乔盛忠
- 作品数：11 被引量：27H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>>
- 相关领域：核科学技术更多>>
- 核保障技术研究的现状和进展
- 1994年
- 本文综述了国际、国内核保障技术研究的现状和进展，以及核保障技术研究的主要内容和发展趋势．
- 乔盛忠
- 关键词：核材料核查核安全保障
- 高放废液中钚、镅含量及总α放射性活度的测定被引量：4
- 1992年
- 采用经计数堆积、分析器阈值、源自吸收、源底衬对α粒子的反散射及系统死时间等计数效率影响校正后的栅网电离室,测定样品的总α放射性活度;使用Si(Au)半导体α谱仪测定钚、镅等核素的α放射性的比例;借助核燃料钚同位素的丰度及一些核数据,可获得高放废液样品中钚、镅等核素的含量。对于一般高放废液中的总α放射性、钚及镅含量测定的不确定度为±3%。
- 乔盛忠刘亨军佟伯庭范元发陈耀中樊芝草谈炳美居崇华
- 关键词：高放废液钚镅Α放射性
- 200L桶装α废物检测装置的研制被引量：4
- 2002年
- 研制了 2 0 0L桶装α废物检测装置 ,给出了装置性能的初步测试结果。装置可工作于无源和有源两种方式 ,适合测量 2 2 0L以下桶装α废物。无源工作方式下的探测下限为 1mg2 40 Pueff。
- 王效忠隋洪志刘功发贾向军许小明赵荣生刘大鸣乔盛忠
- 关键词：核废物非破坏性分析
- 核技术在核燃料非破坏性分析中的应用和进展
- 1993年
- 描述了核燃料非破坏性分析技术的概况及核技术在这个领域内的典型应用和进展,如核燃料和核废物中铀、钚含量的快速测定等。所采用的方法如无源γ射线法、X射线法、无源中子计数法及有源中子质询法等。介绍了这些方法的原理、特点和主要用途。
- 乔盛忠朱荣保
- 关键词：核技术核燃料非破坏性分析
- 有源符合中子法测量材料中的高浓铀被引量：13
- 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
- 核保障视察仪器与方法被引量：1
- 1998年
- 简述了核保障视察的种类、仪器设备及方法。概要介绍了核保障视察技术的发展动态。
- 乔盛忠
- 关键词：核保障非破坏分析
- 241Am/Pu的α放射性比值测定方法的研究及应用被引量：1
- 1992年
- 该工作采用 Si(Au)面垒型高分辨率α谱仪和一纯 Pu 源及纯 Am,对^(241)Am/Pu α放射性比值的测定进行了实验研究,并建立了一种经验的计算公式。应用所建立的方法测定了1AW 高放废液中^(241)Am/Pu 的α放射性的比例,根据这个实验结果,再根据采用经效率校正的电离室所测定的各种样品的总α放射性,确定了各种废液中 Pu,Am 及其它核素的含量。
- 乔盛忠佟伯庭刘亨军
- 关键词：核素镅钚Α放射性高放废液
- 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
- 无源γ能谱法测定废包壳中残留铀方法研究被引量：3
- 1994年
- 叙述了一种用于动力堆乏燃料后处理厂首端，测定浸取过的废包壳中残留铀的方法──无源γ能谱法。设计了一种点阵式源项可变模拟废包壳篮。按燃耗３３０００ＭＷｄ／Ｔ（Ｕ），冷却时间３ａ，残留铀量为原始乏燃料０．２％的条件，对废包壳中存在的实际裂变产物γ放射性活度制作了一套模拟源项。在热室中定量测定了局部源项集中、存在格架碎块，以及基质平均密度变化４６．１％的多种情况下的γ射线脉冲高度谱。各种实验方案结果表明，对￣（１３９）Ｃｓ６６１．６ｋｅＶγ射线测定误差好于２５．３％，对￣（１４４）Ｇｅ２１８６ｋｅＶγ射线测定误差好于－１８．６％。由５－１００ｍｍ铅滤波器的实验结果表明，采用３０ｍｍ厚度的铅滤波器，可使２１８６ｋｅＶ与６６１ｋｅＶγ射线峰面积之比大于１％。
- 朱荣保杨留成章泽甫李河萍乔盛忠郏惠忠刘亨军陈国安张先业
- 关键词：废包壳核燃料后处理
