立罐油水界面中子测量仪的研制

利用中子背散射技术，研制出一种立罐油水界面中子测量仪。慢中子探测器和中子源组成的探头在储油罐内升降移动，动态扫描不同高度的物料，根据气、油和水的慢中子计数率不同，测定出三相界面的高度；同时，利用计数率曲线可以得到含水率分布曲线，进而测定出立罐的总含油量。     

计数率测量仪死时间的确定方法

采用反应堆不同的运行功率和缓发中子不同时刻的衰减作为模拟源,测量出两套计数率测量仪的死时间分别为3.65和5.18μs,并提出利用反应堆的功率周期上升测量计数率测量仪死时间的方法。     

脉冲辐射场中子探测器死时间效应研究

以正比计数管为基础的中子剂量当量仪是实现反应堆和加速器等中子辐射场剂量水平实时监测的重要手段,而探测器的死时间效应问题直接关系到脉冲中子辐射场下量值的准确性。本文使用"双源法"实验测定了正比计数器死时间,使用蒙特卡洛模拟软件计算了中子探测器慢化体对中子的慢化时间,推导出加速器辐射场中计数率与修正因子的关系式,可以实现脉冲辐射场中子漏计数补偿。     

缓发中子法测量脉冲堆裂变总数

用长计数器测量已知裂变率的缓发中子计数率，然后用同一探测系统测量脉冲后的缓发中子计数率，探测系统的探测效率、缓发中子份额和缓发中子先驱核半衰期等参数均不变，从而建立起利用脉冲堆脉冲后的缓发中子衰减曲线确定脉冲裂变总数的方法。该方法的相对标准不确定度（不包含稳定功率运行裂变率的不确定度）为4%。测量的30次脉冲的裂变总数与其它方法得到的结果一致。     

基于扩展型多球中子谱仪的中子能谱测量

为了有效地测量加速器辐射场的中子能谱,论文通过FLUKA模拟的辐射场中子能谱和探测器能量响应选择出合适的扩展型多球中子谱仪、利用基于少道解谱理论的解谱程序来得到实验能谱以及积分注量统计。并通过计算与实验计数率的对比证明了该方法测量中子能谱的可行性,同时分析了实验的不足并给出了改进的建议。     

采用快慢中子符合的中子探测器

采用快慢中子符合的中子探测器,可用于强γ射线本底下探测中子,并应用于冷聚变实验中。使用~(252)Cf中子放射源时,探测效率为3×10~(-3),对慢中子峰的FWHM分辨为25%。     

有源符合中子法探测高浓缩铀的技术研究

开展了有源符合中子法探测^235U富集度为90．34％的小圆柱状金属铀块裂变材料的方法与技术研究。使用有源井型中子符合计数装置测量金属铀块中^235U受Am-Li中子源诱发后产生的裂变中子,运用最小二乘法的计算方法将测得的中子总计数率、真符合计数率分别与金属铀块质量做线性拟合,其线性相关性系数达0．999;在此基础上,进一步测量了在相同质量金属铀的条件下不同源、样距及不同样品形状的中子计数变化趋势。     

CSNS费米斩波器样机中子狭缝包设计

费米斩波器是中子非弹性散射谱仪上对中子束流进行单色化的关键设备,其性能影响谱仪的分辨率和计数率.费米斩波器的核心部件是由中子吸收材料和透明材料层叠而成的中子狭缝包,通过狭缝包的高速旋转选出多个单一波长的脉冲中子.中国散裂中子源(China Spallation Neutron Source,CSNS)正在研制费米斩波器...     

硼浓度测量技术研究

本文叙述了应用于控制压水反应堆反应性的中子吸收法测量硼浓度原理,介绍了硼浓度的测量方法,并对硼浓度与计数率的关系曲线进行了测量.     

中子能谱对瞬发中子衰减测量的影响

为了考察泄漏中子能谱及中子飞行时间对瞬发中子衰减曲线测量结果的影响,运用MCNP-4C程序计算了一个聚乙烯反射金属钚系统的瞬发中子在系统内、外不同距离的衰减曲线.计算结果表明,由于泄漏中子的能量不同,其飞行时间不同,因此,测量的衰减曲线相对堆内的瞬发中子衰减曲线的衰减速度变慢,且随着飞行距离的增加,变慢的程度增大.如果不同能量的泄漏中子的飞行时间差与核系统瞬发中子衰减时间接近,则泄漏中子衰减曲线的衰减指数不能用来表征核系统的瞬发中子衰减常数.     

含硼钢对慢中子衰减性能的蒙特卡罗模拟

用MCNP4C程序模拟了日本研制的KTA-304含硼钢对0.025eV、1eV、1keV慢中子衰减吸收性能,并与传统的SUS304钢进行对比。在充分考虑生产加工条件及材料的防腐蚀性、热延性等因素下比较得出,硼浓度在1.13%左右的含硼钢具有较好的慢中子吸收能力,可有效降低次级γ射线效应,在达到辐射防护要求下可减少材料厚度。计算了不同含硼浓度下含硼钢对不同能量慢中子的衰减系数,为中子屏蔽材料的选择提供了合理依据。另外,还考虑了对中子俘获过程中放出γ射线的防护。     

声核中子测量的屏蔽设计

通过测定声空化核效应实验室各测量点的中子注量率,了解实验室墙壁和地面对出射中子的散射,选定散射中子相对较弱的位置作为声核中子测量点。利用SHIELD程序模拟不同材料的中子屏蔽效果,选用4cm铁和20cm含硼石蜡组成屏蔽体,以降低中子本底。测定影屏蔽及影屏蔽结合BF₃正比计数管环绕屏蔽两种方式下的散射修正因子F_s,提出以统计显著性增量S.S.I≥3/[KF(]F_s[KF)]作为超声中子计数相对于非超声中子计数的增量ΔC是否具有统计意义的判据。     

MCNP程序在核弹头核查中子探测技术研究中的应用

为合理设计基于核弹头泄漏中子被动测量核查方法的实验方案，根据假想核弹头模型，用MCNP程序计算了其泄漏中子能谱。结果表明，核材料自发裂变中子在透射出弹体后被慢化，大部分中子成为慢中子，能量小于0.5MeV。分析了这一结果对核武器现场核查中子探测技术的意义。      

含硼塑料闪烁体的中子-γ甄别

含硼塑料闪烁体在中子探测方面具有许多优良特性,由于~(10)B具有很高的慢中子俘获截面,氢具有很高的快、慢中子散射截面,因此能够实现对慢中子和快中子的同时探测。为有效区分中子和γ事件,用过零时间法对含硼塑料闪烁体BC454的中子-γ甄别能力进行了实验测量。三组对比实验的结果表明,脉冲上升时间谱存在三个明显的高斯分布,它们从左到右依次分别对应于γ射线、快中子和慢中子,因此BC454具有一定的中子-γ甄别能力,能够进行快、慢中子的同时测量。     

先进三代核电机组反应堆达临界方式及特性分析

介绍了先进三代核电机组如何在低中子注量率的情况下通过堆外核测量系统源量程探测器监视反应堆达临界，并对其达临界过程中探测器的计数率变化进行比照、分析。通过分析发现，在低中子注量率情况下，利用反应堆启动率（或周期）的变化能够实现对反应堆临界实现与否的判断。同时，利用相对中子源不同位置的探测器计数率的变化规律，能够监测反应堆逼近临界的程度。这一反应堆达临界方式可以在诸如无源启动等低中子注量率情况下得到应用。      

启明星1#次临界装置内不同位置探测器的中子计数率变化

在启明星1#次临界装置上进行了次临界外推实验,外中子源分别采用Am-Be中子源和252Cf中子源,放置在启明星1#次临界装置中心,中子探测器放置在次临界装置内不同位置,研究相对中子计数率的变化。实验测量结果表明:在启明星1#次临界装置不同位置的探测器测量得到的中子计数率变化不同,但对外推结果影响不大。     

中子测井与天然气探测技术

简单介绍了中子测量与地层含氢指数及地层孔隙度的关系,介绍了地层含气对中子测量的影响以及泥浆侵入对中子在含气地层响应特征的影响.分析了中子测井仪器长短源距探测器受泥浆侵入影响的差异,给出了通过对中子仪器长短源距计数率校正消除泥浆侵入影响的方法.通过实际资料验证,取得了比较好的结果.     

核电厂堆外中子测量系统闪发高计数率问题研究

从故障现象、原因排查和解决措施三个方面,分析了我国核电厂近期发生的堆外中子测量系统闪发高计数率异常中所涉及的电缆接头问题和探头故障问题,提出了核电厂应关注堆外中子测量系统设备制造和安装的质量等建议,为解决和避免类似的堆外中子测量系统闪发高计数率问题提供借鉴。     

双探测器中子剂量当量仪的探头设计

针对单探测器中子剂量当量仪的能量响应性能普遍不好的问题,设计了一种新型中子剂量当量仪,该中子剂量当量仪的探头包含有两个不同厚度慢化体球壳和两个球形3He正比计数管。用MCNP程序对分别嵌入到两个慢化体球壳中心的两个3He正比计数管的能量响应进行了计算。在周围剂量当量的结果计算时,用两个探测器的计数率之比确定1个修正因子以对探测器的计数率转换成中子周围剂量当量率进行修正。经过理论分析和实验验证,该中子剂量当量仪的能量响应性能有一定改善,可使热中子～14MeV范围内的能量响应缩小到0.7～1.3范围内。     

IAE—Ⅱ型中子水分仪在半湿润沙地中的应用研究

ＩＡＥ－Ⅱ型中子水分仪测定半湿润沙地中土壤含水量较重量法方便、快速且误差较小。但在测量过程中，不同物质间的界面和安装中子管时产生的空隙对中子测水仪的测量精度有较大影响。在中子测水仪测量数值的方差分析中，标定方差对沙地的测量值带来较大的偏差。