中国实验快堆缓发中子探测系统的瞬态模拟与分析

根据中国实验快堆缓发中子探测系统的结构特点和探测原理,构建了缓发中子探测系统的计算模型.基于该模型,开发了计算机模拟程序.针对不同工况和不同燃料元件包壳破损时刻,进行了缓发中子探测信号的模拟计算.计算结果基本反映了计算情况下缓发中子探测信号的发展趋势.同时,还对燃料温度和燃料燃耗对缓发中子探测信号的影响进行了物理分析.     

主动法探测贫化铀的实验研究

用有源（主动）的方法研究了贫化铀及其组合系统的中子诱发裂变缓发中子的探测技术。在不同质量和不同屏蔽体条件下测量和比较了贫化铀系统的裂变缓发中子随时间的分布，进一步分析了有源探测的入侵性和可核查性。探讨了采用缓发中子区分核与非核、贫化铀和浓缩铀系统的方法。     

符合测量中子方法核查核弹头技术分析

用中子输运和与时间相关中子符合概率计算相结合的方法数值模拟低能外源中子照射下核弹头产生的裂变，以符合中子计数探测裂变事件发生率，以此核查核弹头的裂变特征。计算结果表明：在能量低于1MeV外源中子作用下进行符合中子测量，相应典型模型的核弹头的符合计数比用天然铀代替浓缩铀的相同结构的假核弹头的符合计数高1个量级，比其他散射中子的符合计数高几个量级。符合中子探测有可能用来认证核弹头的特性。     

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。     

活化法区分浓缩铀与贫化铀数值模拟研究

铀材料的辐射探测方法是核查技术研究的重要内容,主动法是铀材料探测的有效方法之一.论文利用MCNP程序计算分析了活化法区分浓缩铀和贫化铀的可行性,研究表明通过铀材料的裂变率-慢化体厚度的关系曲线能够判断是贫化铀还是浓缩铀.计算分析了~(252)Cf和14MeV中子源在铀材料探测中的优缺点,结果表明~(252)Cf中子源优于14Mev中子源.最后从测量的角度,重点分析了探测对象--缓发γ射线和缓发中子,分析表明探测缓发中子优于缓发γ射线.     

中国实验快堆缓发中子监测系统的建模与计算

中国实验快堆（CEFR）缓发中子监测系统属于燃料破损探测系统的一个子系统，主要用于监测一回路钠中的缓发中子强度，以判断燃料包壳是否发生接触性破损，以便采取必要措施，防止破损的进一步发展。该系统的设计主要参考了俄罗斯的技术方案，直接将缓发中子探测站布置在中间热交换器附近，利用一回路钠的流动将可能泄漏出来的缓发中子先驱核从破损燃料处输运到中间热交换器并释放缓发中子而进行探测的。     

MC模拟中子探测器监测脉冲堆燃料元件破损响应特性

为评估缓发中子探测器监测脉冲堆燃料元件破损的响应特性,建立了MCNP中子源模型和3He球形计数管探测器模型,应用MC方法计算给出了最佳监测位置和该位置处不同聚乙烯厚度下探测器对缓发中子的探测效率曲线。结果表明:最佳监测位置紧贴换热器外表面且偏向入口端,偏移距离和冷却剂贯穿换热器耗时有关,耗时越长,偏移越大;探测效率曲线的变化趋势取决于平均反应截面与中子注量率的积,采用聚乙烯慢化层在提高平均反应截面的同时会降低中子注量率,存在最优厚度4 cm使探测器对缓发中子探测效率最大,其值约为1.1×10-5。     

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。      

桶装铀及超铀废物检测装置探测灵敏度的蒙特卡罗计算

基于桶装铀及超铀废物检测装置无源方式下中子总计数分析和有源方式下缓发中子计数分析的探测灵敏度表达式,运用蒙特卡罗方法计算了该装置对^240Pu和^235U的探测灵敏度,并对计算结果的可靠性进行了初步实验验证。     

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。     

基于CR39固体核径迹探测器的低能中子剂量测量方法初步研究

本文给出了一种采用固体核径迹探测器测量低能(0.5 eV以下能量)中子的双片径迹计数方法,利用蒙特卡罗模拟和实验,统计分析了低能中子引起的探测器单位面积径迹密度。结果显示,采用双片径迹计数方法,实现了CR39对于低能中子的响应,可以对低能中子引起的个人剂量进行估算。应用在中子职业个人剂量监测时,有效甄别了背景径迹的影响,因而降低了测量误差,对减小中子个人剂量监测的测量不确定度也是一个可行的方法。     

基于武器级铀的核弹头内部炸药探测的模拟研究

在军备控制核查技术领域,核弹头内部炸药的探测是一项重要的研究。本文利用GEANT4软件研究了基于武器级铀的核弹头(即铀弹头)内部炸药的被动探测法(利用铀弹头内部裂变中子作为中子源)的可行性,计算得到了从铀弹头中出射的γ射线能谱,能谱的形状与预期相符,但由于铀弹头内部裂变中子与炸药中~(14) N反应产生的特征γ光子的事例率太低,该方法可能不适用于铀弹头的现场测量。因此又利用GEANT4软件研究了铀弹头内部炸药的主动探测法(利用铀弹头外部的中子源对铀弹头进行辐照)的可行性。研究结果表明,主动探测法可在1h内实现对铀弹头内部炸药中~(14) N的探测和确认,进而能为判定铀弹头内部是否含有炸药提供重要依据。     

中子辐照法在炸药来源认证中的应用

核弹头的拆卸认证是核裁军和军控核查中的一项重要研究内容。核弹头拆卸后，核查方将对拆卸出的特殊核材料和高爆炸药进行探测和认证，确保两者来源于核弹头。本文着重研究铀弹头（基于武器级铀的核弹头）内部拆卸出的炸药的认证方法，提出基于中子辐照法的炸药认证方案，并建立基于Geant4软件的数值模拟计算平台，利用该平台对该方案的可行性和效果进行模拟计算研究。研究结果表明，核查方应单方面设定辐照时间，设置适当的核弹头拆卸时间，并探测拆卸出的炸药中¹³N和¹¹C核素的β⁺衰变，即可区分真实铀弹头中拆卸出的炸药和炸药赝品，进而为判断炸药是否来源于铀弹头提供重要依据。     

用MCNP程序计算确定桶装α废物测定装置最佳设计安排

本文介绍了用Ｍｏｎｔｅ Ｃａｒｌｏ方法计算桶装α废物测定装置最佳设计安排的两步过程，第一步，计算出外中子源在废物中生成的缓发裂变中子，第二步计算这个缓发裂变中子源在控制中所形成的熟中子通量密度，为利用现有的ＭＣＮＰ程序进行计算，我们编制了有关的外源和缓发裂变中子源生成及抽样子程序，文中附有各方案各步骤的计算结果。     

用MCNP程序计算核燃料废包壳缓发裂变中子形成的热中子通量密度

用Monte Carlo方法计算核燃料废包壳缓发裂变中子形成的热中子通量密度分两步进行:第一步,计算出外中子源在包壳中生成的缓发裂变中子;第二步,计算这个缓发裂变中子源在探测器中所形成的热中子通量密度。为利用现有的MCNP程序进行计算,编制了有关的缓发裂变中子源生成及抽样子程序和体通量统计估计方法的记数子程序。计算表明:针对解决所遇到的深穿透问题,体通量统计估计法比径迹长度法要好些。     

Study of the neutron multiplication effect in an active neutron method

The neutron multiplication effect appears when an item contains large amounts of nuclear material. The neutron multiplication effect in this paper means the effect of subsequent fission reactions which are caused by fission neutrons produced by interrogation neutrons from a neutron generator. The previous active neutron method could not distinguish between first-fission and subsequent-fission neutrons and might overestimate the amount of nuclear material. However, the neutron multiplication effect in the active neutron method has not been adequately investigated. We discuss the evaluation method of the multiplication effect in the fast neutron direct interrogation method, one of the active neutron methods, using simulations with the Monte Carlo code MVP and experiments involving uranium waste drums. The first-generation neutrons from an external neutron source generate fission neutrons called second-generation neutrons, the second-generation neutrons generate third-generation neutrons, and so on. This study supposes that the neutron multiplication effect is mainly caused by the third-generation neutrons under the condition that the fourth-generation neutrons are much fewer. This paper proposes a correction method for the neutron multiplication effect in the measured data.     

Sliding mode observer design for a PWR to estimate the xenon concentration & delayed neutrons precursor density based on the two point nuclear reactor model

One of the important operations in nuclear power plants is load-following in which imbalance of axial power distribution induces xenon oscillations. These oscillations must be maintained within acceptable limits otherwise the nuclear power plant could become unstable. Therefore, bounded xenon oscillation considered to be a constraint for the load-following operation. In other hands, precursors produce delayed neutrons which are most important in control of nuclear reactor, but xenon concentration & precursor density cannot be measured directly. In this paper, non-linear sliding mode observer which has the robust characteristics facing the parameters uncertainties and disturbances is proposed based on the two point nuclear reactor model to estimate the xenon concentration & delayed neutron precursor density of the Pressurized-Water Nuclear Reactor (PWR) using reactor power measurement. The stability analysis is given by means Lyapunov approach, thus the system is guaranteed to be stable within a large range. The employed method is easy to implement in practical applications. This estimation is done taking into account the effects of reactivity feedback due to temperature and xenon concentration. Simulation results clearly show that the sliding mode observer follows the actual system variables accurately and is satisfactory in the presence of the parameters uncertainties & disturbances.