CENDL库中Fe、W评价数据的改进对屏蔽积分实验计算结果的影响

利用中国原子能科学研究院核数据重点实验室中子积分实验装置,分别完成了氘氚中子与不同尺寸Fe、W样品作用的泄漏中子飞行时间谱实验测量。利用MCNP 4C程序开展了泄漏中子飞行时间谱的模拟计算,Fe和W的评价数据分别采用CENDL 32库及CENDL 31库的数据,并将两数据库模拟结果与实验结果进行对比分析,重点分析了CENDL 32库中Fe和W的数据的改进与不足。结果表明：对Fe中子评价数据,CENDL 32库在弹性散射能区、连续能级非弹性散射能区及分立能级非弹性散射能区,模拟结果均与实验结果符合较好,较CENDL 31库有明显改善;对W中子评价数据,CENDL 32库在非弹性散射能区的模拟结果与实验结果符合较好,较CENDL 31库有明显改善,但在弹性散射能区模拟结果高于实验结果,在(n,2n)反应能区模拟结果低于实验结果。CENDL 32库关于天然W的中子评价数据有待进一步改善。     

板状Bi样品泄漏中子和γ谱实验测量与模拟计算

通过飞行时间法,测量了氘氘脉冲中子与不同厚度209Bi样品作用后61°和119°方向的泄漏中子飞行时间谱和泄漏γ能谱,样品尺寸分别为30 cm×30 cm×5 cm、30 cm×30 cm×10 cm和30 cm×30 cm×15 cm。采用BC501A液体闪烁体探测器测量0.8～3.2 MeV能区的泄漏中子飞行时间谱,钾冰晶石探测器（CLYC）测量0.2～0.8 MeV的泄漏中子飞行时间谱和泄漏γ能谱。用MCNP-4C程序对泄漏中子飞行时间谱和泄漏γ能谱进行了模拟计算,²⁰⁹Bi的评价中子核数据分别采用了CENDL-3.1库、ENDF/B-Ⅷ.0库、JENDL-4.0库以及JEFF-3.3库中的数据,模拟结果分别与实验结果进行比较分析,研究结果表明,泄漏中子谱CENDL-3.1库的模拟结果在119°方向弹性峰位置有较严重的低估现象,JENDL-4.0库在1.5 MeV附近（第二非弹能区）有一定高估,而在低能区有明显低估;泄漏γ能谱JENDL-4.0库和JEFF-3.3库的模拟结果与实验结果偏差明显,而CENDL-3.1库符合较好。     

基于D-T中子源的板状铌样品的评价数据基准检验实验

利用中国原子能科学研究院核数据国家重点实验室的脉冲化氘氚聚变中子源产生的145 MeV单能中子,通过飞行时间法,测量了5、10、15 cm厚度板状铌（Nb）样品在与60°和120°两个方向上的泄漏中子飞行时间谱。利用蒙特卡罗模拟软件MCNP 4C进行了泄漏中子飞行时间谱的模拟计算,分别获得了CENDL 31、ENDF/B Ⅷ0和JENDL 40 3个数据库中Nb评价数据的模拟结果。通过各数据库不同能区的模拟结果与实验结果的比值（C/E）,对3个数据库中93Nb与145 MeV中子作用的角分布和双微分截面等相关评价数据进行了检验,重点分析了CENDL 31库的数据。结果表明,CENDL 31数据库的模拟结果在弹性散射能区、非弹性散射能区以及(n,2n)反应能区与实验结果均存在一定的偏差。而JENDL 40数据库除在120°弹性散射能区有高估现象,其他能区的模拟结果与实验结果均符合较好。ENDF/B Ⅷ0数据库的模拟结果除在60°方向弹性散射峰偏低外,其他能量范围的模拟结果均高于实验。     

基于铝箔封装碳酸锂探测片产氚率测量的液闪样品制备方法

氚增殖包层中产氚率的测量是聚变核能系统中需要研究的重要问题之一,本文开展了用于产氚率测量的Al箔封装碳酸锂探测片液闪样品制备化学处理方法的研究。结果表明,首先采用氢氧化钠溶液来溶解Al箔,然后再用盐酸溶解碳酸锂探测片的溶解方式,能制成透明度高且无分层的液闪样品。为了提高测氚计数效率和保证样品兼容性,对20 m L的标准液闪样品,闪烁液体积应至少取12 m L,同时还应将液闪样品保持在10-20°C范围进行储存和测量。     

不同体积聚乙烯样品泄漏中子飞行时间谱测量与模拟研究

采用T(d,n)~4 He脉冲中子源和中子飞行时间法测量了3种不同尺寸聚乙烯样品在60°方向的泄漏中子飞行时间谱。通过3种模拟模型(点探测器简化模型、点探测器复杂模型和环探测器复杂模型),应用MCNP程序分别模拟得到了泄漏中子飞行时间谱,并与实验数据进行比较。结果显示:对于小体积样品(?13cm×6cm),3种模型的模拟数据和实验结果在n-p散射峰符合均很好;对于大体积样品(30cm×30cm×6cm,40cm×40cm×6cm),采用环探测器复杂模型的计算结果更加接近实验值。该研究工作为将来开展大体积样品基准检验奠定了基础。     

利用瞬发γ射线法测量209Bi的中子非弹性散射截面

在铅铋快堆、空间堆等先进反应堆中,铋作为冷却剂和慢化剂材料被大量使用,其中子核反应截面,尤其是中子非弹性散射截面的准确性对这些核装置的安全性和经济性等具有重要的影响。基于中国原子能科学研究院HI 13串列加速器瞬发γ射线实验平台,通过瞬发γ射线法测量了209Bi在90、105和120 MeV 3个能点的中子非弹性散射截面。在相对于中子束30°、70°、110°和150°方向放置4个Clover探测器测量中子与样品相互作用产生的γ射线。实验采用相对测量,通过测量中子与48Ti发生非弹性散射发射的9835 keV γ射线的产生截面来确定209Bi的截面。209Bi金属样品的尺寸为50 mm×4 mm,参考样品为1块50 mm×1 mm的天然钛金属样品。将实验测量结果与已发表的实验数据、ENDF/B Ⅷ.0、JEFF 33、JENDL 40、ROSFOND 2010和CENDL 31等评价库数据以及Talys 195程序默认参数的计算结果进行对比,发现趋势一致,90、105 MeV能点的测量结果与Talys 195程序的计算结果符合得更好,120 MeV能点的测量结果与ROSFOND 2010评价库数据符合得更好。     

用于C6D6测量系统的高精度权重函数计算方法研究

本文基于中国散裂中子源(CSNS)反角白光中子束线(Back-n)的C₆D₆测量系统,以重要核素²⁰⁹Bi为研究对象,利用蒙特卡罗方法研究了样品厚度对权重函数求取精度的影响,并发展了求解C₆D₆探测器的点态权重函数技术。研究结果表明,目前Back-n上的C₆D₆测量系统权重函数的系统不确定度会随实验样品厚度的增加而迅速增加,而本工作得到的点态权重函数的系统不确定度在样品厚度增大到6 mm时仍小于0.5%,有利于提高厚样品实验数据的精度。本工作为将来在Back-n上开展如²⁰⁹Bi等高原子序数、小截面核素的中子辐射俘获截面的实验测量奠定了技术基础。