多球谱仪测量BNCT医院中子照射器中子束能谱

用于硼中子俘获治疗（BNCT）的医院中子照射器（IHNI-Ⅰ）已由北京凯佰特技术有限公司建设完成,为获得空气中自由中子束的能谱,建立了一套改进的主动式多球谱仪,并开展了相关实验方法研究。该谱仪包含14个探测单元,中心探测器为球形³He正比计数器。为改善谱仪在超热能区的分辨率,在常规多球谱仪的基础上增加了4个包裹不同厚度硼壳的探测单元。通过MCNP程序计算谱仪的响应函数,并利用标准²⁵²Cf和²⁴¹Am-Be中子源进行了校准和验证。测量在距离照射器孔道口110 cm处进行,再采用反迭代方法将能谱修正到孔道口处,结果显示,测量的中子能谱与理论模拟结果略有差异。因而利用ROSPEC谱仪和金箔对中子能谱和PMMA体模内中子通量密度的深度曲线进行了测量,结果验证了多球谱仪测量结果的可靠性。     

中子活化R矩阵元与中子能谱

实验中发现用由(n,γ)反应产生的一些放射性核素的生成率B_i~0和有关的热中子俘获截面文献值σ_i计算得出的表观中子通量I_i并不相等。其原因,除了放射性测量、γ探测效率、称重、同位素丰度,γ发射率和反应截面等的误差外,还有照射处中子能谱的影响。一般,照射处的中子能谱并非热中子能谱,超热中子的百分数含量随着与反应堆中心之间的距离的减小而增加(一般中子通量也随着增加)。因此,I_i与产生核素i的反应的共振积分S_i和σ_i之     

医院中子照射器中子照射束流等效平面源研究

为了在医院中子照射器上开展肿瘤硼中子俘获治疗(BNCT),需要为配套的治疗计划系统SERA研制等效中子源。在医院中子照射器全堆芯模型的基础上,利用蒙特卡罗方法围绕热束和超热束中子金箔活化实验开展模拟研究,评估了屏蔽准直结构和材料以及金箔活化实验中金箔、有机玻璃等结构材料对中子束流的影响,明确了准直孔道末端锂聚乙烯材料成分及形状等是对金箔活化实验结果影响较大的因素。在此基础上,开展了全堆芯蒙卡模拟,获得热束中子结果与实验结果平均偏差-1.74%;模拟的超热束中子结果与实验结果平均偏差6.14%。在此基础上制作了治疗计划系统SERA的源,模拟的超热束中子通量与全堆芯模拟结果小于10%。     

利用BF_3多柱谱仪测量临界装置中子能谱

研发了一种中子能谱测量装置——BF_3多柱谱仪。对BF_3多柱谱仪的工作原理、结构与性能,以及该探测系统的使用方法进行研究,并分析其可满足的实验要求。应用BF_3多柱谱仪在临界装置上进行了中子能谱测量的实验,将实验测量结果与MCNP程序的理论计算结果进行了比较,两者符合较好,验证了该中子探测系统的性能。该BF_3多柱谱仪可适用于低中子通量密度能谱测量、屏蔽实验、环境监督测量、实验大厅内部及周围环境中子场测量等多种工况。     

~(158)Gd与~(152)Gd堆(慢)中子俘获截面之比值

用~(159)Gd(i)与~(153)Gd(j)的生成率(B_i~o与B_j~o)和~(158)Gd与~(152)Gd的热中子俘获截面文献值(σ_i与σ_j)分别计算得到的照射处的表观中子通量(I_i与I_j)之间的比值R_(ij)称中子活化R矩阵元。~(175)Yb(k)与~(169)Yb(l)的生成率之比值R_(kl)称中子活化R矩阵元。R_(ij)的五个结果的平均值为1.66±0.05。R_(kl)之平均值为10.8,可以认为照射处的中子能谱接近于热中子能谱。     

西安脉冲堆中子照相束捕集器参数研究

本文建立了用改进的活化法与蒙特卡罗计算相结合测量中子反照率的方法.实验中用激活片直接测量了西安脉冲反应堆中子照相捕集器表面不同位置处的中子总通量,计算中用蒙特卡罗MCNP程序计算了各激活片上正反方向的中子通量比;测量值经过理论计算值纠偏后,确立了测量位置处入射和反射中子的通量,从而确定了捕集器表面的中子反照率分布这一重要参数,为在中子和光子混合场下开展中子照相束捕集器参数测量和实验应用提供了参考.     

反应堆快中子实验装置辐射场参数测量

利用多箔活化法测量了设计的反应堆快中子实验装置的中子能谱及中子注量,并采用Monte Carlo方法分析了能谱的不确定度.用热释光剂量片法测量了装置的γ剂量.装置各参数测量结果均达到了预期的设计指标.     

核径迹热释中子探测器测量高中子通量密度

本文提出一种用于高中子通量密度测量的方法,即使用核径迹热释中子探测器测量中子通量密度,该方法在低中子通量密度测量方面已成功在微型中子源反应堆上得到验证。为了测试其在高中子通量密度测量方面的适用性,在中国先进研究堆辐照孔道内进行了应用研究。结果表明:孔道内中子通量密度相对分布总体趋势与MCNP的计算结果符合较好,此种方法测量高中子通量密度有效可行。     

电流模式飞行时间中子能谱测量方法研究

中国散裂中子源在中子学性能调试期间需要发展快速的中子能谱测量系统,希望在一个或几个质子脉冲周期内获得中子能谱。本研究发展了一套高探测效率的电流模式飞行时间能谱测量系统,测量系统由锂玻璃探测器、NI-PXIe-5122数据采集卡、Lab VIEW数据采集控制软件、高压电源等组成。在绵阳研究堆极化中子反射谱仪中子束线上开展了电流模式飞行时间中子能谱测量系统测试,分别测量了中子能谱和中子通量。同时,利用脉冲计数模式飞行时间方法和金箔活化法分别测量了该中子束线的中子能谱和中子通量,将测得的数据与电流模式飞行时间中子能谱测量系统测量结果进行对比,验证了电流模式飞行时间方法测量中子能谱和中子通量的可靠性。     

基于蒙特卡罗抽样的活化中子能谱测量不确定度分析

不确定度分析是活化法测量中子能谱的关键环节。本文针对SAND-Ⅱ活化中子解谱过程,给出了一种基于先验谱、活化率和截面协方差的中子能谱测量不确定度蒙特卡罗分析方法。首先,建立了基于线性变换的截面协方差抽样方法;然后,利用MCNP计算了误差,使用迭代方法估计了先验谱不确定度;最后,结合活化率的测量不确定度,利用蒙特卡罗抽样算法计算了中子能谱的不确定度。利用锎源自发裂变谱对该方法进行了验证,与传统方法相比,不确定度分析结果更为准确。对西安脉冲堆某次中子能谱测量结果进行了测量不确定度分析,结果表明该方法更具保守性。     

考虑6组缓发中子效应的中子倍增公式

导出了 6组缓发中子效应的中子倍增公式     

Neutron Activation Analysis with Low Neutron Flux

Procedures are described for identifying and determining concentrations of trace impurities in minerals by means of neutron activation analysis with low neutron flux and standard gamma measurement equipment. Techniques developed in this work may be of use to those involved with the ever increasing need for mineral assays and for pollutant measurements, but who do not have the latest and most sophisticated equipment. This is especially true for institutions without formal nuclear programs and for developing countries desiring to be self-sustaining.     

Study of Neutron Detector in Neutron Uranium Logging

正Following the development of the nuclear electricity technology,the demand of nuclear fuel is increasing constantly.Neutron uranium logging technology is an important on line geological exploration method.The system can calculate the uranium content by detecting secondary fission neutron and data analysis software.     

Reactor Neutron Fluctuation Simulator Using Pulsed Neutron Source

The fission phenomena in a multiplying medium are simulated by neutron bursts in a non-multiplying medium produced by a pulsed neutron source. To simulate the chain reaction, the pulsed neutron source is triggered by neutronic signals from a detector installed in that medium. The kinetic parameters can be changed at will by regulating the detector sensitivity, the system medium and the burst yield of the pulsed neutron source.

This simulator has been tested on experiments with Rossi-a, Feynman-a and pulse die away methods and is also applied to the experiments with waiting time method and observation of neutron families to verify the recently developed theory in this domain.

The results prove that, in principle, the number of neutrons in this simulator can represent the probabilistic nature of the neutrons in a multiplying medium described by one point model. Furthermore, the newly developed theory for reactor parameter measurement has been substantiated with use of the simulator.

The simulator in its present form is restricted in applicable range to keff=0–0.66 by limitations in the performance of the pulsed neutron source used.     

中子吸收材料累积中子注量研究

中子注量可作为加速辐照实验的辐照指标。为了通过加速辐照的方式检验中子吸收材料的中子吸收性能,计算了中子吸收材料贮存不同时间下的中子注量。通过对乏燃料组件初始富集度、燃耗深度以及乏池温度、可溶硼浓度的研究,得到中子吸收材料在乏池贮存时中子注量的包络值,同时计算得到不同贮存时间材料¹⁰B的消耗量。结果表明,材料的中子吸收性能在贮存10～60 a的情况下并无明显变化。本文结果可为检验材料的中子吸收性能提供支持。     

241Am-Be中子源快中子成像研究

中子成像是一种与X射线成像互补的无伤探测技术。快中子比热中子等低能中子具有更强的穿透力而适合更厚材料的检测。但是快中子难于探测使得快中子成像研究直到最近几年才受到人们的重视。同位素和加速器中子源适合发展可移动中子成像无伤检测系统，而且同位素中子源还有发展便携式无伤探测系统的潜能。本文介绍作者利用同位素中子源241Am-Be开展快中子成像研究的初步结果。     

用于硼中子俘获治疗的医院中子照射器的反应堆光致缓发中子参数

在介绍单群扩散方程基础上,引入堆芯和反射层的中子价值,根据考虑了光致缓发中子及其价值因素的点堆动态方程,建立了利用现有计算程序进行计算和分析的方法,分析了医院中子照射器光致缓发中子的特性参数,在原有6组缓发中子基础上增加了9组光致缓发中子,为进一步进行用于硼中子俘获治疗的医院中子照射器反应堆的点堆动力学研究提供了重要参数。     

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.     

Neutron Yield Increase by Simulated Pyroelectric Crystal Neutron Source

In this work, we initially simulated a pyroelectric crystal neutron source and calculated its neutron yield. Then in order to carry out its validation, we compared our results with experimental results. Afterwards with changes in the pyroelectric crystal shape, we could reduce the ion beam radius and followed by its convergence; the neutron gain increased. In the following, we compounded the convergence model and two crystal systems that caused more neutron gains. Finally, by using various materials as the target, we tried to offer materials with high neutron producing ability.