贫化铀及组合球中的反应率测量

用HPGe探测器测量了DT中子照射下^27Al(n，α)^24Na、^197Au(n，2n)^196Au、^93Nb(n，2n)^92Nbm和^197Au(n，γ)^198Au几个反应在贫化铀、贫化铀／聚乙烯／铁组合球中的活化率。运用MCNP／4B程序和ENDF／B-Ⅵ数据库对实验进行了模拟计算^27Al(n，α)^24Na、^197Au(n，2n)^196Au反应的计算与实验结果基本一致，而^197Au(n，γ)^198Au反应的计算结果与实验结果有相当大的差异。     

钒球的中子倍增率与活化反应率

以一直径138cm的聚乙烯球作为中子慢化剂与全吸收探测器，采用全吸收法测量了钒球的14MeV中子的泄漏倍增率。用1支与H对热中子具有相同1／V吸收规律的^6Li玻璃探测器的测量子全吸收体的径向中子计数率分布。实验得到了钒球中心D－T中子时的Al、Fe、In和V一组阈探测器的绝对活化反应率的分布。用MCNP／4A程序、ENDF／B－Ⅵ和FENDL－2核数据进行了模拟计算。与实验结果相比较可知：用ENDF／B－Ⅵ库数据的计算结果与实验结果符合良好，而用FENDL－2库数据的计算结果比实验结果约高4％。     

铍中的反应率测量和分析

用４种不同阈能的活化箔测量和比较了两种铍系统中的绝对活化反应率。铍厚分别为５．３和８．４ｃｍ,,活化箔为Ｉｎ,Ｚｎ,Ａｌ和Ｃｕ,实验总２为５％－７％,分析和比较了实验结果与用１－ＤＡＮＩＳＮ程序和ＥＮＤＦ－Ｂ／Ⅵ库数据的计算结果,两者间的偏差均小于７％。     

14 MeV中子穿过组合材料引发238U绝对裂变率的测量

为检验计算方法与参数，用小型平板铀裂变室测量了铁球壳表面沿赤道方向不同位置14 MeV中子穿透实验模型后引起的。^238U绝对裂变反应率，并与MCNP/4A和ENDF/B-V库数据计算结果相比较。实验总误差为6．1％。     

反应堆中子注量率相对分布测量系统铅屏蔽计算分析

为批量化测量探测片活性,设计了多道中子注量率相对分布测量系统。每一个NaI探测器测量一个探测片,探测器之间采用铅屏蔽。为了消除其他通道探测片对本通道探测片测量结果的影响,通过设计保证邻近通道活化探测片对本通道干扰小于0.05%。本文采用点源积分方法计算(经蒙特卡罗模拟验证),并确定了满足屏蔽要求的铅屏蔽体尺寸。     

活化法测量中子能谱实验中反应率及初始谱的检验

利用活化法对西安脉冲反应堆辐照腔进行了中子能谱测量。对活化片的测量数据进行了分析,发现其中一个反应道的反应率测量值不准确,并以此为切入点展开深入研究,总结出评定实验数据的定性分析方法:在有限次迭代后,通过对各反应道反应率计算值与实验值之比与1的偏离程度判断实验数据的置信度,进行实验数据取舍后再进行解谱。此外,分析了不同初始能谱对解谱结果的影响。结果表明:初始能谱与实际能谱偏差越大,共振区的截面数据对结果的影响越明显。为此,提出了一种判断初始能谱是否合适的方法。     

14MeV中子在φ600mm贫化铀球中造钚率测量

使用中子活化技术对２３８Ｕ（ｎ，γ）２３９Ｕ反应产物２３９Ｕ衰变后的２３９Ｎｐ子体的２７８ｋｅＶγ射线的绝对测量，获得了１４ＭｅＶ中子在６００ｍｍ贫化铀球中的造钚率。其实验测量值为２．４６±０．０９。２７８ｋｅＶγ射线用高纯锗探测器测量，探测器的有效计数效率用２４３Ａｍ源刻度。６００ｍｍ贫化铀球由７层贫化铀球壳组成，球心有一８０ｍｍ源腔，总重约２．１ｔ。     

用阈探测器活化法测量50MeV/u重离子实验靶区的中子注量率、能谱和中子产额

用阈探测器中子活化法测量了50MeV/u ~(12)C离子实验靶区的次级中子平均注量率、角分布、粗略能谱,并估算了重离子反应的中子产额。     

D-D中子源在聚乙烯球壳内反应率的绝对测量

利用D-D中子源/聚乙烯球壳模型,将裂变法和活化法结合,在聚乙烯球壳内水平方向的几个位置进行了反应率测量,获得了不同阈能的4种反应率的实验数据。裂变反应率结果的不确定度为2.5%~4.3%,活化反应率结果的不确定度约为6.3%。并利用MCNP程序进行了模拟计算,计算值均比测量值小,其中,²³⁸U的差别最大。     

14MeV中子穿透铁圆柱的活化反应率测量

用几种阈能活化探测器测量了14MeV中子穿过不同厚度铁圆柱体的绝对活化反应率径向分布。利用MCNP4A／5程序和FENDL-2、ENDF／B-Ⅵ数据库对实验进行了模拟计算,并将计算结果与实验进行了比较。实验不确定度为6.1-7.1％。     

贫化铀球装置内的~(238)U(n,2n)反应率实验研究

采用两套不同尺寸的贫化铀球装置开展了装置内部的238 U(n,2n)反应率实验研究,利用PD-300加速器D-T中子源辐照实验装置,源强变化采用伴随粒子法监测,238 U圆片放置在实验装置的45°孔道内,分布在距中子源不同距离处,辐照结束后,采用HPGe探测器测量238 U圆片活化γ射线。实验结果与蒙特卡罗程序模拟计算结果进行了比较和分析。结果表明,238 U(n,2n)反应率实验结果与模拟计算值较吻合,238 U(n,2n)反应率随球体半径r的增加,近似服从e-ar/r2分布规律。     

中国实验快堆核反应率分布测量试验研究

核反应率相对分布是中国实验快堆(CEFR)的重要参数,也是获取运行许可证的必要试验数据之一。利用专用试验组件,在CEFR首炉堆芯内特定的径向或轴向位置装入同种材料的探测箔片,经辐照后测量各箔片的感生放射性活度,计算其单核反应率,经归一化计算后得到CEFR堆芯的反应率相对分布曲线,此分布曲线与理论计算值比较,结果符合较好。     

贫化铀、贫化铀/氢化锂组合装置的泄漏中子能谱

建立了贫化铀和氢化锂球壳的聚变裂变混合能源堆的包层模拟装置.在PD300氘氚中子发生器直流运行模式下,用BC501A液体闪烁体探测器在0 °方向测量贫化铀和贫化铀/氢化锂球壳组合装置的DT中子轰击下的泄漏中子能谱(0.75-16 MeV),并用MCNP5程序和ENDF/B-VI数据库对装置进行模拟计算其泄漏中子能谱,两...     

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。     

D-T中子照射下含硼聚乙烯球泄漏γ能谱测量

为了更清楚地了解含硼聚乙烯的屏蔽性能,用反冲电子法测量了D T中子照射下的不同B4C含量的聚乙烯球的泄漏γ能谱,并用MCNP/4A程序和ENDF/BⅤ库数据进行模拟计算。实验测量值和计算值在误差范围内符合得较好。     

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。