能谱变化对239Pu裂变室测量快中子注量的影响

热中子和共振区的中子在快中子临界装置中所占的份额很小,但是由于其相对大的截面,在慢化物存在的情况下,热中子和共振中子份额的微小变化,对^239Pu裂变室测量中子注量的结果影响很大。通过测量^239Pu裂变电离室在包镉和包硼、周围有无慢化物等情况下的反应率,Au、In活化片的镉比,S活化片在能谱变化下与^239。Pu的反应率比等,分析了快中子临界装置中热中子和共振区中子的分布,讨论了中子能谱变化对^239Pu裂变室测量快中子注量的影响及解决办法。     

238U裂变电离室测量25.5MeV中子注量率

在飞行时间谱仪测量中子能谱的基础上,利用²³⁸U裂变电离室测量了中国原子能科学研究院HI-13串列加速器产生的25.5MeV中子注量率。为验证该裂变电离室测量快中子注量率的可靠性,在中国原子能科学研究院5SDH-2串列加速器上,利用该电离室和伴随α粒子装置同时测量14.8MeV中子注量率,结果在不确定度范围内一致。     

用聚乙烯薄膜测中子绝对注量率

在测量中快中子（ｎ，ｐ）反应的实验中，同样利用屏栅电离室测得聚乙烯薄膜反冲质子的能谱，并利用蒙特－卡罗方法对其进行校正，则得到中子的绝对注量率，将其结果与＾２３８Ｕ测得的结果进行比较，二者在误差范围内相同，说明用此方法测量中子绝对注量率是可行的。     

0.1—18MeV单能快中子注量率的绝对测量和国际比对

本文描述了用于0.1—18MeV单能快中子注量率绝对量的闪烁望远镜,半导体望远镜,含氢正比计数器和伴随粒子法等绝对测量装置。并刻度了用作这一能区次级标准的长中子计数器的效率,用这套装置参加了最近由国际计量局组织的中子注量率测量的国际比对,并给出了比对结果。     

D-T快中子照相准直屏蔽体设计及中子束特性的模拟研究

设计一个用于氘氚(D-T)快中子照相的准直屏蔽体系统,对D-T中子发生器快中子在准直屏蔽体材料中输运的MCNP模拟研究,给出准直中子束的中子能谱、注量率及均匀性、γ射线能谱和γ射线注量率等重要参数.模拟结果显示,用D-T中子发生器中子源和合理的准直屏蔽体系统可得到快中子照相所需的准直快中子束.     

多节点微口袋裂变电离室信号串扰的抑制

微口袋裂变电离室(micro-pocket fission detector, MPFD)是堪萨斯州立大学提出的一种新型微型裂变电离室，通过组合多个探测器形成一个多节点的探测器阵列，用于核反应堆堆芯中子注量率的三维在线监测或辐照样品处中子注量率的原位在线监测。在多节点探测器的设计过程中，由于各节点用于施加电场和输出信号的平行导线距离非常近，必须抑制各节点之间产生信号的相互串扰，以获得各节点输出信号的准确信息。本工作提出了一种3节点的MPFD设计，利用Garfiled、SRIM以及有限元分析方法对MPFD不同节点之间的串扰信号进行模拟分析，结果表明，MPFD串扰信号较主信号低1个量级，且极性相反。同时，制做了3节点的MPFD探测器样机，利用²³⁵U自发衰变产生的α粒子对两个节点之间的串扰信号进行了实验测试。实验结果与模拟计算结果一致，表明这种3节点的MPFD,由不同节点产生的串扰信号可通过信号极性和脉冲幅度进行甄别，不影响探测器对中子注量率的测量。     

新型口袋式微型裂变电离室设计进展

口袋式微型裂变电离室(MPFD)是美国堪萨斯州立大学半导体材料与辐射技术实验室提出的一种具有创新性,具备耐辐照、耐高温特性的先进堆芯中子注量率探测器设计。本文简要介绍了堪萨斯州立大学MPFD的基本设计思想及其主要设计结果,并结合本研究长期以来在裂变电离室设计和研发过程中积累的经验,对MPFD进行了优化设计。目前原理型工程样机正在装配和测试中,未来有望用于核反应堆堆芯三维中子注量在线监测、材料辐照考核的原位中子注量率在线测量,以及特殊中子场下的裂变过程微观核参数研究等。     

SiC探测器的中子和γ性能测试

第三代SiC半导体探测器具有体积小、响应时间快、中子/伽马(n/γ)甄别容易等优点,广泛应用于反应堆堆芯剂量监测。本文针对自研的第三代Si C半导体探测器,采用电子束蒸发真空镀膜的技术将中子转换层材料6LiF(6Li丰度为95%)喷镀到SiC基底上,厚度为25μm,实现了中子转换层厚度优化。利用241Am α放射源(活度9.37×10³ Bq)开展α粒子响应信号幅度的测量,并在¹³⁷Cs γ放射源(活度6.23×10⁷ Bq)环境下开展γ射线的响应测试。另外,在标准辐射场系统中进行了SiC探测器的中子注量率响应线性度测量、γ剂量率响应线性度测量以及中子注量率响应线性标定。结果表明：该探测器在1×10³～1×10⁶ cm^-2·s^-1中子注量率范围内线性响应拟合R²=0.996 9,具有良好的线性响应,n/γ剂量响应范围为0.005～20 Gy·h^-1,可用于核电现场反应堆中子和γ剂量的实时、精...     

^238U裂变电离室修正因子及探测响应的蒙特卡罗模拟计算

利用蒙特卡罗(MC)粒子输运程序MCNPX分别计算了用238U裂变电离室测量由加速器产生的14.8 MeV和25.5 MeV准单能中子注量率以及将其推广应用于测量散裂中子源和宇宙中子源的中子注量率时,由电离室结构、电离室气体、空气等引起的对探测器裂变计数率的修正因子,并给出了探测器在各种情况下的探测响应.为解决蒙特卡罗模拟中探测片太薄、统计误差过大的问题,计算中采用了Dxtran球和强迫碰撞两种方差减少技巧,以降低统计误差、提高计算效率.对于源中子谱覆盖范围较宽、抽样效率低的情况,采用了高能和低能两部分能谱分别计算的方法,以提高计算效率.将模拟计算得到的修正因子应用于探测响应的理论公式,得到相应的探测响应,并与MC模拟计算直接得到的探测响应进行了比较,对模拟计算进行自洽性验证.利用伴随α粒子测量装置和电离室同时测量14.8 MeV准单能中子注量率,得出238U裂变电离室对串列加速器上14.8 MeV准单能中子场的探测响应,与MC模拟计算结果进行比较,对模拟计算进行实验验证.     

涂硼正比计数管慢化体对中子探测效率影响研究

涂硼正比计数管是一种常用的反应堆源量程探测器,对热中子测量有很高的探测效率,对于快中子反应堆则需要增加合适的慢化体,提高中子探测效率。本文利用蒙特卡罗程序MCNP,模拟计算涂硼正比计数管在不同慢化体厚度的情况下,对各能量单能中子的相对探测效率和绝对探测效率,得到在不同慢化体厚度下,计数管的相对探测效率和绝对探测效率与中子能量的关系。最后针对快中子反应堆的典型中子能谱,模拟计算涂硼正比计数管在不同的慢化体设计时的探测效率,得出了一种优化的慢化体设计方案,对快中子反应堆核测量系统设计具有一定指导意义。     

导管中冷中子传输过程的数值模拟

中子导管是利用中子全反射原理将中子束以很小的传输损失传递到远离中子源处的物理装置。利用蒙特卡罗方法模拟中子在导管中输运过程,在中子导管的设计和实验应用中可发挥重要作用。某座反应堆上正建设包括有3束导管的冷中子导管系统,以蒙特卡罗方法为基础,开发出该导管系统的数值模拟程序,并利用该程序计算得到该导管各个输出口的中子注量率及能谱分布,为布置在导管周围的中子散射谱仪和其它应用装置的设计提供了必要的输入条件。     

Time Delay of Thermal Neutron Detection during Power Burst in TRACY

Time delay of thermal neutron detection at a micro fission chamber has been experimentally confirmed during an initial power burst caused by reactivity addition in the Transient Experiment Critical Facility (TRACY). In the experiment, the power was measured by using a fast response γ-ray ionization chamber, which was newly designed exclusively for the TRACY experiment, in addition to the fission chamber. As results of the experiment, the transient power measured by the fission chamber was observed about 4 ms later than that by the γ-ray chamber during the power increasing, and then the delay time expanded after the power peak. The time delay must be taken into account to evaluate accurately the transient power. To comprehend the observed time delay in detail, time-dependent analyses were performed using the MCNP4B code. In the analyses, time response of neutron detection at the fission chamber was calculated and used for the simulation of the transient power measured by the fission chamber. From results of the analyses, it was confirmed that the simulated power well agreed with the measured power and the observed time delay was caused from the thermalization of neutrons emitted at the TRACY core and the following flight to the fission chamber.     

活化法测量CFBR-II堆中子注量和中子能谱

采用活化法研究了CFBR-II堆中子能谱、中子注量分布和辐照样品对中子场的扰动。建立了用于求解中子能谱的SAND-II解谱程序。对实验结果的分析表明,活化法得到的中子注量率与裂变室得到的结果是一致的,辐照样品对中子能谱有一定的软化。     

医院中子照射器中子束流出口处热中子注量率的测量

医院中子照射器是基于微型反应堆而设计的专门用于硼中子俘获治疗（BNCT）的核反应堆装置,其额定功率为30 kW。在堆芯相对两侧分别设有一条热中子束流和超热中子束流用于病人照射,在热中子束流内引出一条实验用热中子束流,用于瞬发γ法测量病人血硼浓度。本工作利用²³⁵U裂变靶和白云母探测片测量了热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子绝对注量率。结果显示,在30 kW额定功率运行时,热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子注量率分别为1.67×10⁹、2.44×10⁷和3.03×10⁶ cm^-2•s^-1。以上结果达到了BNCT设计要求,并能满足瞬发γ测量血硼浓度的要求。     

235U裂变电离室法及金箔活化法测量热中子注量率的不确定度分析

文章简述²³⁵U裂变电离室法及金箔活化法测量热中子注量率的基本原理,并对测量过程中的各项不确定度因素进行了分析评定,包括中子衰减、裂变计数率、全谱平均反应截面、金箔活性等。计算出的两种注量率测量相对合成标准不确定度满足2%～5％的要求。对减小中子注量率测量不确定度的方法进行了讨论。     

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。     

252Cf自发裂变谱形对中子反射实验数值模拟的影响

针对裂变源中子反射实验中涉及到的中子源能谱问题,选取两套用公式拟合、被普遍认可的252Cf自发裂变能谱,分别将其应用于该类实验的数值模拟中。对实验测点的中子注量及裂变反应率进行了对比研究,结果表明,相对于Maxwell谱,Watt谱能更好地与实验结果符合。     

用于CSNS反角白光中子能谱及注量率测量的快裂变室

即将建成的中国散裂中子源(China Spallation Neutron Source,CSNS)反角白光中子束线可为核数据测量提供高注量率的脉冲白光中子束流,填补我国核数据测量用白光中子源的空白,提高我国核数据测量水平,满足核能、核技术及基础核物理研究对核数据的需求。该束线建成后,其中子能谱及注量率的精确测量将是开展其它物理实验的基础,快裂变电离室因其独特优点被选为中子能谱和注量率测量探测器。通过实验研究了快裂变电离室的粒子分辨性能、时间分辨性能;确定阴、阳极的合理间距为10 mm,据此测得电离室的时间分辨约15 ns;利用235U样品量计算的探测效率与利用伴随粒子法给出的探测效率在不确定度范围内符合,因此可以标定快裂变室的探测效率。通过这些工作,完成了满足反角白光中子束能谱及注量率测量需求的快裂变室的物理设计。     

熔盐实验堆MSRE堆芯罐和反应堆容器辐照损伤计算与分析

本文采用蒙特卡罗程序MCNP5对熔盐实验堆MSRE的堆芯罐和反应堆容器的中子辐照损伤量--原子离位数率(DPA rate)进行计算与分析。确定了堆芯罐和反应堆容器上的中子注量率分布,对其中中子注量率最大的区域进行详细的原子离位数率计算。计算显示堆芯罐和反应堆容器最大的原子离位数率均发生在内表面、堆中心平面处、θ角度在22°~34°之间的区域,最大原子离位数率可达3.90×10^-9s^-1,且快中子对原子离位数率贡献要大于热中子。研究结论对新概念熔盐堆设计和参数选择具有重要的实际意义。