放射性气体127Xe反应堆辐照实验的研究.pdfVIP

·126· 物理夏其应用 放射性气体127Xe反应堆辐照实验研究 伍怀龙郝樊华剐晓亚唐元明 龚有进 (中国工程物理研究院核物理与化学研究所 四川·绵阳621900) 摘要在使用气体放化分析方法确定反应堆中发生裂变数量的研究中，为了寻找一种新的取样系数确定 方i蛊。对放射性气体核素”xe进行了研究。在使用中子反应堆对盛装在玻璃管中的普通氤进行96个小时辐照 后，将辐照产物吸附到特制的源盒中进行柏色谱测量，对其中的。杈e经过中予活化产生的“Xe数量和在源盒中 的扩散平衡情况进行了研究。 关键词中子活化惰性气体同位索 1测量 1引言 为了确定中子反应堆中发生裂变的数量，可以使用气体放化分析方法。在反应堆运行一段 时间后，对产生的惰性气体氪、氙的放射性同位素进行取样，测量取得的样品以得到它们的原 子数，根据裂变产额(发生一次裂变产生某种核素的概率)就可以得到裂变发生的数量。但这 里还有一个问题，取样时不可能将裂变产生的气体都取得，实际上只取得很小一部分额。需要 知道取得多少分额的气体，采取的方法是加入已知数量的示踪气体，根据取得的示踪气体的数 量来确定取样系数。以往加人的示踪气体一般为稳定核素，与待测的裂变核素分开测量，裂变 核素使用高纯锗．y探测器等仪器测量活度，而示踪气体使用色谱等方法测量原子数。这种方法 的缺点是由于分别测量带来的体积过渡和探测效率确定可能造成较大的误差。分别测量也复杂 化了测定流程、增加了测定时间。为了改进这种状况，本文尝试用一种放射性惰性气体同位素 ’”xe作为示踪气体，把它与裂变核素同时进行放射性测量以得到取样系数的方法。本文将根据 截面的理论值、丰度、中子通量等数据设计中子辐照方案，对包括”Xe在内的活化产物进行 放射性跟踪测量，以获得使用”Xe作为示踪气体的可能性。 2辐照实验 为了消除额外杂质在中子活化后的影响，应将气体充装在石英管(纯si02)中而放人中予 反应堆进行照射。但封装石英管的技术要求比较高，所以选择使用普通玻璃管，在辐照后为了 人员操作安全先对之进行冷却处理。 本研究的主要目的是获得大量(10毫居量级)的”7xe并能在工程应用的可能性，以及实 际测量气体放射性氙的剩源、测量方法和对获得的“7Xe活度准确定量的问题。作为一种可能 应用在核裂变实验的新技术，需要形成一个完整的制备和准确活度定量的流程。作为后继实际 实施的一个基础，整个研究过程都要围绕能产生一个常规的、标准的用于取样系数确定的放射 放射性气体”‰反应堆辐照实验研究 ·127· 性气体示踪核素…Xe制作和活度定量流程这一目标进行。 中子照射量与生成的”7xe活度的关系为： Am=豁x6．02×10”·I-口‰。’T “) v为用作照射的普通氙的标准毫升数，，为辐照时间，，为热中子注量率，设I=5X10‘2，cm2s， 。”xe(n，1)“Xe反应的截面or=2．2b“1。 根据反应的截面‘“xe的丰度(0．9％)，可以变化上式为： Am．；8．45×104V．T (2) 活度为A．。，．=3．50x105曰g，这样的活度已能满足进行1测量的要求。 盛氙气的玻璃管(主要成分si02，吉大约10％的NaO)在热中子照射下发生的反应如表1。 表1 中子辐照实验产物列裹”1 额外的放射性，在取出时，将玻璃管中的气体吸到特制的源盒中，而丢弃玻璃管。同时为保证 人员操作的安全，在辐照两个星期后再进行制源流程，此时“Na经过了20多个半衰期已衰减 到安全限度以下，而所需要的“，【e并没有多大的衰减。 最后在将气体吸附到充填活性炭的钢制源盒中后，用高纯锗叮探测器进行跟踪测量，以检 验是否获得预期的”xe，并对氙在源盒中的扩散平衡情况进行研究。 3实验结果及数据分析 制源的过程是，将经过辐照的盛装气体的玻璃管放人钢{64套筒中，将套筒密封后用导管与 浸泡在液氮中的转移玻璃管相联，套筒中有钢块，打开转移玻璃管的阔门，晃动套筒用钢块将 玻璃管击碎，因为氮的沸点为一195．℃，而氙的熔点为一111．9℃，所以氙气便进入转移玻璃管中 在管壁上形