科学研究院计量测试部，北京 102413;北京凯佰特技术有限公司，北京 102413【正文语种】中文【中图分类】TL375.1自1936年Loche[1]提出中子俘获治疗的概念以来，作为二元辐射疗法的硼中子俘获治疗(BNCT)因其潜在的功效引起了人们极大的关注。

西安脉冲堆大空间中子辐照实验平台辐射场参数测量李达;张强;苏春磊;余小任;宋晓靓;张文首;江新标;仲云红;于青玉;长孙永刚;苗亮亮;马燕;朱广宁【摘要】西安脉冲堆于2010年建成了大空间中子辐照实验平台。

本文介绍了该实验平台辐射场设计参数、辐射场测量方法和实测结果。

采用蒙特卡罗方法计算了实验平台内中子初始谱。

利用多箔活化法测量了中子能谱，解谱方法采用遗传算法，并与SAND-Ⅱ解谱方法进行了对比，对比结果较为一致，证明了遗传算法解谱的有效性。

应用热释光剂量计测量了γ射线吸收剂量率。

测量结果表明，该实验平台辐射场参数符合设计要求。

%The large space neutron irradiation platformin Xi ’an Pulsed Rea ctor was built in 2010 .The designedparameters ,measurement method and experimental result of radiation field of the experiment platform were introduced in the paper .With a prior spectrum calculated by Monte-Carlo method , the neutron spectra of the experiment platform were measured by using multiple-foil activation technique ,and unfolded with genetic algorithm (GA ) . The unfolding result of GA is in accordance well with the result of SAND-Ⅱ method ,and the validity of GA was proved .γ-ray absorbed dose rate was measured by using thermoluminescent dosimeters . The results show that the radiation field parameter of the experiment platform meets the design requirement .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2014(000)007【总页数】7页(P1243-1249)【关键词】西安脉冲堆;中子能谱;SAND-Ⅱ方法;遗传算法【作者】李达;张强;苏春磊;余小任;宋晓靓;张文首;江新标;仲云红;于青玉;长孙永刚;苗亮亮;马燕;朱广宁【作者单位】西北核技术研究所强脉冲辐射环境模拟与效应国家重点实验室，陕西西安 710024;西北核技术研究所强脉冲辐射环境模拟与效应国家重点实验室，陕西西安 710024;西北核技术研究所强脉冲辐射环境模拟与效应国家重点实验室，陕西西安710024;西北核技术研究所强脉冲辐射环境模拟与效应国家重点实验室，陕西西安710024;西北核技术研究所强脉冲辐射环境模拟与效应国家重点实验室，陕西西安710024;西北核技术研究所强脉冲辐射环境模拟与效应国家重点实验室，陕西西安710024;西北核技术研究所强脉冲辐射环境模拟与效应国家重点实验室，陕西西安710024;西北核技术研究所强脉冲辐射环境模拟与效应国家重点实验室，陕西西安710024;西北核技术研究所强脉冲辐射环境模拟与效应国家重点实验室，陕西西安710024;西北核技术研究所强脉冲辐射环境模拟与效应国家重点实验室，陕西西安710024;西北核技术研究所强脉冲辐射环境模拟与效应国家重点实验室，陕西西安710024;西北核技术研究所强脉冲辐射环境模拟与效应国家重点实验室，陕西西安710024;西北核技术研究所强脉冲辐射环境模拟与效应国家重点实验室，陕西西安 710024【正文语种】中文【中图分类】TL375.4西安脉冲堆是我国第一座多功能实用化铀氢锆脉冲反应堆[1]，筹建于1993年，1999年10月15日实现首次临界。

第27卷　第3期核电子学与探测技术Vol.27　No.3 2007年　5月Nuclear Elect ronics &Detection TechnologyMay 2007 4πβ+4πγ计数相加法绝对测量182Ta 溶液的放射性比活度张小林1,2,李元景1,李　琦2,凡金龙2,刘　杰2,常永福2(1.清华大学工程物理系,北京100084;2.西北核技术研究所,西安710024)摘要:182Ta 发射低能和高能两组γ射线,半衰期适中,是HP G e 探测器效率刻度的合适标准源之一。

用4πβ+4πγ计数相加法绝对测量了182Ta 溶液的放射性比活度。

182Ta 通过反应堆活化得到,4πβ+4πγ计数相加装置对182Ta 的总探测效率高达99%以上,182Ta 溶液比活度测量的相对合成标准不确定度为0.2%。

关键词:182Ta ;4πβ+4πγ计数相加法;放射性活度中图分类号:　O571.23 文献标识码:　A 文章编号:　025820934(2007)0320516205收稿日期:2006203230作者简介:张小林(1971-),男,助理研究员,清华大学工程物理系硕士生,主要从事实验核物理研究 放射性核素182Ta 的半衰期((114.43±0.04)d [1])适中,β衰变后发射两组能区分别在30～264keV 和800～1500keV 的γ射线,其中在低能区共发射17条γ射线。

182Ta 放射源可通过反应堆中子活化反应181Ta (n ,γ)182Ta 得到,181Ta 的天然丰度为99.9877%[2]。

因此,182Ta 是H P Ge 探测器效率刻度十分合适的一种多γ射线标准源,尤其在特别关注的低能区域。

为了用182Ta 刻度HP Ge 探测器峰效率,本实验通过反应堆活化Ta 2O 5制备了182Ta 样品源,用4πβ+4πγ计数相加法绝对测量了182Ta 的放射性比活度,其相对合成标准不确定度为0.2%,为H P Ge 探测器的效率刻度提供了一种标准源。

反应堆快中子实验装置辐射场参数测量
刘书焕;江新标;仲云红;张文首;刘喃喃;王武尚;周辉;邵贝贝
【期刊名称】《核技术》
【年(卷),期】2006(029)009
【摘要】利用多箔活化法测量了设计的反应堆快中子实验装置的中子能谱及中子注量,并采用Monte Carlo方法分析了能谱的不确定度.用热释光剂量片法测量了装置的γ剂量.装置各参数测量结果均达到了预期的设计指标.
【总页数】5页(P660-664)
【作者】刘书焕;江新标;仲云红;张文首;刘喃喃;王武尚;周辉;邵贝贝
【作者单位】西北核技术研究所,西安,710613;清华大学工程物理系,北京,100084;西北核技术研究所,西安,710613;西北核技术研究所,西安,710613;西北核技术研究所,西安,710613;西北核技术研究所,西安,710613;西北核技术研究所,西安,710613;西北核技术研究所,西安,710613;清华大学工程物理系,北京,100084
【正文语种】中文
【中图分类】O571;TL375.4
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四川建成世界上第二座脉冲反应堆
佚名
【期刊名称】《吉林电力》
【年(卷),期】1991(0)4
【摘要】世界上第二座脉冲反应堆日前在四川建成并投入运行有关专家认为,这种在城市中也能安全运行的反应堆,标志着我国在核技术研究上又跃进到一个新的里程。

新建成的脉冲反应堆是由中国核动力研究设计院研究成功的。

它的额定功率为1兆瓦,是一种多用途座池式实验研究堆。

经国家环保局和国家核安全局的专家审评,这个堆正常运行时,环境的辐射剂量只有
【总页数】1页(P53-53)
【正文语种】中文
【中图分类】TM7
【相关文献】
1.费米F4N——建成世界上第1个核反应堆 [J],
2.荷兰首都将建成世界上第一座3D打印房屋 [J], 过客(编译)
3.迪拜建成世界上第一座3D打印办公室 [J],
4.巴塞罗那建成世界上第1座风电式电动汽车充电站 [J], 本刊编辑部
5.西班牙建成世界上第一座3D打印桥 [J], 蒋鑫
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脉冲堆中子源元件技术设计
田盛
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】1989(10)6
【摘要】本文利用笔者导出的计算公式,对脉冲堆中子源元件进行了计算校核.最终得出脉冲堆中子源元件可以随堆运行的结论,并进行了必要的讨论。

【总页数】5页(P56-59)
【关键词】脉冲堆;中子源元件;随堆运行;设计
【作者】田盛
【作者单位】西南反应堆工程研究设计院
【正文语种】中文
【中图分类】TL411.4
【相关文献】
1.CFBR-Ⅱ快中子脉冲堆对外脉冲中子源的响应特性研究 [J], 范晓强;
2.ADS次临界堆脉冲中子源实验动态特性数值模拟研究 [J], 谢芹;谢金森;曾文杰;何丽华;刘紫静;于涛
3.脉冲中子源法测量铅基零功率反应堆Venus-Ⅱ次临界度 [J], 万波;周琦;尹生贵;刘洋;史永谦;张雪荧;罗皇达;马飞;陈亮;葛红林;张艳斌;张宏斌;骆鹏;鞠永芹
4.脉冲堆^（241）Am－Be中子源堆内使用寿命的计算方法 [J], 田盛
5.内生脉冲中子源方法测量固态零功率堆的某些动态参数 [J], 史永谦;杜呈瑞;李京喜;林生活;赵品台
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