杨留成
- 作品数：11 被引量：43H指数：4
- 供职机构：中国原子能科学研究院放射化学研究所更多>>
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- 高气压井型电离室γ核素活度测量装置
- 1989年
- 本文介绍γ射线活度精密测量用高气压井型电离室及电测系统。整个电离室由不锈钢制成,上下底部为椭圆球面形,并用同轴绝缘子代替两个绝缘子,简化了结构。考虑到对低能γ射线的响应,在设计上采取了特殊措施。测定了电离空的性能,与国外同类仪器相比,有较高的效率,能区宽,本底低,漏气率较小。
- 丁建生褚晨杨留成
- 关键词：电离室活度测量
- 钚处理设备物料滞留量监测仪被引量：3
- 1994年
- 文章叙述钚处理设备物料滞留量监测仪的研制及其有关设备中和管道内钚的总α放射性的测量方法。监测仪硬件主要包括：可携式平面型ＨＰＧｅ探测器；φ５０ｍｍ×６０ｍｍＮａＩ（Ｔ１）探测器，可调γ射线束准直系统；ＯＲＴＥＣ９２Ｘ－Ｗ＿２能谱控制系统和ＡＳＴ－２８６计算机。软件主要包括Ｍａｅ－ｓｔｒｏ￣（ＴＭ）ｆｏｒＷｉｎｄｏｗ３和ＰＨＯＵＰ１滞留量用户软件。采用ＭＣＮＰ软件对复杂设备内钚源项γ射线到达设备外测量点的几率进行蒙特卡罗计算。采用多位置测量数据平均的方法来减小源项分布不均匀性的影响。在长寿命裂变产物γ剂量场为０．８×１０￣（－１０）Ｃ／ｋｇ·ｓ的环境下，监测仪对附着在３－８ｍｍ厚钢板上的模拟钚源的α放射性探测灵敏度好于３．７×１０￣６Ｂｑ／ｋｇ（钢板）。
- 朱荣保金惠民谭亚军王瑞宏郏惠忠刘建刚贾向军章泽甫杨留成
- 关键词：监测器钚Γ谱
- 燃料元件厂可燃含铀废物γ扫描装置被引量：1
- 1994年
- 文章描述了燃料元件制造厂可燃含铀废物的γ扫描装置和无损分析（ＤＮＡ）刻度方法。采用４个高效率ＮａＩ（Ｔ１）探头系统对已包装的废物进行旋转γ扫描。系统包括多路讯号线性混合、多道缓冲存贮和计算机获取和能谱处理硬件和软件。当废物包中￣（２３５）Ｕ的含量为０．１０５ｇ时，１８５ｋｅＶ峰面积与本底面积之比为０．４１。１０ｍｉｎ测量灵敏度计算值为１０ｍｇ￣（２３５）Ｕ。在１－２６．４ｇ￣（２３５）Ｕ动态范围内，１０ｍｉｎ测量峰面积的相对标准偏差好于１．５％，并具有计数率、废物内γ射线自吸收和铀效率刻度曲线的微小非线性等效应自动校正功能。在刻度过程中，软件系统能够对介质密度校正曲线和铀效率刻度曲线进行拟合计算。
- 朱荣保杨留成谭亚军金惠民吕钊许晓东朴勇男吴昕刘建刚
- DHDECMP从强放废液中分离和回收锕系-镧系元素的研究被引量：8
- 1990年
- 文章在单级萃取实验的基础上,以串级萃取的实验方法,用30%DHDECMP-DEB从模拟动力堆核燃料后处理1AW强放废液中,进行了分离和回收锕系-镧系元素的工艺研究。串级实验是在共萃取槽R-A;分离槽R-B;反萃取槽R-C三个槽进行的。经过共萃取槽后,从强放废液中提取了全部α-放射性核素;经过分离槽后,使Pu,Am,Gd等三价锕系-镧系元素与U,Np分离;经过反萃取槽后,回收了Np和U。
- 赵沪根傅丽春隗秀芳刘素英叶国安杨留成江金才
- 关键词：高放射性废液锕系镧系
- 高放废液γ放射性核素的分析测定被引量：3
- 1992年
- 介绍用高分辨Ge(Li)γ能谱仪分析测定高放废液中裂变产物核素的方法和结果。描述了所用谱仪系统、死时间校正方法、潜处理以及样品制备技术。
- 杨留成黄浩新江金才侯淑彬
- 关键词：高放废液Γ放射性核素Γ能谱仪
- 有源符合中子法测量材料中的高浓铀被引量：14
- 1998年
- 研究了有源符合中子法测量不同试样中高浓铀的方法和技术。将１个高计数率符合中子计数器改装为有源井型符合中子计数器装置，测量由Ａｍ－Ｌｉ中子源发射的中子诱发物料中的２３５Ｕ裂变时产生的裂变中子，以确定物料中２３５Ｕ含量。用Ｕ３Ｏ８粉末工作样品进行了探测效率刻度，在５００ｇＵ３Ｏ８粉末范围内，以快中子方式测量的刻度曲线近似线性。实测了含铀粉末不同形态、氧化程度各异的多种试样，给出了试样的形态、密度、碳含量及轴向和径向分布不均匀性等因素引起的各种误差，并进行了实验校正。实验结果表明：测量误差在４％—１１％之间，大部分数据与常规重量法在９％内符合。试样中碳含量对测量结果影响较大。
- 王效忠贾向军赵荣生张文良乔盛忠杨留成许晓东李泽
- 关键词：中子源铀235
- 核动力堆辐照燃料燃耗的辐照史校正方法
- 1998年
- 燃耗值的计算可由裂变产物监测体１３７Ｃｓ、１４８Ｎｄ浓度实测值推算得出。在计算中需要裂变产物的平均裂变产额、（ｎ，γ）反应的修正量、放射性裂变产物堆内衰变修正量和可裂变核素的平均裂变能量等。以上参数均与燃料的辐照历史紧密关联。本工作概述了这些参数的１种计算方法、计算机程序，并给出了计算结果。
- 杨留成朱荣保
- 关键词：核动力堆
- 用γ能谱法破坏性测定秦山核电站考验元件燃耗被引量：8
- 1992年
- 秦山核电站是我国第一座自行设计,自己建造的核电站。其燃料组件是压水堆释放能量的核心部件。它要在高温、高压、含硼水、高中子通量密度以及腐蚀、冲刷、振动等恶劣条件下长期工作,燃料组件的性能直接关系到核电站的可靠性、经济性、先进性。为获得燃料元件的各种性能同燃耗的关系并为物理计算提供检验数据,将其组件按设计要求进行辐照考验。
- 杨留成朱荣保林灿生王效英陈国安张崇海吕峰
- 关键词：燃耗燃料元件Γ能谱法
- 秦山核电站考验元件燃耗的辐照史校正计算被引量：2
- 1992年
- 通过实验测得反应堆停堆时刻裂变产物^(137)CS、^(148)Nd等监测体的浓度值,进而推算出辐照燃料元件的燃耗值是通常采用的方法。它需要若干参数,如裂变产物的平均裂变产额,反应(n,γ)的修正量,放射性裂变产物的堆内衰变修正量,可裂变核素的平均裂变能量等。这些参数都同燃料的辐照历史紧密关联。本文概述了上述参数的计算方法并给出了计算结果。方法的主要特点是:1.以考验元件的实际参数为输入数据;2.根据反应堆实际运行史反复循环模拟计算;3.除计算重核素及所要求的裂变产物的原子浓度和放射性外,仔细计算了^(137)Cs和^(148)Nd等核素(n—1)衰变链中子俘获反应的修正量。
- 杨留成朱荣保金华晋朱焕南江金才
- 关键词：燃料燃耗核电厂
- 模拟废包壳中残留铀含量的有源中子测定被引量：4
- 1994年
- 描述了高压倍加器作为中子源质询废包壳中残留铀含量的缓发中子测定模拟装置的原理及方法，给出了模拟浸取元件包壳样品的实验数据和结果。实验中所采用的加速器中子产额为３．２×１０￣９ｓ＿（－１），测量灵敏度为１ｇ￣（２３５）Ｕ／每篮壳。当乏燃料组件的燃耗为３．３×１０￣４ＭＷｄ／ｔ（Ｕ）时，每篮壳中￣（２４４）Ｃｍ自发裂变的中子发射率为８．９２×１０￣４ｓ＿（－１）。在废包壳中残留铀含量为乏燃料中原始铀含量的０．１％、测量时间为１０ｍｉｎ时，残留铀含量中子计数的测量精度经计算为±１４．４％（２σ）。
- 乔盛忠朱荣保郏惠忠刘亨军杨留成唐培家丁大纯陈国安李纪民朴勇男贾向军
- 关键词：废包壳中子探测器
