质子滴线附近的β缓发质子衰变

简要回顾了我们小组在1996~2004年中发表的有关质子滴线附近β缓发质子衰变的实验结果, 即运用氦喷嘴快速带传输系统 +“p-γ”符合方法, 在稀土区质子滴线附近首次观测了9种新核素的β缓发质子衰变, 在A = 90核区的N = Z 线附近获得了5种核素的β缓发质子衰变的新数据. 同时着重补充了一些重要的实验技术细节. 汇总了这14种核素的半衰期、自旋、宇称、形变以及生成反应截面的实验结果, 并与流行的核模型理论预言进行了系统的对比讨论. 从中看出: (ⅰ) ⁸⁵Mo, ⁹²Rh以及“等待点”核⁸⁹Ru和⁹³Pd 半衰期的实验值比近期Möller等人的宏观-微观理论预言值长5~10倍, 因而明显地影响天体rp-过程的核素丰度; (ⅱ) 实验指认的质子滴线核¹⁴²Ho和¹²⁸Pm的自旋和宇称, 与流行理论预言不符, 但用Woods-Saxon-Strutinsky方法计算得到的位能面可以解释自旋和宇称的实验值; (ⅲ) 实验估计的9种稀土核的生成截面比通用的Alice和HIVAP程序的计算值要小1~2个数量级.     

143Dy和141Dy的β缓发质子衰变与自旋指认

分析了143Dy和141Dy的β缓发质子衰变的数据,对比计算了这两种核的核位能面。从中看到了143Dy的衰变包括有1/2 基态和11/2-同核异能态的两种衰变成分,并且确定了它们的半衰期分别为(6.0±1.5)s和(3.0±0.5)s。同时也测定了141Dy的半衰期为(0.9±0.2)s,并指认了它的自旋宇称为9/2-。     

原子核衰变与原子核反应的统一

提出把原子核的衰变视为一种特殊的核反应，则衰变能就是这种特殊的核反应过程的反应能．而原子核衰变中的出射粒子动能与衰变能之间的定量关系，就是这种特殊的核反应过程的Q方程；并提出了原子核衰变与原子核反应两部分内容的教学建议．     

2.5MeV质子静电加速器加速电子束的改制

描述了2.5MeV质子静电加速器改出电子束的一种改进方法.其聚焦系统由电子枪、浸没式短磁透镜和加速管组成;加速电子束用稳定加速器高压的装置被安装,高压稳定度为±1％;扫描窗宽度为400或600mm.电子束能量2.0—2.1MeV,电子束流强150μA.运行时间已超过3000小时.     

锂快离子导体Li8A1-xSi2xP1-xO8系统的研究

以Li4SiO4为母体,煤矸石为原料,经高温固相反应制得Li8Al1-xSi2xP1-xO8系统的锂快离子导体.X射线衍射分析结果表明在0.5＜x＜0.9的组成范围内形成单一的固溶相,其空间群为P21/m,导电性测试结果表明x=0.6的合成物具有最高的电导率,在673 K时其电导率达到2.8×10-2S/cm,其活化能为60.80 kJ/mol.     

用IBM-PC机测量核衰变的统计分布

介绍采用IBM－PC机自动测量技术，设计测试的硬件接口电路，编写测试软件程序，并对它们的功能进行分析，实现利用IBM－PC机对核衰变统计分布的测量。     

质子交换在铌酸锂和同化学剂量比铌酸锂晶体中形成光波导

报道了用质子交换法在铌酸锂晶体和同化学剂量比铌酸锂晶体中形成了光波导,在633和1539nm波长下,用棱镜耦合法测量了波导的暗模特性;端面耦合得到波导的近场光强分布,与普通铌酸锂质子交换形成光波导的近场输出相比,输出光强均匀而且比较亮,说明在同化学剂量比的铌酸锂中形成的光波导质量要好些．对普通铌酸锂晶体质子交换光波导,研究了波导退火特性,经过退火,折射率分布由阶跃型转变成渐变型的,退火的时间越长,折射率分布变化的趋势越缓慢;并给出了不同交换时间下样品的RBS／Channeling谱,与未进行交换的样品相比,质子交换铌酸锂的沟道谱的产额有增高,而且交换时间的越长,产额增高的越多．     

锂快离子导体Li3xLa0.67-xFeyTi1-2yNbyO3系统的研究

以Li3xLa0 6 7-xTiO3 为母体 ,通过掺杂经高温固相反应制得了一系列新的锂快离子导体材料Li3xLa0 6 7-xFeyTi1 - 2yNbyO3 X -射线衍射分析表明 ,在x =0 10 ,y≤ 0 10的组成范围内能得到钙钛矿型的固溶体 应用交流阻抗技术测试其电导率 ,结果表明 :系统合成物在室温下有较高的体相电导和总电导分别为 10 - 4 S cm和 10 - 5S cm 同时在 2 98K - 5 2 3K具有较低的活化能约为 18kJ·mol- 1     

锂快离子导体Li8Al1-xSi2xP1-xO8系统的研究

以L i4S iO4为母体,煤矸石为原料,经高温固相反应制得L i8A l1-xS i2xP1-xO8系统的锂快离子导体.X射线衍射分析结果表明在0.5相似文献   

锂快离子导体Li1+2x+2yAlxMgyTi2-x-ySixP3-xO12系统的合成与表征

以LiTi2（PO4）3为基，用分析纯原料经高温固相反应（～900℃）制得一系列锂快离子导体材料Li1＋2x＋2yAlxMgyTi2-x-ySixP3-xO12（以下简称Ti—Mg—Lisicon）．系统的合成温度随x和y的增大而降低．应用交流阻抗技术测定的电导率数据结果表明x=0．1，y=0．1的合成物室温电导率最好为1．31×10^-4S／cm，而673K时x=0．1，y=0．3的合成物的电导率最大，为2．93×10^-2S／cm．X射线衍射分析结果表明在x=0．1，y≤0．7；x=0．2，y≤0．6的组成范围内均得到空间群为R3C的合成物.     

改进2.5MV质子静电加速器加速管的研究

分析了加速管的放电或击穿与绝缘环，加速电极的材料和形状等因素的关系，在设计上对加速管进行了一些改进，据此制作的新加速管性能优良。     

近化学计量比和同成分铌酸锂晶体中质子交换扩散系数的比较

利用不同条件下进行的质子交换和退火技术,在Z切近化学计量比和同成分铌酸锂晶体上制作了一系列平面光波导,并计算了相应的交换和退火扩散系数.实验结果表明,近化学计量比晶片中的退火扩散系数始终比同成分晶片中的值小,而两种材料中交换扩散系数的大小关系要根据交换液质量分数和交换温度而定.在交换液质量分数为0%、3%时,交换扩散系数随着温度的增加呈现增加的趋势;在交换温度225℃时,当交换液质量分数逐渐增大时,交换扩散系数迅速减小.通过对比近化学计量比和同成分晶片中交换和退火扩散系数的大小关系,总结出两种扩散机制:交换扩散机制和退火扩散机制.交换扩散机制工作原理是氢离子从外界溶液中不断进入晶体内部,同时锂离子则源源不断地从晶体向溶液中逸出,让出来Li空位逐渐被氢离子占据.退火扩散机制工作原理是没有离子进入或逸出晶体的情况,氢离子只是从晶体表面往内部扩散,与典型的铌酸锂晶体中的钛扩散过程相似,氢离子的运行需要借助Li空位.质子交换过程是这两种扩散机制共同作用下的结果.本文工作为制作高质量的周期性极化铌酸锂波导开辟了一条新的路径.     

热核次级衰变过程对费米能区重离子碰撞核反应产物的影响

费米能区重离子核反应是研究核物质性质的重要手段,而提取反应中产生碎片的粒子多重性成为连接实验测量和理论模拟的重要纽带之一。然而,实验测量的重离子核反应碎片属于终态分布,而动力学理论模拟的重离子核反应碎片尚具有较大的激发能,可能会因为次级衰变而影响核反应最终碎片的分布。使用反对称化分子动力学模型(AMD)模拟了 40AMe V⁶⁴Zn+¹¹²Sn 反应系统的动力学过程,使用统计衰变模型 GEMINI 模拟热核退激发过程。并采用相同的技术提取两种情况下粒子多重性进行对比分析,结果显示,费米能区重离子核反应碎片的粒子多重性终态分布可能与初级动力学碎片分布存在显著差异。     

高能质子核反应截面的Monte Carlo计算

根据高能质子核反应的核内级联模型,采用Monte Carlo方法对高能质子入射靶核的核反应过程进行了模拟计算。碰撞进入靶核内的质子初始位置由随机抽样得到,而初始的能量和动量通过守恒定律计算得出;靶核内的核子数密度采用均匀分布近似;被碰核子的初始动量从Fermi分布中随机抽样得到,被碰核子的初始运动方向从各向同性分布中抽样;核子-核子碰撞动力学采用相对论下的两体碰撞近似。编程计算了高能质子核反应截面、次级粒子能谱等数据,并与相关结果进行了对比分析。     

钙钛矿型锂快离子导体的研究进展与展望

对近年来钙钛矿型锂快离子导体的研究进展进行了综述．其中理想的钙钛矿结构ABO3为一立方面心堆积．锂离子的迁移机理有两种——二维传导机理和三维传导机理．Li3xLa2／3-xTiO3具有高的离子导电率和高的选择性．钙钛矿型化合物中含Ti^4＋体系中的Ti^4＋易被还原成Ti^3＋，用Ta^5＋取代Ti^4＋可避免被还原．因此理想的钙钛矿室温下必须具有较高的离子导电率、好的相稳定性和化学稳定性．     

短寿命缺中子同位素^130，129，128Ce的（EC＋β^＋）衰变

首次报道^130Ce、^129Ce和^128Ce的（EC＋β^＋）衰变纲图,其中包括核素的产生、核素的分离鉴别以及纲图的建立。着重补充了一些重要的技术细节,更新了^129Ce的衰变纲图,并对这些纲图中涉及的物理问题进行了讨论。     

电子、质子轰击核靶原子K壳层的电离截面初步计算

介绍了利用电子，质子分别轰击靶原子K壳层电季截面的计算方法，给出了镁（Mg),铝（Al)，钙（Ca),钪（Sc)，钛（Ti),钒（V），铬（Cr)等核靶的计算结果，最后进行了简要讨论。     

在事故工况下快堆衰变热排放的数值模拟

分析了中国实验快堆（ＣＥＦＲ）事故停堆后剩余衰变热的排放过程,编制了系统分析程序,通过计算得到了在事故工况下,堆芯的出口温度和流量及其它参数的分布,为反应堆进一步安全设计提供了重要的依据．