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中子能谱对瞬发中子衰减测量的影响 总被引:1,自引:0,他引:1
为了考察泄漏中子能谱及中子飞行时间对瞬发中子衰减曲线测量结果的影响,运用MCNP-4C程序计算了一个聚乙烯反射金属钚系统的瞬发中子在系统内、外不同距离的衰减曲线.计算结果表明,由于泄漏中子的能量不同,其飞行时间不同,因此,测量的衰减曲线相对堆内的瞬发中子衰减曲线的衰减速度变慢,且随着飞行距离的增加,变慢的程度增大.如果不同能量的泄漏中子的飞行时间差与核系统瞬发中子衰减时间接近,则泄漏中子衰减曲线的衰减指数不能用来表征核系统的瞬发中子衰减常数. 相似文献
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介绍了中子感生瞬发γ法识别化学武器的原理,并利用MCNP-4C蒙特卡罗程序,对日本遗弃的各种炮弹在不同条件下感生瞬发γ谱进行了模拟计算和分析,为今后从事这方面的深入研究和处理日本遗弃化武提供必要资料和参考数据。 相似文献
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热中子与物质产生辐射俘获反应时,发出瞬发γ射线,用高分辨率锗半导体探测器测量瞬发γ能谱,进行能量和强度分析,从而达到识别元素及确定含量的目的,此即瞬发γ射线中子活化分析,简称PGNAA。由于~(252)Cf中子源和锗探测器的发展,PGNAA作为堆中子活化分析 相似文献
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中子感生瞬发γ射线能谱的蒙卡模拟 总被引:2,自引:0,他引:2
中子感生瞬发γ射线分析(PGNAA)中使用蒙卡技术模拟物料与中子反应后产生的瞬发光子在NaI(T1)探测器中的响应一直是一个难点。介绍了用于PGNAA的专用蒙卡程序NPTrans.NPTrans能够进行中子、光子级联输运并能够给出光子在NaI(T1)探测器中的响应。给出了蒙卡模拟能谱与实验数据的比较。NPTrans的开发经验为其他研究开发专用的蒙卡程序提供了一定的借鉴。 相似文献
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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。 相似文献
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本文计算并分析了在高空核爆条件下瞬发中子在大气中产生的电离源。计算结果表明,在离开地球表面高度Z=30km处,当t≈1ms时,电离源强度Ne≈10~(12)s~(-1)·cm~(-3)。峰值维持时间为0.4—4ms。并给出了对Z>30km以上各高度Ne随t的变化曲线。 相似文献
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基于MCNP程序建立了西安脉冲堆热中子源设计的蒙特卡罗深穿透耦合屏蔽计算方法;采用MCNP临界源模型计算了热柱方腔前表面的中子、伽马平面源的参数,并与实验值进行了对比,给出了平面源的修正系数;基于中子、伽马等效平面源,采用新型硼铝复合材料以及铅、铋等材料,优化设计了热中子束流滤束装置,给出了热中子束流滤束装置的升级改造方案,得到热中子通量密度较原设计方案提高3倍、中子伽马通量密度比值大于10的平行热中子束,且束流外侧区域的中子、伽马本底剂量率接近0.025 mSv/h的辐射防护标准。 相似文献
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瞬发伽玛中子活化分析(prompt gamma neutron activation analysis, PGNAA)在线分析仪广泛应用于水泥、煤炭等工业控制领域,由于工业现场产量的变化,导致皮带上物料的厚度不恒定,当物料厚度变化时,在线分析仪的测量结果会出现偏差。为消除在线分析仪测量不同厚度物料的测量偏差,通过理论分析和蒙特卡罗模拟(MCNP)研究中子自屏蔽和伽玛自衰减影响,并寻求修正模型。根据探测器接收特征伽玛射线的计算公式进行理论分析,利用蒙特卡罗软件建立PGNAA在线分析仪装置模型,分别模拟Al2O3、SiO2、CaO、Fe和水泥生料等物料随厚度变化的特征射线计数,以水泥在线分析仪为例,寻求修正模型。结果表明,特征伽玛射线强度不随物料厚度增加而线性增长,按照线性标定方法的在线分析仪测量误差增大,各元素平均相对误差大于10%;根据水泥生料各元素的特征射线计数与物料厚度之间的关系,建立适用于测量水泥生料的多项式厚度修正模型。与线性标定相比,修正后分析仪测量误差降低30%以上,可为煤质、烧结料、铝土矿等块状物料的PGNAA元素检测提供修正方法。 相似文献
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采用基于广义半马尔科夫过程(GSMP)建模的仿真方法模拟随机中子场的瞬态演化,利用相应程序MES模拟了252Cf源驱动噪声测量,通过对泄露中子时间谱的频谱分析给出了系统的瞬发中子衰减常数。模拟结果与实测结果比较表明:次缓发10分时,其误差为7%;次缓发100分时,其误差为3%;可为理论分析核装置安全性提供一种新的技术手段。 相似文献
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Suyalatu Zhang Yang-Bo Nie Jie Ren Fei Luo Xi-Chao Ruan Zhi-Qiang Chen Rui Han Temuerbagen Bao Si-Miao Ge 《核技术(英文版)》2017,28(2)
Integral experiments on tungsten slab samples were carried out on the D-T neutron source facility at China Institute of Atomic Energy.Leakage neutron spectra from the irradiated tungsten target were measured by the time-of-flight technique.Accuracy of the nuclear data for tungsten was examined by comparing the measured neutron spectra with the leakage neutron spectra simulated using the MCNP-4C code with evaluated nuclear data of the JEFF-3.2,FENDL-3.0 and TENDL-2014 libraries.The results show that the calculations with JEFF-3.2 agree well with the measurements in the whole energy range and all angles,whereas the spectra calculated with FENDL-3.0 and TENDL-2014 have some discrepancies with the experimental data. 相似文献
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Suyalatu Zhang Yang-Bo Nie Jie Ren Fei Luo Xi-Chao Ruan Zhi-Qiang Chen Rui Han Temuerbagen Bao Si-Miao Ge 《核技术(英文版)》2017,28(3)
Integral experiments on tungsten slab samples were carried out on the D-T neutron source facility at China Institute of Atomic Energy.Leakage neutron spectra from the irradiated tungsten target were measured by the time-of-flight technique.Accuracy of the nuclear data for tungsten was examined by comparing the measured neutron spectra with the leakage neutron spectra simulated using the MCNP-4C code with evaluated nuclear data of the JEFF-3.2,FENDL-3.0 and TENDL-2014 libraries.The results show that the calculations with JEFF-3.2 agree well with the measurements in the whole energy range and all angles,whereas the spectra calculated with FENDL-3.0 and TENDL-2014 have some discrepancies with the experimental data. 相似文献
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