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%。     

基于150 MeV电子束的光中子特性模拟分析

高能中子源是研究高能太空宇宙射线中子对人体和电子仪器辐射损伤的必备装置,基于高能电子加速器的光中子源是目前能够提供较高能量白光中子的方式之一。本工作以清华大学先进加速器实验室的激光电子加速器束流参数为基础,借助Geant4对产生的光中子的能量特性、产额特性、角分布特性、时间特性进行了分析。模拟结果表明,Φ2 cm×2 cm的圆柱体Ta靶时,150 MeV电子束流可产生最高能量约为110 MeV、中子产额约为1.2×10~5n/10~7e-、出射时间在0~100 ns之间呈负指数分布的几乎各向同性的光中子。根据拟合的中子能量-出射时间离散指数函数,估算得到对产生的1~100MeV中子,在飞行距离为5m时中子飞行时间的时间分辨率好于2.23%。本工作为该加速器的光中子产生和实验测量工作提供了参考依据。     

嫦娥五号月壤中子活化分析研究

我国嫦娥五号从月球风暴洋东北部、人类此前从未去过的月球中纬度地区(51.916°W,43.058°N)采集回了新的月壤样品,弥补了40多年前美国和苏联采样区域有限的不足,拓展了月壤样品的代表性,具有重要的科研价值.中子活化分析具有高灵敏、多元素、非破坏等优点,基于中国原子能科学研究院49-2泳池堆和微型中子源反应堆,利...     

中子监测器定度中散射本底的研究

测定了几都典型中子监测器在用~(124)Sb-Be、~(241)Am-Be 及14MeV 中子源定度时的散射本底响应,比较了常用的几种确定散射本底的方法,并给出了拟合公式。     

利用中子共振谱实现动态系统内部的温度测量

利用中子共振谱技术可以克服光学和热电偶测温技术的限制,得到封闭系统内部的温度分布.很多金属元素都具有典型的中子共振吸收曲线,且其共振曲线随着中子-靶核的运动能量增加而展宽,而系统能量与温度成比例关系.中子共振谱测温系统通常由中子源、中子能谱探测与分析系统以及屏蔽系统等构成.由于中子对大多数材料具有很强的穿透性,中子共振谱测温技术可以在炸药爆轰、冲击波研究等动态系统的研究领域中发挥重要作用.     

用散射中子测量管道油垢厚度的实验与模拟

由~(241)Am-Be中子源、锂玻璃探测器和微机多道谱仪等组成的实验装置,测量了不同石蜡(模拟油垢)厚度的散射中子计数.同时用蒙特卡罗模拟,分别对~(241)Am-Be中子源、~(252)Cf中子源和14MeV中子源,计算得到了相似几何条件下,对应于不同石蜡(模拟油垢)厚度的散射中子计数.在模拟计算中,考虑了锂玻璃探测器的探测效率.对实验和模拟计算的结果进行了比较和讨论.     

D-T脉冲中子发生器随钻中子孔隙度测井的蒙特卡罗模拟

利用蒙特卡罗方法模拟研究了D-T脉冲中子发生器和241Am-Be中子源产生的中子与地层的作用过程,以探讨D-T脉冲中子发生器在随钻中子孔隙度测井中的应用价值。模拟结果显示,使用这两种中子源,热中子计数均随源距增加而呈指数下降;孔隙度较小时,两者的计数差异较小,当地层孔隙度达到40%时,D-T脉冲中子发生器产生的热中子和超热中子计数均比²⁴¹Am-Be中子源高很多,其分布范围也更宽,近探测器的源距选择20～30 cm,远探测器的源距选择约60～70 cm;D-T脉冲中子发生器用于中子孔隙度测井时对地层孔隙度的灵敏度降低,而相同源距条件下探测深度几乎不变。以上结果提示,利用D-T脉冲中子发生器可以进行补偿中子孔隙度测井,在增加源距的同时既可以保证计数统计性,又可以提高灵敏度和探测深度,在随钻测井仪器设计中可以取代²⁴¹Am-Be中子源。     

特殊中子束流装置特性研究

利用金箔活化法测量了特殊束流装置中心轴线上不同位置处的热中子通量密度比、金镉比、锰镉比以及出口处γ/n的剂量比.束流装置出口处的热中子通量密度约为入口处的1/1 019,出口处γ/n的剂量当量比约为21%.将束流装置出口与入口处热中子通量密度的实验结果与用MCNP/4B程序计算结果进行了比较,两者相差约为5%.     

光中子源的优化设计

文章研究了基于9MeV电子加速器的光中子源的优化设计问题,提出了使X射线最有效地转换为中子的光中子转换靶的最优形状。利用蒙卡程序MCNP5设计了体积为20L的重水光中子转换靶,当加速器的平均电流为100μA时,中子产额可达2.3×10^11n／s。通过增加特定形状的石墨反射层使更多的中子向前发射,正前方10m处中子注量率可达8.55×10^4n／（cm^2·s）。文中还计算了出射中子的能谱、空间分布和时间特性。     

基于白光中子源的核石墨硼当量测量

核材料中热中子吸收截面高的杂质会引起堆芯反应性的变化,一般用硼当量表示这些杂质对热中子的吸收,硼当量是衡量核材料纯度的重要指标之一。热中子宏观吸收截面法是硼当量测量的方法之一,测量时采用同位素中子源则精度低,而白光中子源产生的中子强度高、方向性好,且可慢化为热谱,能有效提高硼当量测量精度。本文基于15 MeV电子加速器驱动的白光中子源开展核石墨硼当量测量的研究,利用蒙特卡罗模拟并优化实验方案,对实验数据进行检验与修正,建立核石墨硼当量测量定量分析方法。该方法能快速、准确检测核材料的硼当量,对反应堆的物理设计、安全性评估等具有重要意义。     

Boron Equivalent Measurement of Nuclear Graphite with Photoneutron Source

Impurities in nuclear materials with high thermal neutron absorption cross section will change the reactivity. The absorption of thermal neutrons by these impurities is represented by boron equivalent, which is one of the important factors to measure the purity of nuclear materials. Boron equivalent can be determined directly via the measurement of macroscopic thermal neutron absorption cross section based on an isotopic neutron source, but with lower accuracy. The photoneutron source, which can generate neutrons with higher intensity, better direction and lower energy, can effectively improve the accuracy of boron equivalence measurement. Therefore, the boron equivalent measurement of nuclear graphite was carried out with the photoneutron source driven by 15 MeV electron LINAC. Monte Carlo simulation method was used to optimize the experimental scheme, and the experimental data were tested and modified. Finally, the quantitative analysis method was established for the measurement of graphite boron equivalent. This method can quickly and accurately measure the boron equivalent of nuclear materials, which is of great significance for the physical design and safety assessment of the reactor.     

提高MCNP脉冲高度谱模拟精度的方法的初步探讨

针对MCNP在某些情况下模拟脉冲高度谱时遇到精度不能满足要求的问题,初步讨论了响应函数和分段模拟这两种可能的解决方法的原理和基本实现过程。并结合工作讲述了一例应用分段模拟法生成脉冲高度谱的算例。     

小角度入射法测油垢厚度的实验与模拟分析

用铁板模拟管壁,进行实际油垢的小角度散射测厚实验,并用MCNP程序在与实际实验相同的几何条件下进行模拟运算,来观察在不同的小角度散射情况下,散射计数与油垢厚度之间的关系。结果表明:实验与模拟结果符合良好,特别是在45°入射情况下,实验和模拟结果中的R2基本上大于0.99,表明45°入射角对于垢厚和散射光子数之间的线性关系是个较好的选择。小角度法测垢是可行的。     

MCNP5模拟γ能谱与吸收介质的相关性

为了研究γ能谱与吸收介质的原子序数、密度及其厚度之间的关系,基于蒙特卡罗方法,应用MCNP5程序模拟40K发出的能量为1.46 MeV的γ射线穿过12C、27Al、32S、66Fe、65Zn等吸收介质板后γ能谱的变化,归纳总结了γ能谱与吸收介质参数的相关性.模拟实验结果显示,吸收介质的原子序数对γ能谱低能部分影响较大,...     

滤光片对透射式微型X光管谱线影响的MC数值模拟分析

现场X射线荧光分析(EDXRF)中,使用滤光片可以有效的降低或消除由原级谱在样品中散射背景,特征谱对待测元素的干扰。论文采用MCNP5程序模拟了加不同厚度Al、Cu、Ag、Kapton滤光片前后的原级谱分布。依据模拟结果,原级X射线谱的谱分布与滤光片的材质和厚度有关。能量低于5ke V的射线对分析是无用的。在能量5~10 ke V的能量谱段,选择Al滤光片较为合适;在能量10~25ke V谱段范围,Ag滤光片相对于另外三种滤光片较为合适。从而为现场X荧光分析仪的研制提供技术支撑。     

HPGe测量气体裂变产物中微量~(123)Xe的理论模拟

利用MCNP模拟计算了大量气体裂变产物中微量123Xe的HPGeγ能谱,分析了气体裂变产物对123Xe测量的影响,结果表明:直接测量气体样品中的123Xe是不可能的,但可以通过测量其子体123I来推算123Xe,推荐的测量方法是:对原始气体样品不做Kr/Xe分离,衰变6.59 h后,将气体去除,再衰变2 h后,采用HPGe测量123I。     

Monte Carlo Simulation of Dose Calculation Parameter of Radioactive 125I Brachytherapy Source

The end of silver rod of the domestic ¹²⁵I brachytherapy source is right angle type, which is slightly different from the typical model of 6711 ¹²⁵I brachytherapy source. And it can have influence on the dose calculation parameters. Based on the structure of domestic ¹²⁵I brachytherapy source, dose calculation parameters which are recommended by AAPM TG43-U1 were calculated by Monte Carlo method. The influence of the end of silver rod on the dose calculation parameters was studied. The simulation result of dose rate constant is 0.955 cGy·h-1·U-1 when the air kerma strength was calculated by the point detector, and the difference with the result of the TG43-U1 is within 1.03%. The radial dose function g(r) in the range of 0.05-10 cm at the transverse axis was calculated precisely. Then empiric equation was acquired by curve fitting. 2D anisotropy function F(r,θ) was calculated in 0°-90° and 0.25-7 cm. The source of the right angle structure of the end of the silver rod would cause a hump area of 2D anisotropy function when r equals 0.25 cm.