基于缓发γ能谱测量的铀丰度分析

本文以加速器驱动的脉冲中子源为照射源、铀材料为照射对象、HPGe探测器为主要探测器,测量得到了铀材料的缓发γ实验谱,再根据理论计算程序和蒙特卡罗方法得到了缓发γ计算谱。结果显示,实验谱和计算谱吻合较好,表明缓发γ能谱测量可作为铀丰度分析的一种技术手段。     

重屏蔽条件下铀材料丰度的时间关联测量分析

针对高原子序数物质屏蔽下的铀材料，提出了一种新的技术方法来估算其铀丰度。首先，用D-T中子发生器的14 MeV中子对铀材料及屏蔽层进行主动质询，同时利用裂变射线探测器得到裂变中子/γ射线时间关联测量谱。然后，利用成像探测器建立的断层扫描图像得到铀材料及屏蔽层的几何和材料参数，并调用不同的铀丰度参数进行蒙特卡罗模拟计算，得到时间关联计算谱。最后，寻找与测量谱最匹配的模拟谱，确定铀材料的实际铀丰度。通过对比裂变射线探测器实验测量得到的所有裂变中子/γ射线时间关联谱，结果发现在各种屏蔽层状态下，高浓铀材料与贫化铀材料的时间关联谱均存在显著差异，可用时间关联谱作为区分不同铀材料丰度的重要技术特征；对于相同铀丰度和屏蔽状态下的铀材料，模拟谱与测量谱吻合较好，表明时间关联谱的模拟与实验分析可为铀材料铀丰度的估算提供技术基础。     

基于衰变链计算的裂变产物缓发γ能谱分析

在军控核查技术中，缓发γ能谱是核材料的“指纹”。为计算和分析铀裂变产物的缓发γ能谱，本文将各种类型的衰变链简化为基态线性链和激发态线性链，推导了零时前后各级核素数目的变化公式，建构了计算缓发γ射线能谱的C语言程序代码，并通过实验对理论推导进行了验证。通过分析几种核素的缓发γ射线计数发现，计算结果与实验数据吻合较好。     

利用缓发中子法测量235U裂变数的实验研究

缓发中子伴随核裂变产生,通过对它的测量估算核裂变数是一需实验检验的新方法。在中国原子能科学研究院微堆辐照²³⁵U样品,采用³He正比计数器测量缓发中子,并通过缓发中子数反推得到铀样品的总裂变数。利用高纯锗γ谱仪测量被辐照样品发射的缓发γ射线,通过缓发γ射线数得到样品总裂变数。对两种测量方法得到的结果进行了对比和分析,结果表明,用缓发中子法和缓发γ法对同一样品测量的结果一致,缓发中子法可作为一种辅助诊断方法。     

核部件缓发γ能谱时间演化行为模拟

在分析无外中子源照射条件下核部件中裂变产物的来源及其释放缓发γ射线机理基础上，提出了应用CINDER90程序计算核部件中裂变产物活度的方法，计算并分析了裂变产物的种类、活度及其随辐照时间和冷却时间的变化规律，继而根据裂变产物β^-衰变释放的特征γ射线的能量与分支比数据，计算得到了核部件中裂变产物缓发γ射线源项，并应用蒙特卡罗方法计算了核部件释放的缓发γ能谱随辐照时间和冷却时间的变化，分析了缓发γ能谱的时间演化行为。结果表明：核部件缓发γ能谱中强度最大的γ射线是裂变核素¹⁴⁰La β^-衰变发射的1 596 keV射线，且该γ射线的强度在部件组装一定时间后保持稳定，该结果与文献结果符合一致。本文提出的裂变产物缓发γ能谱模拟计算方法和结果可为核部件γ能谱的测量与分析提供参考。     

铀材料诱发裂变缓发γ能谱的数值计算

推导了裂变产物质量链上各个核素不同时刻数目的计算通式,计算了包装箱中铀材料在D-T中子源连续辐照后裂变产物的缓发γ能谱,得到了优化的辐照时间和测量时间,使用MC方法计算处于包装箱外的点探测器缓发γ计数和自发辐射γ计数。计算结果可用于铀材料的无损探测识别和核材料裂变数据测量等工作。     

缓发中子标准衰减曲线法用于铀的定量研究

缓发中子铀分析技术以其快速、准确的特点在地质、生物、材料、核查等领域得到广泛的应用。针对传统缓发中子铀定量分析中固定照射时间、冷却时间和测量时间所带来的弊端,如样品中铀含量很高导致缓发中子计数率过高而造成计数丢失,或者铀含量较低导致计数统计不足而带来结果偏差较大的问题,提出利用"标准样品"得到的无计数率丢失且有足够好计数统计的标准衰减曲线对未知样品中铀元素的含量进行快速、准确定量。在微堆上的实验表明,缓发中子标准曲线法适用于较宽范围铀含量样品中铀的定量测定。     

MC法模拟不同中子源激励铀材料中子和γ飞行时间谱

为探索中子源激励探测铀材料应用技术,基于Geant4平台建立了中子源激励铀材料模拟中子和γ飞行时间谱的数学模型,模拟计算了利用不同中子源激励铀材料、使用不同探测器计数的中子和γ飞行时间谱,结果与已有相应实验谱特征相符。模拟结果表明:D-D和~(252)Cf源激励得到的中子和γ飞行时间谱有明显差异;在相同激励源和测量几何条件下,使用液体闪烁体探测器和塑料闪烁体探测器记录到的中子和γ飞行时间谱基本相同。本文结果可为外中子源激励探测铀材料技术研究提供参考。     

基于MCNP的缓发裂变中子衰减时间谱模拟计算

基于核裂变反应发生与缓发裂变中子发射这两个物理过程在时间上可相互分离的思想,利用MCNP程序计算得到了含铀地层0~100s范围内的缓发裂变中子衰减时间谱。模拟计算了球体几何模型中235 U与238 U核裂变反应率空间分布;借助SOURCE子程序依次对缓发裂变中子的发射位置、发射方向、发生核裂变反应的核素、缓发裂变中子所在的群组、发射时间及其初始能量等参数进行了抽样。结果表明,计算得到的缓发裂变中子衰减时间谱的时间特征与铀核素的缓发裂变中子群参数相符合。对缓发裂变中子总计数与地层铀含量之间的关系进行了线性拟合,拟合结果的相关系数平方值大于0.998 5,该结果从理论上验证了缓发裂变中子测井铀含量线性模型的正确性。     

利用高能缓发γ射线测定裂变数

利用裂变产额法得到短时间辐照²³⁵U样品的裂变总数,通过大体积NaI探测器测量3 MeV以上高能缓发γ射线总计数随时间的变化,从而得到一次裂变3 MeV以上高能缓发γ射线总发射率随时间的变化规律,并给出脉冲辐照下高能缓发γ射线的发射率。通过高能缓发γ射线测量了两块²³⁵U样品的裂变数,其相对不确定度小于4%。     

裂变缓发γ射线能谱的蒙特卡罗模拟

采用递次衰变路径搜索和遍历的递归算法编制一程序,该程序可用于计算裂变核素在中子辐照时和辐照后任意1种或1组裂变产物在任意时刻的放射性活度、γ能谱及其随时间的变化。计算了²³⁹Pu在池式堆快中子照射下的裂变缓发γ能谱。用MCNP软件模拟了高纯锗探头对裂变缓发γ射线的能谱响应。模拟结果可用于指导核材料裂变产额测量等研究工作。     

脉冲中子-裂变中子铀矿测井技术的蒙特卡罗模拟

脉冲中子-裂变中子铀矿测井方法（PNFN）是采用脉冲式中子源,利用-3He管中子探测器记录瞬发裂变超热中子或缓发裂变热中子,得到地层中铀矿含量信息的测井方法。利用MCNP程序模拟了不同铀含量、不同地层孔隙度地层条件下PNFN的响应,分析了瞬发裂变超热中子和缓发裂变热中子与地层铀含量和孔隙度的关系。结果表明,地层孔隙度对利用PNFN确定地层铀含量有影响,孔隙度越大,利用裂变中子直接计算得到的地层铀含量比真实含量越小。利用瞬发裂变超热中子或热中子时间衰减谱计算得到地层宏观俘获截面,对裂变中子进行校正,可以有效提高地层铀含量计算结果的准确度。     

主动法缓发中子探测金属铀的~(235)U丰度

主动法缓发中子监测U材料被认为是核查技术的有效手段之一.本文建立了特定的模型,以数值模拟D-T中子诱发相同质量、不同~(235)U丰度的金属铀裂变产生的出壳缓发中子及BF_3探测器所能产生的响应,验证了特定情形下主动法D-T中子源诱发金属铀裂变,测量其缓发中子反演~(235)U丰度的可行性.     

特定探测器计算模型符合方法研究

特定探测器探头的物理尺寸一般是已知的,但是生产商对一些涉及到探测器性能的尺寸是保密的,诸如探测器的孔径、井深及死层,由此给模拟计算带来了困难。文章通过蒙特卡罗方法建立了均匀分布的面源以及源粒子各向同性运动的抽样方法;计算了Eu152面源与探测器在一定距离的γ射线响应能谱,使用计算结果与相同条件下实验结果的相对效率符合法和能谱相似度符合法校验,并修正探测器模型,从而为确定探测器的计算模型,进一步计算探测器的效率和能谱计算奠定了基础。     

利用MCNP模拟气体裂变产物混合源的γ剂量率

西安脉冲反应堆辐照铀靶后,抽取Kr、Xe裂变气体,通过活性炭吸附于气体源盒内。HPGe γ谱仪测量源盒内混合气体活度,塑料闪烁探测器测量γ剂量率。将源盒、塑料闪烁探测器的几何结构、材料作为蒙特卡罗程序（MCNP）输入信息,模拟塑料闪烁探测器对源盒中核素活度与其γ剂量率对应关系,结合HPGe γ谱仪所测活度得到剂量率模拟值,结果与实测值偏差小于6%。该工作说明在已知放射源空间结构、放射性核素种类和活度的情况下,采用MCNP模拟计算复杂气体放射源γ剂量率的方法是可行的。     

D-T中子照射下贫化铀球、钒球介质内中子能谱和伴生γ能谱测量

为获得介质内中子能谱及伴生γ能谱的实验数据，在中心D-T中子照射下，用18mm×20mm的茋闪烁体探测器，测量了与D+束成45°角的水平方向距球心7、10、13、16、19、22cm位置处贫化铀球介质内的中子能谱和伴生γ能谱，以及钒球内与D+束成0°角、距离球心1.8、4.8和8.3cm处的中子能谱和伴生γ能谱。用MCNP/4B程序和ENDF/B-VI库数据对实验模型进行模拟计算，并与实验结果进行了比较。     

Reaction rates in blanket assemblies of a fusion-fission hybrid reactor

To validate neutronics calculation for the blanket design of fusion-fission hybrid reactor,experiments for measuring reaction rates inside two simulating assemblies are performed.Two benchmark assemblies were developed for the neutronics experiments.A D-T fusion neutron source is placed at the center of the setup.One of them consists of three layers of depleted uranium shells and two layers of polyethylene shells,and these shells are arranged alternatively.The ²³⁸U capture reaction rates are measured using depleted uranium foils and an HPGe gamma spectrometer.The fission reaction rates are measured using a fission chamber coated with depleted uranium.The other assembly consists of depleted uranium and LiH shells.The tritium production rates are measured using the lithium glass scintillation detector which is placed in the LiH region of the assembly.The measured reaction rates are compared with the calculated ones predicted using MCNP code,and C/E values are obtained.     

Non-destructive interrogation of uranium using PGAA

Prompt gamma neutron activation analysis is proposed as an instant, non-destructive method for the assay of uranium and also for the determination of ²³⁵U-enrichment. Measurements were performed in the thermal and the cold neutron beams at the Budapest Research Reactor. A beam chopper was used to collect the delayed decay gamma radiation from short-lived nuclides separately. Partial gamma ray production cross-sections have been determined for a set of capture prompt, fission prompt and decay gamma lines and compared to those from the literature. The proposed method is also compared to NAA and the passive gamma spectroscopy of natural uranium.