10—in单球rem计测量中能重离子反应中子剂量当量的理论修正

中能重离子反应出射的中子具有较复杂的能谱,在穿过混凝土屏蔽层后,其能谱发生显著的变化。考虑到中子rem计的能量响应,在中能重离子反应出射中子理论计算能谱和角分布的基础上,估算了屏蔽层外中子能谱的变化和用10-in单球rem计在屏蔽层外测量中能重离子反应中子剂量当量时的理论修正系数。     

HIRFL-CSR注入引出KICKER磁铁

以难度最大的快引出ＫＩＣＫＥＲ磁铁为例，介绍了兰州重离子加速器冷却储存环注入引出ＫＩＣＫＥＲ磁铁和电源设计的基本概念和所达到的指标。     

高能重离子反应出射中子屏蔽的理论估算

众所周知，合理而可靠的辐射屏蔽是核物理实验的安全保证，也是实验人员和高灵敏度仪器安全运行的必要条件。重离子反应出射中子的屏蔽取决于次级中子的产额、能量和角分布，也取决于在加速器部件上的束流损失。在过去几年中，我们对低、中能重离子反应出射中子的屏蔽已经...     

HIRFL-CSR束流加速过程的模拟

考虑储存环内离子在纵向相空间的运动特性，模拟了ＨＩＲＦＬ－ＣＳＲ主环内重离子的加速过程。给出了粒子不同时刻在纵向相空间的分布，在给出主磁场的运行模式后，得到高频率频率、同步相位、高频电压、束流长度、动量散度以及粒子能量随时间的变化等主要参数。     

重离子核反应中的中子辐射屏蔽计算

在分析重离子核反应中中子的产生和有关保健物理数据的基础上,确定了用于屏蔽计算的核反应系统和计算参数,计算了单核能为100MeV、束流强度为3.9×10~(11)离子/s的~(12)C离子轰击Cu靶时距靶5m和10m处达到不同中子剂量当量率时需要设置的混凝土(ρ=2.3g/cm~3)屏蔽厚度。     

气体透平氦气模块堆的事故分析

气体透平氦气模块堆（ＧＴ－ＭＨＲ）标准题是国际原子能机构（ＩＡＥＡ）关于“高温气冷堆在事故工况下的热传输和余热载出”问题的合作研究计划（ＣＲＰ）的一部分。本文用ＴＨＴＥＲＭＩＸ程序计算了稳态和两类丧失强迫冷却事故瞬态的反应堆温度分布以及腔冷却系统（ＲＣＣＳ）的载热能力。计算结果表明，稳态及事故中燃料和压力容器的最高温度不超过安全限值，ＲＣＣＳ能够有效带出堆芯余热，保证反应堆安全。     

HIMM治疗室的辐射屏蔽设计

为了保证医用重离子加速器（HIMM）运行时的辐射安全，利用FLUKA计算了治疗时产生的瞬发中子源项，并对次级中子、γ辐射对屏蔽的影响进行了分析。用半经验公式及FLUKA计算了屏蔽厚度，给出了HIMM治疗室的屏蔽设计。在HIMM最大负载运行时，测量了屏蔽外中子剂量率，测量结果与模拟计算结果相符合。结果表明，本文选用的屏蔽设计方法是合理的，HIMM治疗室屏蔽设计方案满足国家标准要求。     

CSR外靶实验终端大型探测器读出电子学研制

兰州重离子加速器-冷却储存环外靶实验终端大型探测器中子墙和TOF墙分别共有504个和360个通道用于测量中子和带电粒子的飞行时间,需要高精度时间测量的读出电子学系统。研制的8通道读出电子学模块采用了前沿定时的时间测量方法、基于TOT技术的电荷测量方法和PXI总线平台,电子学测试结果显示时间测量精度好于25ps。     

兰州重离子加速器冷却储存环射频堆积过程模拟

考虑了重离子冷却储存环中粒子纵向相振荡的运动特性及电子冷却的作用,模拟兰州重离子加速器冷却储存环（HIRFL－CSR）主环中的射频堆积过程,给出了高频参数在射频堆积过程中随时间的变化曲线,为高频腔的设计及机器运行时的参数预置了理论依据。     

碳剥离膜在HIRFL-CSR的应用和电荷态分布的测量

兰州重离子加速器冷却储存环主环的离子注入方式包括剥离注入和多圈多次注入。在剥离注入中,带电离子通过碳膜后的电荷态分布对注入效率有较大影响。本工作对离子通过碳膜后的电荷态分布进行了测量,并阐述了兰州重离子加速器冷却储存环上剥离器的应用,给出了离子通过碳膜后电荷态分布的测量结果。     

反应堆堆外中子剂量测量技术试验验证

堆外中子剂量测量技术在反应堆压力容器辐照监督中有广泛的应用。本文介绍了在国内某试验堆上进行的堆外中子剂量测量技术验证试验及其结果。比较了堆外中子剂量测量所用探测片活度的理论计算值、实测值及解谱计算结果,同时分析对比了试验中各辐照位置处中子能谱的理论计算值及解谱结果。结果表明,基于测量值的解谱结果与理论计算结果符合良好。堆外中子剂量测量技术可以有效完成中子能谱测量。     

一种高灵敏度环境中子剂量当量仪的能量响应计算与实验验证

利用MCNP4C程序计算了一种高灵敏度环境中子剂量当量仪的响应曲线.计算结果在感兴趣能量区间与ICRP建议书中的H*(10)曲线符合较好,通过实验验证,计算结果与实验数据相对偏差在-21.6%以内(对中子要求偏差在±50%以内),实验表明,用MCNP程序优化设计探测器可提高设计效率,并可同时为实验验证提供参考数据.     

一种新型中子剂量当量仪的能量响应性能分析

介绍了对一种新型中子剂量当量仪的能量响应性能的分析.用MCNP程序分别计算了它的各探测单元的中子注量能量响应,并按照中子剂量当量指示值的算法计算了它的中子周围剂量当量能量响应性能,从计算结果看,在热中子～15 MeV的能量范围内它的能量响应变化范围大约在0.55～1.95之间.计算了它在Am - Be源和Cf - 25...     

液闪探测器中子光响应函数刻度研究

BC501A液体闪烁体在临近空间高能中子测量中具有重要的应用价值,其光响应和能量分辨率对测量结果影响较大。对中子与BC501A液体闪烁体作用产生的反冲质子的光响应函数以及液闪的能量分辨函数进行了研究。利用5SDH-2串列加速器通过核反应获得单能脉冲中子源,实验获得单能中子的脉冲幅度谱,应用GEANT4等MC软件对实验进行模拟计算得到光响应谱,并与脉冲幅度谱进行拟合得到各能点中子的光输出以及其对应的能量分辨率,应用最小二乘法对中子光响应函数以及能量分辨函数进行了计算,并将计算结果与推荐光响应函数进行了对比分析。结果显示:模拟计算反冲质子能谱与单能中子脉冲幅度谱在末端边沿处拟合效果较好,中子光响应函数与其他文献中的研究结果基本一致。     

Re-evaluation of neutron displacement cross sections for silicon carbide by a Monte Carlo approach

Neutron displacement cross sections for SiC are re-evaluated by a Monte Carlo approach, with damage energies of primary recoils calculated by the stopping and range of ions in matter (SRIM) code. The validity of the Monte Carlo model is examined by the case of iron, and the results show good agreement with the reference values. Neutron displacement cross sections for SiC at energies up to 100 MeV are calculated, and averaged over the neutron spectra of a fusion DEMO reactor, the high flux test module of the International Fusion Materials Irradiation Facility, and typical fission test reactors. Gas production is also calculated for those neutron irradiation facilities. Finally, the suitability of the displacement cross sections is discussed. The results on comparison among neutron irradiation of different facilities by the current displacement cross sections are similar to those by results of the previous work. Moreover, since neutron displacement cross sections in this study are calculated with damage energies of primary recoils calculated by SRIM, neutron damage evaluated by our displacement cross sections is suitable for correlation with damage by heavy ions calculated by SRIM.     

高灵敏度环境中子剂量当量仪的能量响应计算

利用MCNP4C程序计算1种高灵敏度环境中子剂量当量仪的响应曲线.计算结果在感兴趣能量区间与ICRP建议书中的H*(10)曲线符合较好.对MCNP程序计算结果的合理性进行了计算验证.计算结果表明,用MCNP程序优化设计探测器可提高设计效率,并可同时为实验验证提供参考数据.     

离子源及厚靶参数对氘氚反应中子源中子产额的影响

用厚靶氘氚(D-T)反应中子产额的计算方法模拟计算了入射氘离子能量为120 keV时D-T中子源的中子产额。研究了氘离子源产生的束流中单原子氘离子(D+)及双原子氘离子(D2+)比例对中子产额的影响。结果表明,提高D+比例,同时降低D2+比例将有效提高中子产额。另外还研究了不同靶膜材料及组分引起的中子产额变化。表明中子产额与靶膜中氚的含量成正比,与靶膜元素的原子质量成反比。同时分析讨论了离子源品质及靶参数对中子源整体性能的影响,得出离子源束流品质的提高对中子源整体的设计至关重要。最后,模拟计算了靶膜表面有氧化层情况下中子产额的变化,并与实验结果作了对比。在此基础上提出了一种新的靶设计方案,并对其物理可行性进行了研究。     

Neutron energy dependence of delayed neutron yields and its assessments

Incident neutron energy dependence of delayed neutron yields of uranium and plutonium isotopes is investigated. A summation calculation of decay and fission yield data is employed, and the energy dependence of the latter part is considered in a phenomenological way. Our calculation systematically reproduces the energy dependence of delayed neutron yields by introducing an energy dependence of the most probable charge and the odd–even e?ect. The calculated fission yields are assessed by comparison with JENDL/FPY-2011, delayed neutron activities, and decay heats. Although the fission yields in this work are optimized to delayed neutron yields, the calculated decay heats are in good agreement with the experimental data. Comparison of the fission yields calculated in this work and JENDL/FPY-2011 gave an important insight for the evaluation of the next Japanese evaluated nuclear data library (JENDL) .     

准直D-T中子束穿过大块板状聚乙烯样品积分实验

本文介绍了中国原子能科学研究院建立的准直中子束积分实验装置。该装置利用T(d,n)⁴He反应产生14.8 MeV脉冲中子束,经1.1 m厚重水泥屏蔽墙上的准直孔道后与样品作用,用飞行时间法测量样品不同方向的泄漏中子谱。首次测量了样品厚度分别为4.5、9、18和27 cm的大块板状聚乙烯样品在30°和50°方向的泄漏中子谱;考虑靶结构、源中子能谱和角分布、脉冲束宽度及探测器效率,利用MCNP程序模拟计算了相同实验条件下的泄漏中子飞行时间谱。实验结果与模拟结果符合较好。     

SPRR-300反应堆大热柱内中子注量率及能谱分布

利用MCNP程序校核ANISN程序计算出的堆芯分布，进行一维空间简化的修正；同时采用延伸横向尺寸的方法近似替代无法在一维模型中建立的反射层，以进行横向中子泄漏修正。经此修正后，用一维ANISN程序计算了SPRR-300反应堆热柱内的中子注量率分布和中子能谱。热柱内镉比的程序计算值与实验测量结果基本一致，两者间的偏差在5%以内，个别位置处的偏差不大于10%。这一结果表明，对热柱内中子注量率分布及能谱等深穿透问题，采用确定论一维离散程序ANISN可获得很好的计算结果。