14MeV能区中子诱发238U裂变碎片截面测量

14MeV能区中子诱发238U裂变碎片截面测量
众所周知，238U和235U同是自然界存在的铀的同位素，但是只有235U能够直接用于热中子反应堆作为核能发电的燃料，而自然丰度超过99%的238U由于存在裂变阈能，只有能量超过1.1MeV的快中子才能诱发其发生裂变，但却无法实现其自持链式反应，因而238U不能直接作为实用的核燃料。

但是235U的含量少、提纯复杂等缺点，成为了核能可持续发展的严重阻碍，因此，快中子诱发238U的裂变反应，将会成为未来核能开发利用的一个新的发展方向。

从而，建立和完善238U的快中子裂变截面数据库就显得尤为重要。

目前建立起来的相对较为准确的相对法测量核反应截面的计算公式，已经开始应用于诸如232Th等重核的中子裂变截面的实验测量工作之中，并且14MeV能区中子诱发232Th 裂变，生成裂变碎片的截面测量工作也早已有相关报道。

然而，同为可转换核素的238U的裂变碎片截面测量工作到目前为止还尚未开展。

因此，在本次工作中，我们使用了14MeV能区中子诱发238U发生裂变反应，首次测量得到了其中两个裂变反应道的裂变截面值。

在本文中，我们采用D-D/T中子源产生的14MeV能区强流中子，轰击238U的
无水化合物硝酸铀酰（化学式UO
2(NO
3
)
2
），引发238U(n,f)X裂变反应。

使用低本
底高纯锗(HPGe)γ谱仪测量得到了裂变产物的活化能谱，再结合相对法测量核反应截面的计算公式，较为准确地测量得到了89Rb、130Sb的裂变截面值和134Te、138Xe 的生成截面值；并且利用文献中给出的扣除β衰变对核反应截面影响的计算公式，通过计算给出了裂变产物中的134I和138Cs全部是由它们各自的先驱核134Te 和138Xe通过β衰变而得到的，不会直接由母核裂变产生这一重要结论。

关键词: 14MeV中子；238U；89Rb；130Sb；裂变截面
1.1 中子引起核反应截面测量的意义
自21世纪以来，在当今世界经济高速发展和科学技术不断进步的同时，煤炭、石油等化石燃料的开采和燃烧给地球的生态环境带来了日益沉重的负担。

怎样减少环境污染，实现可持续发展，为后代留下一个清洁、舒适、美好的生活环境，成为如今世界各国人民共同的期望和奋斗目标。

为了优化能源结构，减少环境污染，实现经济的可持续发展，我国在十一五
规划中提出，要将核电作为未来的主要能源，减少火电在我国总发电量中的所占比重，同时承诺到2020年为止，我国的温室气体排放量要比2005年下降40%至50%。

然而，目前全球核电占总发电量的16%，而我国却仅约为2%。

这就要求我国在近几年内必须加快核能的开发利用以及核电站的投资建设。

从而我国的核电事业呈现出了美好的发展前景。

但是，目前核电站广泛采用的热中子反应堆大都使用235U作为核燃料，而235U 具有的自然含量少、提纯困难等缺点严重阻碍了核能的可持续发展。

因此，在不久的将来，我们必须寻找更具有发展前景的核燃料以保证我国核能事业的持续发展。

238U和235U同是自然界存在的铀的同位素，然而238U的自然丰度超过99%，含量高，地球上储量丰富，从而为238U代替235U成为新一代的核燃料创造了可能。

然而，建设238U作为核燃料的快中子反应堆时，反应堆堆芯的设计，衰变热的导出、屏蔽材料的选择，乏燃料的后处理等方面都必须依赖于大量快中子裂变截面数据，因此，建立和完善快中子裂变截面数据库就显得尤为重要。

然而，到目前为止，却还没有人做过238U的快中子裂变截面测量工作。

所以，在本次实验中，我们利用D-D/T中子源产生的14MeV能区强流中子，
轰击238U的无水化合物硝酸铀酰（化学式UO
2(NO
3
)
2
），引发238U(n,f)X裂变反应。

并采用活化法，使用低本底高纯锗(HPGe)γ谱仪测量裂变产物的活化能谱，根据相对法测量核反应截面的一般公式，首次较为准确的测量得到了反应道238U(n,f)89Rb和238U(n,f)130Sb的裂变截面。

除此之外，通过计算得出了裂变产物中的134I和138Cs不会直接由母核裂变产生，它们全部是由其先驱核134Te和138Xe 通过β衰变而得到的这一重要结论。

由此，我们拉开了建立和完善238U的快中子裂变截面数据库的序幕。

我相信，依据本实验中所采用的裂变截面计算方法，将能计算得到更多238U裂变反应道的裂变截面，从而，238U的快中子裂变截面数据库也将会更加完善。

除了裂变反应堆的设计外，中子引起的核反应截面数据在实现核能的可持续发展、核反应理论体系的完善、核废料的后处理、聚变反应堆的设计以及核武器的小型化研发等方面都具有非常重要的指导意义。

可以说，精确的中子核反应截面数据是核工业和核科学技术研究的基本前提，没有准确的中子核反应截面数据，就没有核工业蓬勃发展的今天。

1.2 14MeV中子引起核反应截面测量的一般方法
常用的核反应截面测量方法主要有直接测量法，质谱法和活化法三种，其中：直接测量法是指利用核反应过程中伴随放出的瞬发辐射粒子来测量核反应
截面的一种方法。

因而，直接测量法也被称作伴随粒子法。

除此之外，伴随粒子法还有广泛的应用，比如本次实验中，就是利用D-D/T 中子源伴随放出的α粒子来检测中子注量率的。

质谱法是指将汽化后的裂变产物中的中性原子或分子电离成带电离子，并用质谱仪进行分离、检测带电离子的含量，进而来测量核反应截面的一种方法。

在裂变产物是稳定核素或是半衰期很长的核素时，常采用质谱法测量其核反应截面。

活化法是指利用裂变产物核大都不稳定，具有放射性这一特点，通过测量其放射性计数来间接测量核反应截面的一种方法。

其中最常见的是裂变产物核具有γ放射性，通过使用高分辨率的HPGe 探测器探测γ光子计数来间接测量核反应截面。

本实验所采用的方法正是属于这一类型。

活化法虽然是一种核反应截面的间接测量方法，但是由于活化法简单、灵敏度高、放射性计数测量结果准确度高，因而本实验中我们利用活化法来测量中子的核反应截面。

1.2.1 活化截面的一般计算公式
下面我们简单推导给出活化截面的一般计算公式：
0 t 0 t 1 t 2 图1-1 活化产物从开始照射到测量结束的时间流程示意图
假定样品质量为M ，母核X 的原子量为A ，丰度为η，样品辐照时间为T 1，辐照期间的平均中子注量率为φ，冷却时间为T 2，测量时间为T 3，反应道X(n,b)Y 的截面值为σ，则有：
在样品辐照时间（T 1)内的任一时刻t ，单位时间内产生放射性子核Y 的净数目为：
N N A
M dt dN A ληφσ-= (1-1) （式中，N A 为阿伏伽德罗常量，λ为生成子核Y 的衰变常量。

）
由初始条件t=0时，N=0解式（1-1）可求得，在辐照时间（T 1)内的任一时t
刻t ，样品中生成子核Y 的数目为：
)1()(t A e A MN t N λλ
ηφσ--= (1-2) 照射结束（t=T 1）时，样品中生成子核Y 的数目为：
λ
ηφσληφσλA S MN e A MN T N A T A =-=-)1()(11 (1-3) （式中，11T e S λ--=称为饱和因子）
开始测量（t=T 1+T 2）时，样品中生成子核Y 的数目为：
212)1()()(121T T A T e e A MN e T N T T N λλλλ
ηφσ----==+ (1-4) 设生成的放射性核Y 放出的特征γ射线的分支比为I γ，探测器对其全能峰
探测效率为p ε,在测量时间（T 3）内，探测器测到特征γ射线的全能峰计数为C ，则有效的特征γ射线的全能峰计数应为：
⎰-+=⋅3
021)(T p t dt I e T T N C F ελγλ
)1()1(321T T T p
A e e e A I MN λλλγλεηφσ-----= SD A I MN p
A λεηφσγ= (1-5)
（式中，F 为计数的总校正因子，F=F s ·F g ·F c ，其中各项的意义将会在1.2.2节给出；)(32232)1(T T T T T e e e e D +-----=-=λλλλ称为测量收集因子。

）
然而，在样品辐照过程中，中子源出射的中子数目并不是恒定不变的，中子注量率会随着时间推移而发生波动，因此，实验中必须对φ值进行校正，即须给其乘上中子注量率波动校正因子K ，从而，辐照期间实际的中子注量率为：
φ⋅=ΦK (1-6) （式中，K 因子的具体表达式将会在1.2.2节给出。

）
结合式（1-5）和式（1-6），即可推导得出绝对法测量核反应截面的一般计算公式为：
KSD
I MN A FC p A εηφλσγ= (1-7) 上面我们推导给出了绝对法测量核反应截面的一般公式，然而由于式（1-7）
中的中子注量率φ的数值很难准确测定，因此更为实用的截面测量公式是下面给出的相对法测量核反应截面的一般计算公式。

下面给出相对法测量核反应截面的一般计算公式的推导过程：
所谓相对法就是指将某种核反应截面精确已知，且其子核半衰期与待测核反应的子核相近的核素，做成两块中子注量率监督片，实验时将待测样品夹在监督中间进行辐照，辐照结束后，利用精确已知的监督片核反应截面带入式（1-7）中，即可得到准确的平均中子注量率φ的数值，再利用该φ的数值来求解待测样品的核反应截面的一种方法。

设以下标0来表示监督片的相关参数，以下标x 来表示待测核反应的有关参数，则根据式（1-7）可得：
00][][KSD I MN A FC p A εηφλσγ= (1-8) x p A x x KSD I MN A FC ][][εηφλσγ=
(1-9) 由式（1-8）和式（1-9）联立，即可得到：
00
0][][][][σλλεηεησγγ⋅⋅=A FC A FC KSD I M KSD I M x x p p x (1-10) 此式即为我们要求的相对法测量核反应截面的一般计算公式，这也正是本实验所采用的核反应截面测量公式。

1.2.2 相对法测量核反应截面的一般公式中各修正项
式（1-10）中的修正因子K 和F （F=F s ·F g ·F c ）的推导过程文献[1]中已详细给出，此处我们只列出它们各自计算公式的具体结果。

（1）中子注量率波动校正因子K
假设将样品的辐照过程分为n 段（如图2-2所示），其中第i 段的照射时间为P i ，第i 段照射结束到总照射结束之间的时间间隔为Q i ，当n 足够大时，则有以下结论成立：
①第i 段平均中子注量率φi 可看作是常数。

②计算每照射段生成的子核数目时，可以认为靶核数目不变。

辐照时间T 1
Q i
0 t 1 t 2 t 3 t i-1 t i t i+1 t n-2 t n-1 图1-2 样品辐照时间分段示意图
由此推导得出中子注量率波动校正因子K 的计算公式为：
φ
φλλS e e K n i Q P i i
i ∑=---=1
)1( (1-11) （式中，S 为饱和因子；∑==n i i i T P 1
1/φφ为照射时间内的平均中子注量率）
（2）特征γ射线在样品中的自吸收校正因子F s
由于样品具有一定厚度，
裂变产物放出的特征γ射线在穿出物质时，会有一部分γ射线被物质吸收而损失计数，因此在截面测量过程中，必须计算特征γ射线在样品中的自吸收校正因子。

样品的自吸收校正因子F s 的计算公式为：
m m d m
m s e d F μμ--=1 (1-12)
（式中，μm 为样品对某种特征γ射线的质量吸收系数；d m 为样品质量厚度。

）
（3）样品几何校正因子F g
样品几何校正因子F g 的计算公式为：
22)2/(h d h F g += (1-13) （式中，d 为样品的厚度，h 为样品距HPGe 晶体有效探测截面的的距离。

）
（4）特征γ射线级联符合校正因子F c
由于放射性子核所放出的特征γ射线的寿命一般都很短，且大多数是有级联的，而探测器的分辨能力有限，就会使得测得的特征γ射线的全能峰计数会由于级联符合的增加效应（或级联符合的减少效应）而增加（或减少）。

这就需要我们对测得的全能峰计数进行级联符合修正。

在这里，我们只给出较为简单的三能级级联符合修正公式，如图1-3所示：
t n
图1-3 三能级的级联符合示意图
对于γ20、γ10和γ21的级联符合校正因子F 20、F 10和F 21分别为：
p p p P P F 20
1021102021201111
εεεα⋅+⋅+= (1-14) 10
21102110111αε+⋅-=t P P F (1-15) 102121
111αε+-=t F (1-16) (上述式中，2121
22111α+=x Af P ，202022011α+=x Af P ， 10
1021210101101111αα+++=x x Af x Af P ； P ij 为γij 的发射率，αij 为γij 的内转换系数，x ij 为与γij 对应的分支比； i f 表示母核衰变到子核i 能级的分支比；
p ij ε、t ij ε分别表示探测器对γij 的全能峰探测效率和全谱探测效率。

）
1.3 本文主要的研究内容及研究结果
本文是在基于中国工程物理研究院二所204室的强流中子发生器和低本底实验室的HPGe-γ谱仪的基础上，利用已经建立起来的、相对较为精确的相对法测量核反应截面的一般计算公式，从理论和实验两方面入手分析和解决了14MeV 中子能区238U 核反应截面测量的一系列难点问题，设计给出了合适的测量方案，并采用灵敏度较高的活化法，对14MeV 能区中子引起的238U 裂变截面进行了测量研究。

通过本次实验，我们取得了以下实验结果：
2 1 0
1f 0f
（1）首次较为准确的测量得到了14MeV能区中子引发238U裂变，238U(n,f)89Rb 和238U(n,f)130Sb两个反应道的裂变截面值。

在入射中子能量为14.7±0.3MeV、14.5±0.3MeV和14.1±0.3MeV时，实验测得238U(n,f)89Rb反应道的裂变截面值分别为28.59±1.35mb、31.05±1.44mb 和30.41±1.38mb；测得238U（n,f)130Sb反应道的裂变截面值分别为6.49±0.30mb、6.47±0.29mb和6.27±0.28mb。

（2）通过实验测量得出了14MeV能区中子诱发238U裂变，裂变产物中的134I 和138Cs完全是由他们的先驱核134Te和138Xe通过β衰变得到的，不会直接由母核裂变产生这一重要结论；并且由实验测量给出了裂变产物中的134Te和138Xe的总生成截面值。

在入射中子能量为14.7±0.3MeV、14.5±0.3MeV和14.1±0.3MeV时，中子诱发238U裂变生成134Te的总截面值分别为54.28±2.51mb、52.63±2.40mb和49.78±2.24mb；生成138Xe的总截面值分别为43.57±2.17mb、44.20±2.14mb 和44.58±2.07mb。

虽然我们没能通过实验测量得到134Te和138Xe的裂变截面值，然而134Te和138Xe 的先驱核，以及它们先驱核的先驱核，都是寿命很短的核素，在核工程设计时一般不会着重考虑，而寿命较长的134Te和138Xe在核工程设计和快中子反应堆的建设中却有着至关重要的作用，它们的生成截面值需要给予特别关注，因而本实验所测量得到的134Te和138Xe的裂变截面值在核工程设计上是具有重要指导意义的。

由于诸如238U等重核的快中子裂变反应的截面测量工作目前还不够完善，相关核数据库高精度的基础数据还很欠缺，因此，我们本次的实验结果将有助于促进该类核数据库的进一步建立和完善。

第二章国内外研究进展
2.1 中子活化截面测量现状
2.1.1 国内研究进展
14MeV能区中子所引起的中子活化截面测量结果是目前国内报道最多的。

兰州大学先后报道了14MeV能区中子所引起的硒同位素、镓的同位素和镱的同位素等众多核素的中子活化截面测量结果。

例如，2006年2月份，贺国珠等
人给出了在入射中子能量E
=14.1±0.2MeV时，核反应82Se(n,2n)81m Se、
n
76Se(n,2n)75Se和80Se(n,α)77Ge的截面值分别为896±49mb、610±37mb和3.5
±0.3mb.
中国工程物理研究院也多次报道过14MeV能区中子所引起的一些核素的中子活化截面测量结果。

例如，2010年5月份，朱传新等人给出了在入射中子能量为14.45MeV、14.69MeV和14.80MeV时，核反应176Hf(n,2n)175Hf的截面值分别为2122±85mb、2137±85mb和2130±85mb.
2.1.2 国外研究进展
美国杜克大学的Bhike Megha等人在2015年1月份报道了0.37～7.25MeV 能区中子引起的124Xe(n,γ)125Xe核反应截面值，以及11.36～14.80MeV能区中子引起的124Xe(n,2n)123Xe核反应截面值。

例如，给出了在入射中子能量E
=5.31±
n
0.35MeV时，核反应124Xe(n,γ)125Xe的截面值为29.51±5.32mb；在入射中子能
=14.35±0.15MeV时，核反应124Xe(n,2n)123Xe的截面值为839.57±46.53mb. 量E
n
德国达姆施塔特工业大学的Marganiec.J等人在2014年12月份报道了稳定核素174Yb、176Yb、190Os、192Os、196Pt、198Pt、202Hg和204Hg的中子俘获截面的测量结果。

结果显示，在入射中子光谱kT=30keV时，核反应174Yb(n,γ)175Yb、176Yb(n,γ)177Yb、190Os(n,γ)191Os、192Os(n,γ)193Os、196Pt(n,γ)197Pt、198Pt(n,γ)199Pt、202Hg(n,γ)203Hg和204Hg(n,γ)205Hg的截面值分别为157±6mb、114±8mb、278±11mb、160±7mb、171±19mb、94±4mb、62±2mb和32±15mb.
2.2 中子引起的裂变截面测量现状
2.2.1 国内研究进展
中国原子能科学研究院在中子引起的裂变截面测量方面做过很多研究，是目前国内的主要研究机构之一。

例如，韩银录在2003年7月份，对中子与238U的反应截面、能谱和双微分截面进行了理论计算，并通过与实验数据的比较和分析，给出了中子与大变形核、一般的变形核、球形核和轻核相互作用时的理论模型，从而建立了中子裂变截面计算的理论基础。

中子引起的裂变截面测量工作在国内开展的还不是很多，目前国内主要研究的是重核裂变产物产额的测量和计算工作。

例如，中国原子能科学研究院的张生栋在2004年4月份报道了233U、235U和239Pu热中子诱发裂变中79Se等13种长寿命裂变产物核素的裂变产额测量数据。

以其中的93Zr为例，数据显示，233U的裂变产额为7.01%（10.0%）,235U的裂变产额分别为6.21%(3.0%)和6.65%(10.0%),
239Pu的裂变产额分别为3.76%(5.0%)和3.95%(10.0%)。

2.2.2 国外研究进展
白俄罗斯的Maslov.VM等人在2010年4月份报道了能量在20～200MeV能区中子引起的裂变反应232Th(n,f)、235U(n,f)、238U(n,f)、237Np(n,f)和238Pu(n,f)的裂变截面，并通过对这些裂变核素裂变截面的计算分析，证实了在中能区连续中子发射模型的正确性。

比利时的Tudora Anabella等人在2008年6月份报道了由热中子和快中子引起233Pa(n,f)和231Pa(n,f)核反应的实验测量结果，并在此基础上，成功地运用了精确的中子蒸发模型，系统性的阐述给出了绝大多数锕系元素瞬发中子多重性和瞬发中子光谱的理论计算结果。

2.3 14MeV能区中子引起的裂变截面测量现状
2.3.1 国内研究进展
兰州大学致力于14MeV能区中子引起的裂变截面测量方面的理论和实验研究，并且已经取得了一定的的研究进展。

2012年6月份，兰州大学的方开洪等人首次报道了由14MeV能区中子引起的核反应232Th(n,x)89Rb裂变截面的实验测量结果。

结果显示，在入射中子能量=14.1±0.3MeV时，反应道232Th(n,x)89Rb的裂变截面值为14.0±0.9mb；在入E
n
射中子能量E
=14.7±0.3MeV时，反应道232Th(n,x)89Rb的裂变截面值为13.2±
n
1.0mb.
2014年10月份，兰州大学的王强等人报道了14MeV能区中子引起的232Th的另一个反应道232Th(n,f)138Cs裂变截面的实验测量结果。

结果显示，在入射中子=14.1±0.3MeV时，反应道232Th(n,f)138Cs的裂变截面值为4.58±0.48mb；
能量E
n
=14.7±0.3MeV时，反应道232Th(n,f)138Cs的裂变截面值为4.43在入射中子能量E
n
±0.47mb.
2.3.2 国外研究进展
德国的M.Al-Abyad等人在2005年11月份报道了由14MeV中子引起的32P、64Cu、67Cu、89Sr、89Y和153Sm等核素的核反应截面实验测量结果。

例如，在14MeV 能量中子入射时，该实验测量结果显示，核反应32S(n,p)32P、90Zr(n,p) 90g Y和153Eu(n,p) 153Sm的截面值分别为152±27mb、2.7±0.5mb和0.26±0.04mb.
印度巴巴原子能研究中心的H.Naik等人在2014年11月份报道了由14.8MeV
能量中子引起的232Th和238U核素相关的核反应截面实验测量结果。

实验结果显示，在入射中子能量E
=14.8±0.1MeV时，核反应232Th（n,γ）和238U（n,γ）的反
n
应截面分别为1.569±0.257mb和1.266±0.379mb；核反应232Th（n,2n）和238U （n,2n）的反应截面分别为1674.0±92.0mb和692.7±28.7mb.
第三章实验设备及实验过程
3.1 实验设备
3.1.1 中子源
由于自由中子不稳定，平均寿命只有约15分钟，无法长期储存，因而在进行与中子相关的科学实验和科学研究时，必须借助于能够产生中子的实验装置来提供中子。

这种能产生中子的装置就被称为中子源。

中子源主要有以下三种：
（1）放射性同位素中子源
放射性同位素中子源可分为两类：一类是利用放射性物质放出的射线粒子轰击靶材料来产生中子，如241Am-Be中子源等；另一类是利用具有自发裂变现象的超铀核素来裂变产生中子，如252Cf中子源等。

放射性同位素中子源优点是体积小、结构简单、中子发射率可准确测量；缺点是中子发射率太低，仅为104～108n/s.
（2）加速器中子源
加速器中子源是指利用加速器加速后的带电粒子轰击靶材料产生中子的一种装置，例如本实验使用的D-D/T中子源就是利用加速后的高能氘核轰击氚靶来产生14MeV高能中子的。

加速器中子源的优点是能产生高能单色中子，而且中子发射率较高；缺点是设备庞大、结构复杂、成本比较高。

（3）反应堆中子源
反应堆中子源是利用反应堆的核裂变反应来产生中子，例如一个235U核发生裂变，会平均放出2～3个中子，所以可作为中子源。

反应堆中子源的优点是出射中子能量高、中子能量范围宽且连续分布；缺点是中子单能化比较复杂。

由于加速器中子源能产生从几十keV直到20MeV能区的单能中子，而且中子发射率高，能满足我们实验的要求，因此本实验是利用加速器中子源结合氘氚聚变反应T(d,n)4He来产生14MeV强流中子的。

整个实验是在中国工程物理研究院二所204室的强流中子发生器上进行的，在实验中，利用中子源伴随放出的4He 粒子对照射过程中的中子注量率进行监测（监测结果见第四章的图4-1至图4-3），并使用90Zr(n,2n)89m+g Zr与93Nb(n,2n)92m Nb的反应截面比测定得到了中子源0度、45度和90度方向上的出射中子平均能量，结果如下表所示：
表3-1 中子源0度、45度和90度方向上出射中子的平均能量测量结果中子出射方向0度45度90度
中子平均能量(MeV) 14.7±0.3 14.5±0.3 14.1±0.3
3.1.2 γ能谱测量系统
γ能谱测量系统主要由屏蔽系统和HPGe γ谱仪系统两部分组成，本实验中使用的HPGe γ谱仪系统是美国ORTEC公司生产的GEM 60P型高纯锗探测器和多道计算机能谱分析系统。

下面我们对实验所用屏蔽系统和HPGe γ谱仪系统分别进行介绍。

（1）屏蔽系统
自然界中存在的天然放射性核素、宇宙射线以及实验室中存在的一些我们不曾注意到的放射性核素，这些本底的存在会对我们的实验测量带来干扰，严重影
响实验测量结果的准确性。

例如，在本实验测量之前，我们曾经测量过样品的本底谱，如第五章的图
4-14所示。

从能谱图可以看出，实验测量环境中存在着大量的本底射线，而且本底射线的低能端计数相当大，除此之外，本底谱中还存在几个计数很大的本底峰，这些本底峰很容易叠加裂变产物核的特征峰上，从而给我们的实验测量结果带来误差。

因此，在实验测量时，必须对待测样品和HPGe γ谱仪系统进行屏蔽。

这种用来屏蔽外界本底干扰的屏蔽材料或屏蔽设施，就被称为屏蔽系统。

最为理想的是使用厚铅砖砌成铅室，并在铅室中加上内衬钢板，在钢板内再加上铜皮和有机玻璃组合而成的屏蔽系统。

这一系统能很好的屏蔽诸如γ射线、X射线、β射线等众多天然本底射线，从而极大地剔除本底干扰，提高实验测量结果的准确性。

（2）HPGe γ谱仪系统
HPGe γ谱仪系统的结构方框图如下表所示：
图3-1 HPGe γ谱仪系统的结构方框图
HPGe γ谱仪系统的核心部分是HPGe探测器。

HPGe探测器作为一种半导体探测器，它的能量分辨率相当高，比NaI探测器要好几十倍之多。

它的这一特点使得很多小到NaI探测器完全无法分辨的谱线，它都能清楚地分辨开来，从而大大减少了活化能谱中特征γ全能峰堆积现象的发生。

因而，HPGe探测器被广泛地应用于各种复杂γ谱的测量实验。

对于本实验而言，样品裂变产物中含有上百种放射性核素，每种放射性核素又有好多种特征γ光子，从而使得裂变产物的活化能谱变得非常复杂，远远超出了NaI探测器的可分辨范围。

但是高能量分辨率的HPGe探测器却清晰地分辨开了这些裂变子核的特征γ峰，从而为我们裂变截面的实验测量工作提供了可能。

HPGe探测器的缺点是灵敏区还太薄，对于一些高能量的特征γ射线完全无能为力，这一点还有待于相关科研工作者进一步的研究、改进和完善。

3.2 实验过程
3.2.1 样品的制备与监督片的选择
（1）样品的制备
本实验选用含238U 的无水化合物硝酸铀酰（化学式UO 2(NO 3)2）作为试样来进行核反应截面的测量实验，为了确保实验结果的准确性，选用硝酸铀酰的纯度达99%以上。

下面我们给出实验样品的具体制作步骤;
①先称得清洗、干燥后的样品器皿净重为18.4428g ，加入纯度99%以上的UO 2(NO 3)2·6H2O 后称得总重为25.7274g 。

②经过多次脱水，得到器皿和无水样品的总重为25.3999g 。

所以脱水后样品（化学式UO 2(NO 3)2）净重为6.9571g 。

③在步骤②得到的无水样品中加入重量为1.1474g 的粘合剂 聚乙烯，
并在充分溶解、混合均匀后分成三份，再利用液压机压制成三个圆柱形实验样品。

由此计算出硝酸铀酰样品的纯度为85.84%.
至此，实验样品制备完成。

我们将步骤③得到的三个样品依次编号为1、2、3号样品，并通过测量计算得到这三个样品的具体参数如表3-2所示：
表3-2 制备所得实验样品的具体参数值
编号 直径（cm ） 厚度（cm ） 体积（cm 3
） 质量（g) 密度（g/cm 3
） 1号样品 1.3420 0.4260 0.6026 0.7600 1.2613 2号样品 1.3850 0.4505 0.6787 0.8487 1.2505 3号样品
1.4425
0.5430
0.8874
1.1831
1.3332
（2）监督片的选择
在本实验中，我们选用厚度约为0.05mm ，纯度99.99%的Al 片作为监督反应的监督片，监督Al 片的相关核反应数据及其相关的几何参数如表3-3所示：
表3-3 监督Al 片的相关核反应数据及其相关的几何参数
Al 片厚度（mm ） 靶核丰度（%）
反应道 T 1/2 E γ/keV I γ 0.05
99.99
27
Al （n ，α）24
Na
14.9590h
1368.633
100%
3.2.2 样品的照射及冷却 （1）样品的照射
本实验所用的238U 样品的辐照是在中国工程物理研究院二所204室的K-400型强流中子发生器上进行的，所采用的加速器中子源是以T （d ，n ）4He 反应为基础的，平均氘束能量E —
d =134keV ，束流强度I d ≈230μA ，中子产额为4×1010～5×1010n/s 。

照射期间中子注量率的变化是通过伴随α粒子法来监测的。

在辐照过程中需要实时监测中子注量率的变化情况，以便于后续数据处理时中子注量率。