中国先进研究堆中子散射工程中子导管模拟研究

为使依托中国先进研究堆（CARR）进行的冷中子散射实验拥有更高质量的中子束流,本工作对中子散射工程中的中子导管系统各参数进行分析研究,并首次在国内应用等效中子导管理论,结合解析计算确定出优化的导管方案。同时,应用VITESS程序对各导管方案得到的中子束流进行了模拟,在综合考虑导管系统几何布局及中子束流的发散度影响后,探讨出若干符合实际的设计方案。尔后,利用导管位置计算程序NGPS,计算出各导管方案中每个导管单元的位置坐标。最终,根据各项指标对模拟的各导管方案进行对比,优选出CNGA、CNGB、CNGD3套中子导管系统的最佳参数,为即将进行的中子导管系统的设计和安装提供理论参考。     

中国先进研究堆冷中子导管的模拟研究

应用蒙特卡罗方法对中国先进研究堆(CARR)上的两条冷中子导管CNG1和CNG2的设计方案进行了模拟研究。在假定的冷中子源谱分布下,两条导管出口处的中子注量率均达到1×109cm-2·s-1以上。CNG1和CNG2的中子传输效率分别为50%和42%,中子束最大发散角分别为2 2°和1 9°。中子束沿水平方向的分布均匀,其最大起伏不超过3%。重力显著影响中子束沿垂直方向的分布。     

中子反射谱仪前端导管优化

基于两种中子反射谱仪设计(A:前端为8.0 m垂直聚焦导管,入口200mm,出口40 mm;B:前端为1.6+3.4m水平偏转垂直聚焦导管,入口100mm,出口50mm),对其前端偏转/聚焦导管进行了中子束模拟,结果表明:1)在特征波长为0.4 nm的冷中子导管末端,没有必要再次偏转束流以减低本底;2)与建议方案相比,概念设计中的注量下降了52.8%,而水平方向发散度增大了24.1%,垂直方向发散度减小60.7%;3)聚焦导管长度应不低于6.0 m,导管聚焦超镜m值在2.0-2.5最佳,两侧超镜m值对束流几乎无影响,使用中子束高度应不低于150mm可达到较好的注量率和发散度.     

时空中子倍增公式研究

以中子倍增理论作为出发点,考虑到中子输运过程的空间连续性,将空间概念引入中子倍增公式中,建立了时空中子倍增公式。该公式可严格描述中子密度(中子注量率)随时间的变化,相对于考虑缓发中子在内的中子倍增公式,时空中子倍增公式具有更大的普适性。     

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。     

中子反照效应实验的理论研究

为深化中子反照效应研究,获得宏观测量数据,开展了中子反照效应的理论研究。对中子反照效应实验进行理论设计,分析了可体现反照性质的实验状态,采用蒙特卡罗程序模拟了不同实验状态下的注量和反应率空间分布。结果表明,设计的实验中测点注量能谱可体现中子反照效应,给出的实验布局方案是有效的。获得实验测量数据可给出中子反照效应更多的定量信息。     

中子反射谱仪的闸门与直导管组合设计

为减少中子注量的损失,中子反射谱仪的设计通常需要采用中子导管来传输,最前端为中子束流闸门。论文采用Mcstas模拟计算软件,分别针对闸门通道内表面是否为吸收材料,采用多种组合设计模型进行了模拟计算。结果表明:闸门内表面选用超镜材料对闸门与直导管的组合传输性能有较大的提高,并且发散度增大不明显,这对于分辨率要求不是特别高,位于中子反射谱仪最前端的部件设计是非常有利的。经过多组比较分析,针对水平发散度要求较高的水平散射几何中子反射谱仪的前端组合设计,闸门内表面最好选择因子m=1.5或m=2的超镜,而不是吸收材料。计算给出了不同组合的模拟结果,结果可为相关中子反射谱仪闸门与前端直导管的组合设计提供理论参考。     

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     

冷中子导管模拟和参数优化计算

根据冷中子源及后续中子导管的布局参数,采用蒙特卡罗方法模拟计算了冷中子导管C3出口处中子柬均匀性、准直性及注量率等数据。优化表明：a）冷源与后续导管入口间距离应尽可能短;b）中子注量率及发散度均随导管超镜因子m值增大,m值由1．5增至3．0,其Y方向发散度增大24％,注量率提高61％;c）垂直于导管弯曲面方向的发散可以用高斯分布来描述,而导管偏转方向则呈条纹状发散;d）在m=1．5、冷源与堆内导管入口距离为2．29m情况下,束流垂直发散宽度为O．86°,中子注量率为2．44×10^2cm^-2．S^-1。     

400 kV强流中子发生器的物理设计

对400 kV强流中子发生器进行了物理设计。采用Poisson/Superfish软件对中子发生器高压电极和加速管的电场分布进行了模拟,结果显示,各关键区域的空间电场最大值远低于击穿电场限值。以强流束旁轴包络方程为基本模型,发展了强流束传输系统束包络的计算机模拟程序IONB1.0,模拟了中子发生器传输系统中40 mA的D束流包络。结果显示,设计方案中所采取的两间隙高梯度加速结构有较强的聚焦性能,能有效抵消强流束空间电荷效应造成的束流发散,加速管出口处的束包络半径约3 cm,由加速管出口处的空间电荷透镜和三重四极磁透镜组成的传输系统能将束流聚焦在约140 cm处的靶上,且束斑直径小于2 cm。     

T(d,n)4He强流中子发生器的中子能谱和角分布模拟计算

采用将厚靶分割成薄靶的方法对厚氚钛靶、260keV氘束流能量条件下T(d,n)⁴He反应中子源的能谱和角分布进行计算。以分割法计算得到的能谱和角分布数据为基础,建立了D-T中子源Monte-Carlo模拟抽样模型,在考虑中子发生器各元件材料及实验大厅墙壁对快中子的慢化、散射和吸收的条件下,采用MCNP程序对兰州大学3×10¹²s^-1强流中子发生器260keV氘束流能量下的中子能谱和角分布进行了模拟,给出了模拟结果。为检验模拟结果的可靠性,与实验测量能谱进行了比较,Monte-Carlo模拟谱和实验测量谱基本符合。     

基于伴随粒子的快中子成像系统角分辨研究

不同于传统的快中子成像系统，采用伴随粒子成像技术无需机械准直即可消除大部分γ射线和散射中子的干扰，实现对厚重物体的高对比度成像。角分辨是影响系统成像质量的一项重要参数。通过理论分析，研究了入射离子的初始动量、靶点尺寸和探测器空间分辨等多个因素对系统角分辨的影响。利用基于GEANT4的模拟程序，计算了不同参数下被标记中子出射角分布的二维图像。分析及模拟结果表明，靶点直径和α探测器空间分辨率是影响角分辨的重要因素。为满足系统角分辨小于1°的设计目标，入射离子的初始动量变化范围应较小，靶点直径应小于1 mm，同时α探测器的空间分辨率应小于0.5 mm。     

材料与构件深部应力场及缺陷无损探测中子谱仪热中子导管概念设计

针对中国先进研究堆（CARR）正在建造的材料与构件深部应力场及缺陷无损探测中子谱仪所需的热中子导管，开展模拟计算与概念设计。首先根据CARR内的现场情况和该谱仪的整体要求设计热中子导管的内部截面尺寸为90 mm×160 mm，整体长度为19.7 m，导管长度分为3组；然后根据这些参数开展蒙特卡罗模拟，通过比较导管镀层的特征增殖因数m分别为1、2、3、4、5、6时导管末端的中子强度二维空间分布、水平方向发散角分布、波长分布等主要性能指标的模拟结果，选定m=3，并以此完成了导管的参数设计。     

强流加速器D-Be中子源中子慢化引出研究

为优化成像中子束注量率和能谱,在考虑中子源能谱、角分布、面源结构及靶系统条件下,利用MCNP程序模拟源中子的慢化和输运过程,记录不同模型时慢化体内热中子注量率分布和成像中子束成分。结果表明,聚乙烯更适合用作小型热中子源慢化反射材料;D+束轰击靶面的束斑大小影响热中子在慢化体内的分布,束斑半径在1cm内变化对中子慢化影响较小;增加热中子引出孔道与D+束轴线的夹角能有效提高引出热中子束的纯度。     

机械速度选择器标定技术及标定实验

机械速度选择器作为关键部件广泛应用于中子散射谱仪上，研发标定技术、研制标定设备及开展标定实验是机械速度选择器应用的前提。本文基于中国先进研究堆小角中子散射谱仪，设计了标定中子飞行时间设备的结构，确定了设备的参数。研究了漏计数对波长分辨率测量的影响，发现波长分辨率测量误差取决于死时间及高斯峰位计数率之积，若死时间不变，波长分辨率测量误差随高斯峰位计数率的增加而变大。开展了飞行时间法机械速度选择器标定实验，发现单色中子波长的理论计算结果与实验数据的高斯拟合结果非常接近；波长分辨率实验值随波长的增加而增加，与波长分辨率计算值有一定差距，这些变化和差距源自束流发散。使用漏计数对波长分辨率测量影响的规律分析了实验结果，计算出了样品位置中子通量密度上限；使用VITESS软件模拟得出了不同波长样品位置中子通量密度并验证了二维可调狭缝调节中子通量密度的效果。     

中子辐照诱导Si PIN光电二极管暗电流增大的数值模拟

分析了中子辐照诱导Si PIN光电二极管暗电流增大现象的机理,建立了Si PIN光电二极管的器件物理模型和中子辐照效应模型。运用MEDICI软件进行数值模拟计算,得出了1MeV中子在辐照注量为1010～1014cm-2时,Si PIN光电二极管暗电流变化的初步规律。数值模拟结果与相关文献给出的实验结果吻合较好。     

地下核爆的中子反照效应研究

地下核爆炸中竖井空腔半径小,受围岩介质的影响,核爆中子对核材料的燃耗有一定影响,继而影响放射化学诊断分析。本文采用Monte Carlo程序模拟了装置自身燃耗与竖井环境下中子反照引起的核材料燃耗之间的关系,给出了特殊环境下反照效应对不同反应道燃耗的影响和分析方法。俘获反应道受反照影响大,放射化学诊断方法中用到核素的俘获反应道时需考虑反照的影响后才能对装置本身开展正确的分析。     

Influences of Neutron Source Spectrum and Thermal Neutron Scattering Law Data on the MCNPX Simulation of a Cyclotron-Based Neutron Field for Boron Neutron Capture Therapy

In our previous study, the simulation of a cyclotron-based neutron field for boron neutron capture therapy (BNCT) using a (p,n) spallation source with the MCNPX code was validated through measurements of the neutron energy spectrum behind the moderator assembly and the thermal neutron distribution in an acrylic phantom using reaction rates of ¹⁹⁸Au. These validations showed that the simulation generally well reproduced the measurements. However, some discrepancies between the measurements and the calculation remained for clinical trials. In this paper, we investigated the influences of neutron source spectrum and thermal neutron scattering law data in the simulation to resolve those discrepancies. We also compared measured and calculated neutron doses behind the moderator assembly with results obtained using a tissue equivalent proportional counter. We clarified that the neutron source spectrum calculated using the LA150 data led to the overestimation of high-energy neutrons in a phantom, but this overestimation did not significantly affect the neutron dose distribution in a phantom, because a dominant part of the absorbed dose is due to neutrons of energies below 1MeV. The study of the influence of neutron scattering law data in a phantom also indicated that the use of selected S(α,β) data led to an improvement in the simulation of thermal neutron behavior.