散射大厅内中子导管屏蔽计算

中子导管将冷中子束从冷源引出至散射大厅,为保证大厅工作人员的安全,提供低本底实验环境,必须设计相应的屏蔽体进行屏蔽。在已有中子导管屏蔽体初步结构设计方案的条件下,联合McStas、MCNP,采用分段计算的方法对其进行了屏蔽计算,得到了散射大厅内中子导管周围不同位置处的辐射剂量率,验证了中子导管屏蔽体结构设计方案的有效性,为进一步开展工程设计提供了依据。     

阈探测器活化γ射线测量技术研究

采用实验测量和蒙特卡罗计算相结合的方法,较为系统地研究了在小空间、弱高能中子场等特定实验条件下的阈探测器测量技术。主要研究了γ射线自吸收、中子自屏蔽、阈探测器之间的扰动影响以及散射本底中子等因素。获得了自吸收、自屏蔽随活化箔厚度不同的变化规律。研究结果表明,选用合适厚度的活化片,可降低实验系统误差。用屏蔽法检验了散射本底中子影响,高阈能探测器本底中子的影响很小。     

傅里叶变换法扣除中子活化分析能谱本底

为了更加有效地扣除中子活化能谱散射本底,提高中子活化能谱分析的准确度,利用傅里叶变换本底扣除法,对MCNP程序包模拟14 Me V脉冲中子照射煤样获取的活化γ能谱进行了本底扣除。通过对全能峰面积解析误差的分析,表明该方法可有效提高特征峰面积的解析准确度。     

闪烁探测器中子相对光输出曲线标定技术

叙述了利用多道分析仪标定闪烁探测器光输出曲线的原理,用挡锥法消除了大厅散射中子和γ本底的影响,通过空靶(不含D和T)实验消除了靶头产生的γ的影响.实现了闪烁探测器中子光输出曲线的标定.     

中子剂量仪表校准的本底扣除方法研究

用241Am-Be中子源参考辐射场校准了一台中子周围剂量当量（率）仪,采用影锥法、半经验法、多项式拟合法和简化拟合法等方法扣除散射中子本底的结果,并对结果进行了比较研究,说明了各自的优缺点和适用范围。结果表明,这四种方法的结果在不确定度范围内一致。     

加速器中子源大厅内散射中子分布的模拟

本文针对加速器中子源可在较宽能量区间产生单能中子的特点,采用MCNP5对0.2～20 MeV的源中子在加速器中子源大厅内的散射情况进行模拟计算和分析。结果表明,直射中子通量随离源距离的增大呈平方反比衰减,散射中子通量则随离源距离的增大而几乎保持不变;大厅内的散射中子主要来自墙壁的贡献,离墙壁越近散射率越高。能量为0.4 MeV和1 MeV的源中子散射率最高,10 MeV和15 MeV的源中子散射率最低。用中子的宏观散射截面可较好解释散射率模拟结果,中子的弹性散射截面远大于非弹性散射截面,因此弹性散射起主导作用。中子能量大于1 MeV后,散射截面随中子能量增加而减小直至进入一段坪区,散射率也随之降低并进入坪区。结合待测位置处直射、散射中子通量和不同能量的散射中子份额的计算,能解释能量较高的源中子散射率较低的现象。通过在墙壁表面附上一层中子慢化吸收材料的方法可有效减弱中子散射,如5 cm的含硼聚乙烯（10%B4C）可降低散射率约40%。     

用金活化法测定加速器中子源中子注量及MCNP4C修正

在四川大学720所2.5MeV静电质子加速器上,由核反应7Li(p,n)7Be,T(p,n)3He产生中子,对中国工程物理研究院研制的新型中子探测器进行效率刻度实验中,需要知道探测器位置处的中子绝对注量,为此我们测量了0.165、0.352、0.576、1.400MeV四个能点的中子注量。测量方法采用的是金活化法,在实验测量中,由靶头材料、冷却水层和样品的包层材料等引起的多次散射效应及中子在样品中的自屏蔽效应等均对实验结果产生影响。这些因素在实验中不可避免,也难以通过实验方法扣除,因此用Monte Carlo程序MCNP4C对上述效应进行了修正计算。     

快中子照相样品散射本底及图像特性的Monte Carlo模拟

模拟了14MeV中子在穿透样品后与闪烁体光纤的作用。对每根光纤中的能量沉积进行了计算,并转换成可见光(496nm)光子数在模拟实验中,分析了影响图像质量的因素。首先计算了散射中子本底与闪烁体和样品(聚乙烯)间距的关系。当间距为厘米量级时散射中子本底对图像的影响很小。其次,计算表明系统对样品的甄别厚度与入射中子总数N有关,在一定范围内近似与logN成线性关系。最后,通过模拟结果给出了理想平行中子束入射情况下系统的平面分辨率。     

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。     

中子小角散射实验及原始数据的处理

中子小角散射技术是研究纳米尺度范围材料结构的有力工具。中子小角散射实验测量和原始数据的处理方法相对较复杂。为了获得样品的绝对中子小角散射强度数据,通常需要进行入射中子束强度、散射强度、样品的透射率、实验本底以及空样品盒的散射强度和透射率等多项实验测量。若要获取较宽散射矢量范围的实验数据,还要改变实验仪器设置,对同一样品进行几次测量。而对所测数据也需要进行多项处理,才可获得便于分析的小角散射强度曲线。本文简单介绍实验原理和测量方法,重点讨论原始数据的处理方法,其中详细讨论了各向同性散射数据的平均以及合并方法。     

中子Soller准直器摇动曲线的蒙特卡罗模拟和分析

中子Soller准直器是中子散射谱仪一种常用部件,主要用于限制中子束流的发散度,提高中子谱仪的分辨率。准直器的准直角是描述其性能的一项重要技术指标,通过摇动曲线的实验测量获得。本文基于实验测量需求和方法,利用中子射线追踪模拟蒙特卡罗程序McStas对中子Soller准直器摇动曲线实验测量过程进行了蒙特卡罗模拟计算,并对计算结果进行实验对比和解析分析。分析结果表明,模拟计算、实验数据和理论解析三者符合较好,验证了模拟方法的可行性。通过多方法结合来研究摇动曲线,可提高测量分析结果的可靠性,类似的方法也可扩展应用于其他中子光学部件的测试分析。     

Inelastic neutron scattering and prompt fission neutron spectra for Np

The secondary neutron spectra (inelastic, elastic, fission) for ²³⁷Np were measured by the neutron time of flight spectrometer of the IPPE at the incident energy range 1–2.5 MeV. The solid tritium target was used as a neutron source. The neptunium oxide (189 g) packed in the low mass stainless steel container was used as a scattering sample. The neutron background due to scattering on the target environment and tritium into the target backing was measured and was calculated with the appropriate model of the neutron source. The data were corrected for neutron background, the scattering on the oxygen and iron nuclei, and the effect of the finite sample size. The fission neutron spectra were measured, evaluated and subtracted from the emission neutron spectra to estimate inelastic neutron spectra and cross-sections. The experimental results were compared with ENDF/B-VI, BROND-2, JENDL-3 neutron data libraries.     

中国先进研究堆(CARR)上的中子散射工程

中子散射技术利用中子不带电、穿透力极强、能直接鉴别核素、较之X射线对轻元素灵敏、具有磁矩和粒子、波动二重性等特点,使之成为一种独特的、从原子和分子尺度上研究各种物质结构和微观世界运动规律的高新技术。中国先进研究堆(CARR)上的中子散射工程将充分利用中国先进研究堆为中子散射工程提供的高通量、具有冷中子源、切向水平孔道等有利条件,建造三台新谱仪,更新原有的五台谱仪,瞄准世界先进水平,建立起研究手段基本配套、基本上覆盖中子散射研究的主要领域、强调应用又具备必要的基础研究能力的中子散射设备,为生命科学、材料科学、物理、化学、地矿、环境等各种学科及工程技术方面的研究,为国防工业和国民经济的应用提供先进的中子散射技术。其最终目标是建立起符合我国国情、其综合研究能力与世界先进水平接轨的中子散射国家重点实验室,使之成为我国二十一世纪中子散射研究和应用的中心及人才培养基地。     

我国的热中子散射工作现况和展望

我国已在中国原子能科学研究院建成了国内唯一的、面向全国的热中子散射实验研究基地,并已形成了一些稳定的研究方向,取得了一些有学科价值和应用前景的成果。今后如能继续得到重视和支持,可望开拓一些新的课题,取得新的成果,为以后的发展打下基础。     

从(艹氐)闪烁谱仪获得入射中子谱的计算机程序

在从实验测量的反冲质子脉冲高度谱获得入射中子能谱时,用Monte Carlo方法计算响应矩阵的运算量太大,本文叙述了获得中子谱的解析方法并编制了一套在IBM-PC/XT微机上使用的计算机程序,其中考虑了中子在芪晶体中的二次散射修正和反冲质子的壁端效应修正。用T(d,n)中子源对本程序进行了检验,得到了它的中子谱。     

复杂环境条件下脉冲中子散射本底测量方法

介绍了在复杂环境条件下脉冲中子散射本底测量方法和计算公式,并在实验室进行了实验测量,分析了影响实验结果的因素。     

保温层对快中子检测油垢厚度响应的影响

利用快中子透射法和散射法研究了保温层厚度在0～72mm时对测量输油管道油垢厚度响应的影响。实验装置由中子束发射器、中子探测器和BH1224型微机多道谱仪组成。实验结果表明：在油垢厚度较小时,随着保温层厚度的增加,检测输油管道油垢的灵敏度减小,但对透射法的影响比散射法小;透射法中子计数适合于半对数进行线性拟合,R²的平均值为0.9958;散射法中子计数适合于二次多项式拟合,R²的平均值为0.9979。     

Thermal neutron cross sections and diffusion parameters of Plexiglass

The neutron total cross section of Plexiglass has been measured for energies between 10⁻³ and 10³ eV by the transmission method with pulsed-neutron time-of-flight techniques. A calculation based on a synthetic scattering function shows a very good agreement with the measured values over the entire energy range. This model has been used to evaluate other quantities of interest in moderator design problems, including energy-transfer kernels and thermal neutron diffusion parameters. These experimental and theoretical results are compared with available data for Plexiglass.     

SANS investigation of a neutron-irradiated Fe-9 at%Cr alloy

Available experimental results indicate that the addition of Cr to Fe and steels significantly influences the response of Fe-Cr alloys and ferritic/martensitic high-Cr steels to neutron irradiation. A level of 9 at%Cr is of particular interest because this composition is close to the boundary of the Fe-Cr miscibility gap. Furthermore, it corresponds to the composition of several candidate steels for application in nuclear technology. However, experimental evidence has been incomplete so far. The reported study by means of small-angle neutron scattering is devoted to the effect of neutron irradiation at 300 °C up to fluences of 0.6 and 1.5 dpa on the microstructure of an Fe-9 at%Cr alloy. We have observed a pronounced irradiation-induced increase of scattering cross-sections for both magnetic and nuclear scattering. Bimodal size distributions of irradiation-induced defect-solute clusters have been reconstructed. The restrictions on the composition of these clusters have been discussed in terms of the scattering contrast. We have found that vacancy clusters and α′-particles alone cannot explain the full set of experimental findings. The remaining inconsistency can be solved by taking into account a contribution of impurity carbon.     

Numerical Solution to Space-Angle Energy-Dependent Neutron Integral Transport Equation

A numerical approach to the steady-state, space-, angle- and energy-dependent neutron transport equation is presented for neutron shielding calculations. The scattering integral, with anisotropic treatment of elastic scattering and isotropic treatment of inelastic scattering, is evaluated by the use of Gaussian and straightforward quadratures. A system of coupled one-group integral equations for all the energy meshes of interest, converted from the energy-dependent integral transport equation, is calculated by performing a line integration along the neutron path in the direction of motion. For this purpose the direction of neutron motion is represented by discrete-ordinate directions Ω_pq on the unit sphere.

The final presentation of the integral transport equation is derived in a difference form convenient for machine computation. A computation program PALLAS has been written in Fortran IV for IBM 360-75 computer to perform neutron transport calculations based on this approach.

Comparisons are given of the numerical solutions with analytical solutions for unscattered fluxes in various geometries such as plane, spherical and two-dimensional cylindrical, for volume sources with self absorption, and with experimental spectra for angular neutron fluxes in graphite-, polyethylene- and water-shield. Excellent agreement is obtained between the present calculations and analytical or experimental results.