核反應堆中高能中子份額的測量

毛國淑，張生棟，丁有錢，趙雅平，梁小虎，楊 磊，孫宏清

中國原子能科學研究院 放射化學研究所，北京 102413

核反應堆熱中子、快中子注量率是堆運行的重要參數之一，在放射性同位素生產和中子活化分析中，熱中子、快中子注量率對放射性同位素產額估算起著非常重要的作用。為了測量堆中不同位置的熱、快中子注量率，一般采用箔片激活法分別測量各能區(qū)的中子注量率。對于熱中子注量率，可采用197Au(n，γ)198Au和59Co(n，γ)60Co監(jiān)測[1]；對于快中子注量率，可采用31P(n，p)31Si、32S(n，p)32P、58Ni(n，p)58Co等[1]具有不同反應閾能的反應來測量，得到不同能量下的快中子注量率。

測量快中子注量率時，由于237U的放射性遠低于239Np和裂變產物的，因此考慮了對镎、裂變產物的去除。镎的分離方法很多，其中陰離子交換樹脂對四價镎的吸附強，操作簡便，在7 mol/L HNO3中，陰離子樹脂可吸附Np(Ⅳ)[3-5]；在4 mol/L HNO3中，U強烈吸附于TBP萃淋樹脂上[6-8]，TBP萃淋樹脂可以很好地除去裂變產物，借鑒前人的工作，本工作擬采用吡啶型陰離子樹脂和TBP萃淋樹脂去除大量鈾中微量镎和裂變產物。

1 原理與方法

1.1 基本原理

A(239Np)=(N(238U)Φthσth·
(λ(239U)(1-e-λ(239Np)T)e-λ(239Np)t-λ(239Np)·

(1-e-λ(239U)T)e-λ(239U)t))/(λ(239U)-λ(239Np))

(1)

從(1)式可見，239Np的活度(A(239Np))與238U的原子數(N(238U))、239U和239Np的衰變常數(λ(239U)和λ(239Np))、輻照時間(T)、冷卻時間(t)、238U的熱中子反應截面(σth)、熱中子注量率(Φth)有關，在這幾個參數中除了熱中子注量率由堆決定外，其余參數都可以人為設定是已知數。當239Np的活度已知時可將式(1)轉化為式(2)，計算堆中的熱中子注量率Φth：

Φth=A(239Np)(λ(239U)-λ(239Np))/

(N(238U)σth(λ(239U)(1-e-λ(239Np)T)·

e-λ(239Np)t-λ(239Np)(1-e-λ(239U)T)e-λ(239U)t))

(2)

同樣，在第2個反應中，237U的活度可用式(3)來計算：

A(237U)=N(238U)Φhiσ(n,2n)·

(1-e-λ(237U)T)e-λ(237U)t

(3)

當237U的活度已知時，可通過式(4)來計算堆中的高能中子注量率Φhi：

(4)

由于堆中高能中子(>6 MeV)的份額很小，238U(n，2n)反應截面小，所以生成的237U活度遠小于239Np的活度，因此要測量堆中的Φhi時，首先需分離出237U產品，然后用HPGe γ譜儀測量分離出的237U特征峰定出其活度、分光光度計定出鈾的收率；而239Np的活度比較強，用HPGe γ譜儀直接測量輻照鈾中239Np的特征峰定出239Np的活度，得到熱中子注量率Φth。利用238U(n，2n)237U、238U(n，γ)239U反應，得到堆中高能中子注量率與熱中子注量率的比值，即為高能中子的份額。

1.2 試劑和儀器

1.2.1主要試劑 天然鈾，404總公司生產，238U同位素豐度99.3%；238U3O8，俄羅斯生產，238U同位素豐度99.999 99%；一氯乙酸、氨基磺酸、偶氮砷III等，均為分析純，北京化工廠生產；還原鐵粉，分析純，廣東西龍化工廠生產；TBP萃淋樹脂(粒徑125～210 μm)、吡啶型陰離子樹脂(粒徑80～105 μm)，核工業(yè)北京化工冶金研究院生產。

1.2.2主要儀器 HPGe γ能譜儀，美國ORTEC公司；BP211D電子天平，感量10-5g，德國Sartorius公司；UV1000/1100型分光光度計，北京Labtech儀器有限公司；脈沖反應堆，西北核技術研究所；微堆，中國原子能科學研究院反應堆工程研究所。

1.3 實驗方法

1.3.1陰離子交換實驗 將陰離子交換樹脂濕法裝柱(φ3 mm×35 mm)，用7 mol/L HNO3預平衡(流速為0.1～0.2 mL/min)。分別稱取一定量的指示劑，在1 mol/L HNO3-0.1 mol/L氨基磺酸亞鐵下，放置30 min后調為7 mol/L HNO3介質，上柱。用10個洗滌體積7 mol/L HNO3洗滌，分別收集各段的流出液，用HPGe γ能譜儀分析γ放射性核素分布，用分光光度計測量U餾分。

1.3.2TBP萃淋樹脂實驗 將TBP萃淋樹脂濕法裝柱(φ3 mm×160 mm)，用4 mol/L HNO3預平衡(流速為0.5 mL/min)。分別稱取一定量的指示劑，調節(jié)為4 mol/L HNO3后，分別過TBP萃淋樹脂柱；用4 mol/L HNO3洗滌柱，收集流出液；用去離子水解吸，分管收集，用分光光度計測量U，HPGe γ譜儀測量γ放射性核素分布。

1.3.3中子注量率的測量

(1) 將一定量的硝酸鈾酰晶體封于石英管中，做成石英靶，在微堆中輻照6 h，出堆后，冷卻1 d，用鉗子夾碎石英管，用1 mol/L HNO3溶解硝酸鈾酰晶體，然后將溶液吸入容器中待用。取一定量的照射溶液用HPGe γ譜儀測量239Np的活度，計算熱中子注量率Φth；另取一定量的照射溶液，在1 mol/L HNO3-0.1 mol/L氨基磺酸亞鐵條件下，放置30 min，將镎的價態(tài)調節(jié)為四價，隨后將介質調節(jié)為7 mol/L HNO3并過陰離子樹脂柱，將流出液和洗滌液調節(jié)為4 mol/L HNO3過TBP萃淋樹脂柱，用水解吸鈾并收集237U產品，用HPGe γ譜儀測量237U活度，隨后定量取適量溶液于容量瓶中，以0.05%的偶氮胂Ⅲ為顯色劑[9]、0.4 mol/L氯乙酸-0.4 mol/L氯乙酸鈉作為緩沖液，在652 nm處用分光光度計測量鈾的吸光值，得到鈾的收率，計算高能中子注量率Φhi；得到高能中子的份額。

(2) 為了測量脈沖堆的高能中子份額，將一定量的硝酸鈾酰溶液封于塑料管中，做成塑料靶。靶子在脈沖堆中輻照30 min(安全范圍內直接使用液體進行輻照)，冷卻6～12 h,然后將溶液吸入容器中待用。其余化學分離與測量步驟與石英靶相同。

2 結果與討論

2.1 核素在吡啶型陰離子交換樹脂上的吸附行為

分別稱取一定量的239Np溶液、鈾溶液、裂變產物于γ管中，按照1.3.1節(jié)操作，計算U的收率(R)，結果列于表1，其中部分淋洗曲線示于圖1和圖2。

表1 U在陰離子交換柱上的收率Table 1 Recovery of uranium from anion column

注(Note)：U的工作曲線(The work curve of U)：y=0.209x-0.015；括號中數值為平均值(The datum in parentheses is the average)

圖1 239Np、U在陰離子樹脂上的淋洗曲線Fig.1 Elution curve of 239Np and U on anion column◆——U，▲——239Np

圖2 141Ce在陰離子交換柱上的淋洗曲線Fig.2 Elution curve of 141Ce on anion column

2.2 核素在TBP萃淋樹脂上的吸咐行為

表2 TBP萃淋樹脂上解吸時鈾的收率Table 2 Desorption recovery of uranium on CL-TBP

注(Note)：括號中數值為平均值(The datum in parentheses is the average)

圖3 141Ce、U在TBP萃淋樹脂上的淋洗曲線Fig.3 Elution curve of 141Ce and U on CL-TBP column▲——141Ce，■——U

2.3 核反應堆中高能中子份額的測量

為了檢驗堆中同一孔道高能中子份額的波動情況，進行了多次輻照。將高豐度的鈾溶液制成塑料靶，在脈沖反應堆中輻照30 min，冷卻6～12 h后，將塑料靶中的溶液用注射器取出，注入容器中；將天然硝酸鈾酰晶體制成石英靶，在微堆中輻照6 h，冷卻1 d后，將石英靶溶解，吸入容器中。分別取適量的溶液按照陰離子交換-TBP萃淋樹脂柱流程(見1.3.1和1.3.2節(jié))進行實驗。用HPGe γ譜儀測量分離出的237U特征峰定出237U活度、分光光度計定出鈾的收率；用HPGe γ譜儀直接測量輻照鈾中239Np的特征峰定出239Np的活度。

2.3.1239Np的活度239Np具有強的γ射線，由于277 keV γ射線的能量和分支比較合適，所以選擇此射線的計數(C)，通過式(5)來計算239Np活度：

(5)

2.3.2237U的活度237U具有59 keV的γ射線，分支比為34.6%，選擇此射線的計數來計算237U的活度。計算與239Np類似，只是引入鈾收率(Yi)的校正。根據HPGe γ譜儀測量計數，通過式(6)計算了237U的活度：

(6)

結果列于表4。237U活度不確定度的來源與239Np基本一樣，由于測量時間長，237U的計數均大于104，所以其統計不確定度也小于1%，237U活度的總不確定度主要來自于探測效率的偏差。從表4可見，鈾的收率有3個值偏低，其原因是增大TBP柱的淋洗體積造成的，以提高對裂變產物的去污。

2.3.3堆中高能中子的份額 根據2.3.1和2.3.2節(jié)中測得的239Np、237U活度，通過式(2)、(4)計算了熱中子注量率和高能中子注量率，得到高能中子的份額，結果列于表5。從表5結果可見，2種堆型的高能中子份額值相當，均在萬分之幾；高能中子份額的單次測量不確定度約7%，小于相對偏差(±21%和±27%)，這表明在每次反應堆運行時高能中子份額會發(fā)生波動，波動范圍約30%，主要源于堆的運行狀態(tài)。

3 結 論

(1) 在7 mol/L HNO3介質中，利用吡啶型陰離子樹脂可達到鈾與镎的分離；在4 mol/L HNO3介質中，利用TBP萃淋樹脂可實現鈾與裂變產物的分離，得到了滿足測量要求的237U樣品。

(2) 利用一個監(jiān)測鈾靶，分別得到堆中高能中子(>6 MeV)注量率和熱中子注量率，單次不確定度小于6%。

(3) 利用238U(n,2n)、(n,γ)兩反應，測量了微堆和脈沖堆的高能中子(>6 MeV)份額為萬分之幾，波動范圍在30%以內，主要來源于堆的運行狀態(tài)。這對估算一些核素的產額起著非常重要的作用。

表3 239Np活度的測量結果Table 3 Activity of 239Np

注(Note)：Pr=14.1%，η=0.5%/0.28%

表4 237U活度的測量結果Table 4 Activity of 237U

注(Note)：Pr=34.6%，η=1%/0.46%

表5 堆中高能中子的份額(Rhi)Table 5 Ratios of high energy neutron in the nuclear reactor

注(Note)：σ(238U)(n,2n)=2.8 b[2],σ(238U)(n,γ)=2.68 b[10],t1、t2，237U、239Np的冷卻時間(The cooling time of237U and239Np)

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