摘要：医院中子照射器是基于微型反应堆而设计的专门用于硼中子俘获治疗(BNCT)的核反应堆装置,其额定功率为30kW。在堆芯相对两侧分别设有一条热中子束流和超热中子束流用于病人照射,在热中子束流内引出一条实验用热中子束流,用于瞬发γ法测量病人血硼浓度。本工作利用235 U裂变靶和白云母探测片测量了热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子绝对注量率。结果显示,在30kW额定功率运行时,热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子注量率分别为1.67×109、2.44×107和3.03×106 cm-2.s-1。以上结果达到了BNCT设计要求,并能满足瞬发γ测量血硼浓度的要求。

摘要：在医院中子照射器反应堆现有的水平热中子孔道的基础上,设计了一个适用于中子照相的热中子准直器。准直器入口2cm或4cm,出口直径为10cm,长度为115cm,最大准直比为58,偏移角为4.1°。对设计的热中子孔道进行了初步实验研究,结果显示,满功率运行时准直器出口处热中子注量率为1.0×106 cm-2·s-1,γ本底剂量率平均为11.65mSv/h,达到了热中子照相的要求。

摘要：20世纪80年代以来,中国原子能科学研究院在国内外设计、建造了9座微型反应堆(微堆),这些微堆均采用高浓铀为燃料。随着全球防止核扩散的形势要求,微堆低浓化工作受到了国际社会的高度关注。在保持微堆功率和堆芯几何尺寸不变的情况下,通过原型微堆燃料从高浓铀向低浓铀转化的研究,针对堆芯设计、装卸料和实验技术,开展了物理计算、结构设计、安全分析和实验测量等工作,采用235 U富集度12.5%UO 2燃料替代235 U富集度约90%U-Al合金燃料,微堆低浓化后调试结果满足应用要求,并保持了很好的固有安全特性。

摘要：介绍了医院中子照射器(IHNI)零功率实验及其装置,利用MCNP程序,对IHNI零功率实验装置进行模拟计算,得到中心控制棒价值、上铍反射层效率、径向燃料元件效率、铝瓦效率等。计算值和实验值相互验证,结果符合较好。

摘要：微型反应堆(简称"微堆")低浓化及退役都包含乏燃料卸出的操作,而保证乏燃料安全卸出的关键设备之一就是卸料装置。现有的卸料装置在操作过程中会破坏微堆堆筒体密封性,并且无法恢复,但微堆低浓化后还需利用原有堆筒体进行装料运行,所以本文在此需求的基础上设计了一套新型的卸料装置,可在不分离筒节、不破坏筒体完整性及密封性的前提下完成卸料操作。新设计的卸料装置包含卸料操作工具和辅助机械装置两部分。卸料操作工具通过小盖开口即可实现燃料组件的抓取,实施吊装。卸出的微堆乏燃料具有很高的放射性,卸料操作工具配合辅助机械装置,可实现远距离起升平移的操作,这种设计便于屏蔽,同时可有效降低工作人员所受辐射剂量。对该卸料装置进行计算和可靠性分析,结果表明其强度远大于实际使用载荷,安全可靠,能较好地满足微堆使用需求。新型微堆卸料装置具有经济性好、易制备、易操作的特点,下一步将在国内外微堆低浓化卸料或退役中推广应用。

摘要：医院中子照射器是专门用于硼中子俘获治疗的核装置。在堆芯相对两侧,设有热中子束流和超热中子束流用于治疗,另外,在热中子束流内引出1条热中子束流用于病人血硼浓度测量。本文介绍其物理启动的6个实验,实验结果表明:满功率最大运行时间为12h,最终后备反应性为4.2mk,满功率运行时各工艺房间辐射水平满足设计辐射分区要求,4.2mk反应性释放实验证明医院中子照射器具有固有安全特性。

摘要：采用γ谱测量和低本底β谱测量的方法对济南微堆退役场址中137Cs、60Co、65Zn和90Sr的放射性水平进行了终态检测。所有样品中均未检测出65Zn;水池中60Co的最高值在原堆芯正下方的池底,达49.3Bq/kg,由中子活化而产生;其他检测单元中,137Cs、60Co和90Sr的最高值分别为5.7、6.8和8.1Bq/kg,分别出现在运输通道、堆厅和土壤中,这些核素可能为退役活动污染所致。检测结果表明:所有样品的放射性水平均低于基于年有效剂量为10μSv所导出的清洁解控水平和可接受水平,其中大部分样品接近本底水平。检测方法对137Cs、60Co和65Zn的探测下限分别为1.1、1.0和1.3Bq/kg,检测结果的不确定度小于33.0%,标准物质GBW08304a的测量值与标准值的相对偏差小于3%。

摘要：设计了1套用于微型中子源反应堆(简称微堆)中子信号的宽量程微电流数据采集系统,用于微堆物理实验的监测。系统中使用具有极低偏置电流的斩波稳零运算放大器作为主放大器、数据选择器作为增益切换的主要器件、C8051FXXX系列片上系统(SoC)中的020作为ADC和控制芯片。其电流检测范围为10-11～10-6 A,分为6个量程,各量程间自动切换,能通过串口与PC通讯。在原型微堆上验证了设计的正确性。

摘要：医院中子照射器是我国建造的第1座用于医疗目的的微型反应堆,已于2009年12月7日首次达临界,2010年1月22日达到满功率运行。在治疗前,需测量出口处的中子通量密度及能谱等参数,为后续实验提供依据。本文用MCNP建立医院中子照射器模型,得到能谱计算值。选用金箔活化法测量绝对中子通量密度,多箔活化法测量中子能谱,用SAND-Ⅱ程序解谱,并将实验结果与计算结果进行了比较。

摘要：对济南微堆反应堆容器上筒节、水池材料、水净化树脂及废物现场取样进行放射性核素调查,并详细介绍了对水池材料的调查。被调查的材料中放射性核素主要包括60 Co、152 Eu、137 Cs和54 Mn,反应堆容器正下方的池底材料中放射性核素活度浓度较高。调查结果表明:反应堆容器上筒节、堆水净化树脂及废物均为低放废物,部分水池材料也应作为低放废物进行剥离。调查采用标准物质GBW08304a进行质量控制,测量值与标准值在±15%内一致。