D-T中子诱发贫化铀球壳内裂变率分布实验*

韩子杰 朱通华 鹿心鑫 秦建国† 王玫 蒋励 杨波

1)(中国工程物理研究院核物理与化学研究所,绵阳 621900)

2)(中国工程物理研究院北京应用物理与计算数学研究所,北京 100094)

1 引 言

大量基础研究认为,基于聚变中子源[1]和次临界堆包层的聚变-裂变混合型次临界能源堆[2]是解决能源问题比较值得研究的途径.在这些概念研究中,我国的研究团队开发了基于MCNP[3]程序的耦合程序,如 MCORGS,MCBURN,MOCOUPLES等[4−7],并配套开发了多群截面库[8,9],为校验程序和截面库的可靠性,有必要在一系列模拟装置上开展基准实验.

次临界能源堆能源供应主要依靠裂变包层中贫化铀裂变释放裂变能来实现,裂变反应率的准确性在设计能量放大指标中异常重要.英国的Weale等[10]用直径29.2 mm的天然铀棒搭建了一个高1066 mm,直径 990 mm 的准圆柱装置,用圆柱形裂变电离室测量了238U(n,f)及235U(n,f)裂变反应率分布.日本东京大学的Akiyama等[11]用铀块堆砌了等效半径为457.2 mm的准球形装置,利用柱形裂变室测量了14 MeV中子源条件下装置内侧238U(n,f)及235U(n,f)反应率,不确定度为 5.5%—6.0%.Afanas’ev 等[12]在聚变堆包层模拟装置上开展14 MeV中子学积分实验,用固体径迹探测器测量238U(n,f)及235U(n,f)反应率,相对不确定度在8%.国内朱通华等[13]在贫化铀聚乙烯交替球壳上用长杆平板型贫化铀裂变室测量了裂变反应率径向分布,不确定度为3.4%.

Weale实验与Akiyama实验所用的装置均采用现有材料堆砌而成,基准性不足.另外,上述实验测量无论采用裂变室[14]还是固体径迹探测器[15,16],均在被测位置引入了其他材料,破坏了测量对象的原始状态,使得测量点的物理参数发生改变,要对测量值进行修正才能得到所需的物理量.为了解决以上探测手段对测量的影响,本文采用与宏观贫化铀球壳丰度完全相同的贫化铀片状样品作为活化探测器[17,18],活化探测器可以看作被测模型的一部分,最大限度降低了对被测对象的影响.利用中国工程物理研究院现有系列贫化铀球壳,构建五种不同厚度的实验模型,选择与D+粒子(D+粒子指氘气电离后形成的带正电的原子核,经引出、加速、然后轰击氚靶产生中子)水平呈45°角的测量孔道,采用活化法基于14 MeV D-T中子开展实验研究.选择裂变碎片中的143Ce[19]作为测量对象,通过测量其发射的g射线,实现143Ce核子数的测量,再根据裂变产额数据和中子产额监测数据,获得裂变反应率沿45°方向分布规律,为裂变放能与球壳厚度关系研究提供数据支持.

2 方法与实验

2.1 测量原理

绝对裂变反应率是指一个源中子诱发一个核材料原子核产生裂变的概率[20].通过测量装置内被测位置的核裂变计数,可得到该处的裂变反应率.裂变率计算公式为

式中,Nf为裂变数,ϕ为中子产额,t1为辐照时间,m为活化探测器核子数.

本实验选取裂变产额比较准确的裂变碎片143Ce作为测量对象,核裂变数Nf与143Ce核子数NCe-143有如下关系:

式中YCe-143为143Ce总裂变产额.

贫化铀主要成分为238U和235U,将中子能量从 0 keV到 15 MeV分成 8个能段(238U只计算后7个能段),143Ce总裂变产额YCe-143可用(3)式表示:

式中,R5为235U 裂变占总裂变的百分比;Y5i为第i个能量段235U裂变143Ce的产额;R5i为第i个能量段裂变占总235U裂变的百分比;R8为238U裂变占总裂变的百分比;Y8i为第i个能量段238U裂变143Ce的产额;R8i为第i个能量段裂变占总238U裂变的百分比.

143Ce的半衰期为 33 h,能量为 293 keV 的g射线的分支比是42%.通过测量这条g射线可以得到143Ce 核子数.143Ce 核子数NCe-143与 293 keVg射线计数有如下关系:

式中,C293.3为 293.3 keVg射线计数,A(d)293.3为293.3 keVg射线自吸收修正因子,b293.3为293.3 keVg射线分支比,η293.3为293.3 keVg射线探测效率,k为辐照过程修正因子,λCe-143为CCe-143衰变常数,τ为冷却时间,t2为测量时间.

由(1),(2)和(4)式可得裂变反应率f,如(5)式所示:

(5)式中各参数的意义同上.

2.2 贫化铀装置

贫化铀装置[21]共分五种模型,内半径Rin均为13.1 cm,外径及组合厚度见表1.贫化铀的密度为(18.8±0.1)g/cm3,其中238U 和235U 同位素丰度分别为99.58%和0.416%[22].在装置的水平径向留有放置D+离子束流漂移管的靶室孔道,水平方向与D+粒子漂移方向呈45°和90°方向留有两条测量孔道,竖直方向有一条测量(吊装)孔道,靶室孔道及测量孔道直径均为44 mm.本次实验在45°孔道开展实验.

表1 五种贫化铀球壳的外径及厚度Table 1. Radius and thickness of depleted uranium shells.

实验测量时需在测量孔道内放置一个贫化铀套筒,与套筒匹配有不同厚度(5,10,20 和 30 mm)的圆柱形贫化铀塞块,用于填充活化探测器之外的空间,以尽可能保证贫化铀球壳的完整性,最大限度避免空腔效应及其他材料对贫化铀球壳中子场的扰动.贫化铀装置及其蒙特卡罗模型分别见图1(a)和图1(b),贫化铀装置置于一铁支架上,其中心与中子源中心重合(偏差 <3 mm).活化探测器与塞块交替放置在套筒内,它们的材料成分均与贫化铀装置一样的,5片活化探测器在装置中的分布情况见图1(b)中“1,2,3,4,5”.为降低实验大厅散射中子本底影响,实验装置距离实验大厅周围墙壁、地面及屋顶的距离均在3.5 m以上.

图1 (a)贫化铀装置实物图;(b)蒙特卡罗模型 5 片活化探测器分布情况(45°方向中的 1,2,3,4,5)Fig.1.(a)Physical map of depleted uranium device;(b)distribution of five activation detectors in Monte Carlo Model 5(1,2,3,4,5 in the direction of 45°).

2.3 活化探测器

实验时,每种模型均布放5片活化探测器,活化探测器位置pi见(距中子源距离)表2.测量孔道与D+粒子入射方向呈45°,测量孔道内放置贫化铀套筒,活化探测器置于贫化铀套筒内,活化探测器之间用贫化铀塞块填充.套筒内径F3.2 cm,外径F4.2 cm,活化探测器直径F2.4 cm,标称厚度 0.2 mm,塞块直径F3.15 cm.

表2 五种模型中活化探测器的布放位置Table 2. Position of activation detector in various models.

2.4 中子源及产额监测

中子源由中国工程物理研究院核物理与化学研究所的中子发生器提供,中子源靶室置于装置中心.直管式铝制靶室外径26 mm,靶管外为铝制水套,内外直径分别为 37 mm 和 39 mm,靶管与水套之间为循环冷却水.TiT靶活性区直径为12 mm,TiT靶为厚靶(D+粒子全部阻止在T-Ti层内),平均入射D+粒子能量为135 keV,对应最大中子能量为 14.9 MeV.

绝对中子产额通过伴随a粒子法监测,探测器置于漂移管中与D+束流方向夹角178.2°,束流强度为 300 μA 时,中子产额约为 3×1010—4×1010s–1.中子产额监测采用分时记录系统,该记录系统时间步长为10 s,能够精确反映实验期间中子产额波动,实验期间中子产额波动修正由(4)式中的“辐照过程修正因子”k完成.

2.5 g射线探测系统

测量g射线的探测系统为ORTEC公司的TRANS-SPEC-DX100电制冷 HPGe探测器和GammaVision 谱分析软件.Ge 晶体直径 67.0 mm,长度 51.7 mm,死层厚度 0.7 mm.HPGe 探测器置于屏蔽体内,工作高压为–4500 V,对60Co 的1.33 MeVg射线能量分辨率为 1.87 keV,相对探测效率40%.

利用到60Co,133Ba,152Eu 等g点源对 HPGe探测器效率刻度,得到探测器表面中心位置点源的探测效率曲线.面源的探测效率采用积分的方法获得.在探测器表面径向每隔3 mm测量一个点源探测效率,拟合出径向的探测效率变化曲线,在半径为12 mm的圆面内积分得到面源探测效率.经标定,位于探测器端面直径为24 mm的面源发射的293 keVg射线的探测效率为 7.44%.293 keV 的g射线在贫化铀片中的自吸收因子由理论模拟得到(已由实验验证),每片贫化铀片的自吸收因子根据实际厚度进行计算,实验所用25片贫化铀片自吸收因子介于85%—92%之间.

3 结果与分析

3.1 实验结果及分析

辐照实验完成后,为降低短半衰期的g本底,将活化探测器冷却2 h,然后在HPGe探测器表面对活化探测器进行了实验测量,得到裂变碎片143Ce发射的 293.3 keVg射线能谱,如图2 所示.与g射线测量相关的自吸收修正因子、探测效率、辐照过程修正因子等实验前都进行了测量及标定.

图2 HPGe探测器测量的贫化铀活化探测器发射的g谱Fig.2.g spectrum of depleted uranium activation detector,detected by using HPGe detector.

为了获得143Ce的总裂变产额,分能区理论模拟了不同位置238U和235U的裂变反应率,得到了取文献值[23].根据(3)式得到了五种模型不同测量位置的143Ce总裂变产额YCe-143,结果见表3.

将293.3 keVg射线总计数、自吸收修正因子、射线分支比、探测效率、辐照过程修正因子、CCe-143衰变常数、冷却时间、测量时间、裂变产额、活化探测器核子数及源中子数代入(5)式,可得到各模型相应位置处的裂变反应率,归一到一个源中子一个铀原子核,结果见图3.

表3 YCe-143 值Table 3. Values of YCe-143.

图3 五种模型中的裂变反应率分布情况Fig.3.Fission reaction rate distribution for five models.

从图3可以看出:1)每种模型,随着距中子源距离L的增加裂变反应率逐渐变小,厚模型变化幅度比薄模型变化幅度更大,主要原因是距中子源越远中子通量密度越小,裂变反应率自然降低;2)相同测量位置,模型越厚,裂变反应率越大,原因是外层贫化铀球壳的屏蔽与反射作用使得测点处中子通量密度增大,为此用蒙特卡罗模拟计算了各模型测量位置处的中子通量密度,结果见图4.

实验结果的不确定度主要来自中子产额、裂变产额和g射线测量三个方面.实验前对a探测器和靶片在靶管中的几何位置进行了准确测量,对准直光栏孔径采用显微镜进行了测量,各向异性修正因子通过查表得到,保证了中子产额的不确定度小于2.5%[24].裂变产额不确定度小于5%.g射线测量的不确定度主要来自HPGE探测器探测效率、g射线自吸收因子[25]及g谱解谱.探测效率用系列标准源进行了标定,不确定度小于2%[26],自吸收因子进行了理论模拟及实验验证,不确定度小于0.5%,解谱不确定度为2%—10%(不同位置处活化探测器不确定度不同).五种模型各位置裂变反应率的总不确定度见表4.

图4 五种模型不同测量点处的中子通量密度(蒙特卡罗模拟计算)Fig.4.Neutron flux density at various measuring positions of five models(Monte Carlo simulation).

表4 裂变反应率总不确定度Table 4. Synthesize uncertainty of fission reaction rate.

3.2 蒙特卡罗模拟与实验比较

利用MCNP5程序和ENDF/VI.8数据库对五种模型进行理论模拟,用F4栅元卡配合计数乘子卡F4得到了不同测量位置的裂变反应率,不确定度小于3.4%.为更清晰地分析计算值与实验值的差异,用计算值与实验值的比值(C/E)来进行表征,结果见图5.可以看到,五种实验模型C/E值介于0.9至1.1之间,表明计算与实验在10%以内符合,且对于大部分测量位置其比值都落在测量标准不确定度范围之内.

图5 贫化铀装置中不同位置裂变率 C/E 值Fig.5.C/E ratio of fission reaction rate for various measuring position in depleted uranium assembly.

4 结 论

采用与宏观贫化铀球壳丰度完全相同的贫化铀活化片作为探测器,采用活化法测量方法得到了不同模型裂变反应率随径向距离的变化.同种模型随径向距离增大裂变率逐渐降低,主要是通量密度逐渐变小及能谱逐渐变软造成.不同模型相同测量位置裂变反应率随模型厚度的增大逐渐变大,主要原因是外层贫化铀球壳的屏蔽与反射作用使得测点处中子通量密度增大.利用MCNP5程序和ENDF/VI.8数据库对上述实验模型进行了模拟,理论与实验结果在不确定度范围内一致,验证了蒙特卡罗输运程序及ENDF/VI.8数据库的可靠性.

本方法克服了裂变室及固体径迹探测器的不足,最大限度降低了探测器对测量对象的影响,使得测量结果更加真实反映宏观模型内部裂变放能特性;细分了测量位置的中子能谱,采用最新的143Ce裂变产额数据,提高了总裂变产额YCe-143的精度.该研究成果对校验贫化铀材料核参数及中子输运特性具有重要意义,为贫化铀裂变放能包层设计提供实验支撑.