γ全吸收型探测装置探测效率的实验与模拟

为精确测量keV能区中子俘获反应截面,中国原子能科学研究院核数据重点实验室基于中国散裂中子源反角白光中子源建成了国内首套γ全吸收型BaF₂探测装置。为获得重要的实验参数装置对γ射线的探测效率曲线,对单个BaF₂探测器模块能谱的测量数据与模拟结果进行比较。结果表明,测量¹³⁷Cs和⁶⁰Co源得到的实验结果与MCNP和GEANT4的模拟结果吻合较好,验证了模拟计算得到的探测效率曲线的可靠性,可用于中子俘获反应截面的在线测量。     

中子俘获反应截面在线测量技术研究

利用γ全吸收型4π BaF₂探测装置，对中子俘获反应截面进行了在线测量。基于HI-13串列加速器提供的脉冲化质子束，通过⁷Li(p，n) ⁷Be反应产生中子，构建了keV能区中子源实验条件，经屏蔽准直后的中子轰击样品，应用4π BaF₂装置在线测量(n，γ)反应复合核退激时释放的瞬发γ射线级联，测量了Au、C、Nb、空白等样品。通过计算⁹³Nb(n，γ)⁹⁴Nb和¹⁹⁷Au(n，γ)¹⁹⁸Au两个反应的截面数据比值并与文献数据比对，检验了4π BaF₂探测装置和(n，γ)反应截面在线测量技术，为在中国散裂中子源（CSNS）上顺利开展(n，γ)反应截面数据测量工作提供了技术支持。     

4π BaF2装置的触发系统研究

设计了一套γ全吸收型BaF₂探测装置,用于中子辐射俘获反应截面的在线测量,其中信号测量部分采用了基于高速采集卡的数字化脉冲波形采集技术。并设计了一套触发系统,由触发单元产生的信号作为数据获取系统的外触发控制数据采集,以在数据测量过程中剔除绝大多数本底事件。触发系统采用了符合测量技术,通过多通道、多参数之间的符合测量,实现释放瞬发级联γ射线的中子俘获反应事件的判选和本底的剔除。本文对触发系统的电路设计和实验测试进行了阐述。     

基于γ全吸收型BaF_2探测装置的波形分析和定时方法研究

中国原子能科学研究院正在建造的γ全吸收型BaF2探测装置用于精确测量keV能区的中子俘获反应截面。本文应用FlashADC采集得到装置输出的脉冲信号,通过波形的面积积分获取60 Co和137 Cs源的能谱,并与传统电子学测量结果进行比较。结果表明,应用3种数字化波形分析方法(脉冲形状鉴别、基线补偿和时间窗限定)有效剔除了BaF2探测器自身固有的α粒子和电子学噪声的本底。采用多种定时方法研究了γ射线到达BaF2探测器的时刻,比较了时间分布谱的半高宽(FWHM),结果表明,恒比定时法和数字化恒比定时法更适用于在线实验。     

keV能区中子注量率测量初级标准装置研制

由于大多数中子探测器在keV能区处于共振能区,截面数据无法精确已知,无法作为中子注量率测量初级标准装置。⁶Li在keV能区的截面精确已知,本文以此设计了一种包含⁶LiF转换体的硅半导体探测器系统（LiF-SSD探测器）,建立了keV能区中子参考辐射场中子注量率测量初级标准装置。利用SRIM和TRIM程序估算了LiF-SSD探测器的计数率;基于Geant4开发了探测器响应计算程序,给出了中子能量为27.4 keV的探测器脉冲幅度计算谱;利用⁴⁵Sc(p,n)-⁴⁵Ti反应,测量了27.4 keV中子能量点的探测器脉冲幅度谱,测量结果与理论计算谱符合较好。     

锰浴法测量中子源发射率中各修正因子的蒙特卡罗计算

在采用锰浴法对放射性同位素中子源的发射率进行测量时,MnSO₄溶液中⁵⁵Mn仅俘获部分源中子,故需考虑对未被⁵⁵Mn俘获部分的修正。用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP对中子源强标准装置的锰浴系统进行模拟计算,对实验测量结果进行修正,并通过由国际计量局（BIPM）组织的中子源强度国际比对,验证了计算所建立模型的可靠性。利用MCNP程序的微扰计算功能,通过考虑MnSO₄溶液的密度、源及其承托物材料的密度、源的位置、锰浴半径以及反应截面的改变对计算结果的影响,对模拟计算结果的不确定度进行了详细评定,提供了一种蒙特卡罗模拟计算结果不确定度的评定方法。     

利用粒子标记消除GTAF中的本底

该项目的主要目的是利用光子全吸收装置（Gamma Total Absorption Facility，GTAF）试验和计算软件分析得到精确的中子俘获截面数据。在实验和模拟分析过程中，以下本底源将影响中子俘获截面数据的精确测量：     

共振区中子辐射俘获截面测量技术研究

<正>中子辐射俘获反应截面是一类重要的核数据。在共振区,中子核反应截面随中子能量变化剧烈,需要通过实验测量才能确定各种核反应截面。在中国散裂中子源反角白光中子束线上建立了一套C_6D_6探测器系统,用于开展共振区的中子辐射俘获反应截面测量。开展了~(197)Au、~(169)Tm和     

硼中子俘获治疗靶向硼携带剂4-硼-L-苯丙氨酸患者体内生物分布

硼中子俘获治疗(boron neutron capture therapy, BNCT)是二元靶向放射治疗方法，中子并不直接提供肿瘤治疗剂量，而是利用肿瘤靶向¹⁰B携带剂将¹⁰B(n, α)⁷Li俘获反应产生的剂量沉积于肿瘤细胞。因此了解血液、肿瘤组织和正常组织中¹⁰B携带剂的生物分布对于BNCT临床治疗是必不可少的。目前国际上BNCT临床主要使用4-硼-L-苯丙氨酸(4-borono-L-phenylalanine, BPA)为硼携带剂。本文简要总结了BPA的结构、理化特性、细胞摄取机制以及人体生物分布等数据，目的是支持和促进基于BPA的BNCT临床试验准备。     

低能核反应及相关核结构研究进展

中国原子能科学研究院核反应团队依托国内外的大科学装置，在重离子熔合-裂变机制、垒下熔合增强机制、奇特核反应机制、奇异结构和奇异衰变方面取得了多项原创性成果。本文对其中的代表性成果进行了简要回顾。主要包括(：1)系统调查了正Q值中子转移的耦合道效应，并提出了自洽的方法评估转移耦合的贡献，发现了异常的同位素效应；(2)提出了用高精度背角准弹散射方法抽取原子核的形变参数，确证了原子核存在十六极形变；(3)提出了用轻带电粒子的替代俘获反应方法，基于此方法给出了关键的²³⁹Pu(n,2n)反应截面；(4)系统考察了sd壳丰质子核奇异衰变谱学，发现了²²Si的β缓发双质子衰变模式，并发现镜像核²²Si/²²O的β衰变中存在极大的同位旋不对称性，同时在²⁶Si中发现了迄今为止最强的同位旋混合态(；5)系统研究了奇特核体系在近垒能区的反应机制，首次给出了实验证据表明经典色散关系不适用于中子晕核⁶He+²⁰⁹Bi体系，并对质子滴线核⁸     

基于白光中子源的169Tm辐射俘获截面测量和共振参数分析

中子辐射俘获截面及共振参数在核工程设计、核天体物理等研究领域中有重要的应用价值。在中国散裂中子源（CSNS）反角白光中子束线（Back n）上,使用C6D6测量系统开展了169Tm辐射俘获反应测量。通过脉冲高度权重技术、共振吸收法和饱和归一法得到169Tm辐射俘获反应的产额。利用SAMMY程序拟合169Tm的产额数据,得到169Tm在1~100 eV能量区间的共振能量、中子宽度、辐射俘获宽度等共振参数。使用实验测得的共振参数和Reich Moore近似计算了169Tm在1~100 eV能量区间的辐射俘获截面。实验测量结果与ENDF/B Ⅷ.0数据库的推荐值总体符合较好,部分共振参数和截面存在一定的差异。产生这些差异的原因与Back n的源中子能谱结构、能量分辨率、实验本底的精度有关。     

Measurements of neutron total and capture cross sections of 241Am with ANNRI at J-PARC

Neutron total and capture cross sections of ²⁴¹Am have been measured with a new data acquisition system and a new neutron transmission measurement system installed in Accurate Neutron Nucleus Reaction measurement Instrument at Materials and Life Science Experimental Facility of Japan Proton Accelerator Research Complex. The neutron total cross sections of ²⁴¹Am were determined by using a neutron time-of-flight (TOF) method in the neutron energy region from 4 meV to 2 eV. The thermal total cross section of ²⁴¹Am was derived with an uncertainty of 2.9%. A pulse-height weighting technique was applied to determine neutron capture yields of ²⁴¹Am. The neutron capture cross sections were determined by the TOF method in the neutron energy region from the thermal to 100 eV, and the thermal capture cross section was obtained with an uncertainty of 4.1%. The evaluation data of JENDL-4.0 and JEFF-3.2 were compared with the present results.     

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。     

~(115)In中子非弹性散射截面的实验测量及蒙特卡罗修正

~(115)In是一种重要的活化材料,准确测量它的中子非弹性散射截面数据对中子注量监测具有重要意义。在四川大学原子核科学技术研究所2.5 MV静电质子加速器上,利用核反应D(d,n)~3He产生的单能中子,以~(197)Au作为标准,采用活化法测量了2.95 Me V、3.94 Me V、5.24 Me V能点的~(115)In中子非弹性散射截面。用Monte Carlo程序MCNPX(Monte Carlo N-Particle eXtended)对靶头材料、冷却水层和样品的包层材料等引起的多次散射效应及注量率衰减效应等进行了修正计算,得到最终结果与Loevestam的计算值符合较好,并且实验中可通过减小靶管、靶底衬、水层及样品的包层材料等厚度来减小多次散射效应和自屏蔽效应的影响。     

235U快中子核反应截面协方差评价

本文基于最小二乘不确定度传递方法,建立²³⁵U中子裂变核反应截面模型依赖型与非模型依赖型协方差评价体系。通过针对实验测量较丰富的中子反应总截面、辐射俘获、(n,2n)等核反应实验数据不确定度源项分析,为协方差评价提供实验基础,并给出对应核反应截面的非模型依赖型协方差评价数据。通过开展快中子能区²³⁵U核反应理论模型参数灵敏度计算与分析,导出实验测量缺乏的核反应截面模型依赖型协方差评价数据。经上述系统评价,所得协方差数据与核反应截面中心值研究过程自洽、物理合理,并按国际标准ENDF-6格式输出,便于核工程用户使用。     

90°伴随粒子法D-D中子产额测量修正因子计算

开展了90°伴随粒子法D-D中子产额测量中的修正因子理论计算方法研究,基于MATLAB软件平台,开发了用于修正因子计算的计算机程序.计算给出了厚靶条件下,入射氘能量在20-700 keV范围,90°伴随粒子法D-D中子产额测量各向异性修正因子Rthick、中子和质子产额比(Yd,n/Yd,p)thick及总修正因子RY,并与早先的研究结果进行了对比,分析了计算结果的不确定度,总修正因子计算数据的不确定度约为2％.     

35MeV以下56Fe(n,p)56Mn反应截面及协方差评价

56Fe(n,p)56Mn通常作为标准反应来监测中子场通量,该反应截面数据的准确性直接影响到活化法测量结果的精确度,进而影响到实验待测物理量的精度。本文开展了56Fe(n,p)56Mn反应截面实验测量数据评价工作与协方差计算工作,首先系统分析EXFOR中现有的56Fe(n,p)56Mn反应截面实验测量数据,对实验数据进行了归纳总结分析,并从中子源、测量方法、探测器类型等方面对56Fe(n,p)56Mn直接测量实验数据进行评价。然后,拟合给出适用入射中子能量区间为295～35 MeV的激发曲线。随后,针对评价中重点推荐的实验数据开展了关联协方差矩阵的计算工作。最后,使用核反应计算程序TALYS对56Fe(n,p)56Mn激发曲线进行了调参计算并和评价数据进行了比较分析。该工作拓展了现有的中子活化反应截面实验数据的评价方法,结果提高了35 MeV以下中子诱发56Fe(n,p)56Mn反应的评价数据精度。     

Measurement of keV-Neutron Capture Cross Section of 96Zr

The neutron capture cross section of ⁹⁶Zr at incident neutron energies from 15 to 100 keV has been measured by the time-of-flight method. Capture γ-rays were detected with an anti-Compton NaI(Tl) spectrometer, and the pulse-height weighting technique was applied to derive the neutron capture cross section. The present measurement provided the capture cross section as a function of incident neutron energy in the keV region. The results were compared with previous measurements and cross section data in the evaluated nuclear data libraries, JENDL-4.0, JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0, and ENDF/B-VI.8. The present results revealed considerable underestimation of the evaluated cross sections in the high-energy region of 35–100 keV.