贝叶斯理论在脉冲裂变中子能谱诊断中的应用

本文建立了以贝叶斯理论为基础的脉冲裂变中子能谱的数值迭代计算方法,解决了脉冲裂变中子能谱测量的技术难题。对脉冲裂变中子空间输运、物质衰减、探测器灵敏度等进行了分析,将脉冲裂变中子能谱在空间传输中的飞行展宽时间谱理解为出壳时间谱在不同测点的概率分布函数,脉冲中子在不同测点的信号强度分布是出壳时间谱和脉冲中子能谱飞行展宽时间谱的卷积信号,将物质衰减、探测器灵敏度响应等转换环节对中子能谱的影响因子进行了分别处理,消除了通道物质对中子能谱衰减和探测器非线性灵敏度等因素对脉冲裂变中子能谱解谱的影响。研究结果表明,对距辐射源5 m和10 m处的中子波形进行数值处理,均能获得理想的脉冲裂变中子能谱,当考虑传输系统响应函数对中子波形影响时,仍能获得较理想的中子能谱。     

D-D中子辐照单晶TiO2的损伤特性

利用兰州大学强流中子发生器出射的单能D-D中子对单晶TiO2(金红石相)进行辐照,分别测量了样品的正电子寿命谱及XRD谱。中子辐照会在样品内部产生大量的空位缺陷,由于晶格中Ti原子的位移阈能约为O原子的2倍,因此中子辐照在样品内部产生的空位缺陷以氧空位(VO)为主。结果表明,单晶内部捕获正电子的陷阱Ti空位(VTi)在中子辐照后电子密度增大,可能与Ti空位周围O空位的引入有关,O空位的出现减弱了Ti空位处的库仑排斥作用,使空位体积减少。后续测试的XRD也得到相同的结果,样品由于中子辐照而在c轴方向的晶面间距发生变化,并导致单晶TiO2的结晶度变差。     

低强度脉冲中子束的数字式n/γ分辨测量

针对低强度脉冲中子束测量,使用高速数字示波器作为数据采集设备,配合BC501A液体闪烁体探测器组建了数字式脉冲形状甄别(Digital Pulse Shape Discrimination,DPSD)测量系统,实现了中子的n/γ分辨测量。系统工作时采集并存储探测器输出的中子与γ射线的脉冲波形及其记录时刻,利用DPSD方法甄别中子实现了中子脉冲高度谱统计;系统具有连续记录和具备时间戳的采集窗记录两种工作方式以适应不同的脉冲中子束强度,并通过分析数据记录中脉冲波形的位置或时间戳,实现了中子事件的时间信息统计。使用该系统在Am-Be中子源上使用采集窗工作模式开展了实验,成功获得中子脉冲幅度谱、中子时间谱以及n/γ甄别谱。     

中子散射对裂变中子谱测量的影响

介绍了用飞行时间方法测量裂变中子谱时中子在裂变碎片探测器上和周围材料上散射的影响。对裂变碎片探测器和中子探测器之间空气层及测量室的墙壁上散射的影响,用飞行时间方法进行了测量,也用Monte Carlo方法进行了计算,并对用两种方法得到的结果进行了比较。结果表明,中子散射对裂变中子谱的影响是相当重要的,它能明显地改变裂变中子谱的形状。     

中子散射对裂变中子谱测量的影响(英文)

介绍了用飞行时间方法测量裂变中子谱时中子在裂变碎片探测器上和周围材料上散射的影响。对裂变碎片探测器和中子探测器之间空气层及测量室的墙壁上散射的影响,用飞行时间方法进行了测量,也用Monte Carlo方法进行了计算,并对用两种方法得到的结果进行了比较。结果表明,中子散射对裂变中子谱的影响是相当重要的,它能明显地改变裂变中子谱的形状。     

活化法测量CFBR-II堆中子注量和中子能谱

采用活化法研究了CFBR-II堆中子能谱、中子注量分布和辐照样品对中子场的扰动。建立了用于求解中子能谱的SAND-II解谱程序。对实验结果的分析表明,活化法得到的中子注量率与裂变室得到的结果是一致的,辐照样品对中子能谱有一定的软化。     

基于功率密度谱的压水堆核电厂中子噪声特性研究

分析了压水堆核电厂中子噪声功率密度谱的计算方法,利用该方法以核电厂堆内构件振动监测系统长期的监测数据为基础,计算了中子噪声的功率密度谱,分别分析了百万千万级核电厂、不同功率核电厂和不同燃料周期核电厂中子噪声功率密度谱特性。结果表明,通过分析压水堆核电厂的中子噪声功率密度谱特性,能有效的认识压水堆核电厂堆内构件的振动行为,为压水堆核电厂堆内构件状态分析提供了基础。      

中子注量空间分布规律的理论模拟

分别以高斯聚变中子谱和麦克斯韦裂变中子谱为源谱,采用Monte-Carlo方法,对中子从不同的源高度到达不同轨道高度及不同角度处的中子注量进行数值计算,通过对计算结果进行曲线拟合,获得中子注量的空间分布规律。同时引入方向散射因子的概念,并通过对方向散射因子变化规律的研究来获得中子的大气散射规律。     

反应堆中子注量率谱的谱参数法解

按照费米年龄理论,提出包含6个待定参数的数学表达式来描述反应堆堆内空间某点完整的中子注量率谱,并由此使用非线性规划可变容差法建立了新的解谱方法和相应解谱程序SNAIL。对于热中子反应堆内部的中子注量率谱,根据测量的反应率数据计算得到的整个能区中子注量率谱结果很满意,与NEUSPAC解谱程序解得的中子注量率谱符合得很好。对于中能中子场和快中子反应堆,在未使用可裂变材料探测器情况下,计算结果与文献公布的结果基本符合。     

活化法测量散裂靶中子能谱的实验验证

散裂靶中子的能谱对加速器驱动次临界系统的倍增因数和嬗变率等影响很大,计算表明散裂靶中子谱在MeV能区与裂变中子谱相近。本文利用活化法测量临界装置的泄漏中子谱和中子注量率,提出了用In、Al、Mg、Ti、Au、Zn、Ni、Rh、Fe和Co等活化箔测量散裂靶中子能谱和中子注量率的方案。结果表明,将活化箔在散裂靶中子场中辐照5h,中子注量最高达5×1014 cm-2量级,辐照后1h内取出活化箔,根据半衰期的长短安排测量顺序,可测量散裂靶的中子能谱和中子注量率。     

混合压片型241AmO2-Be中子源物理特性研究

Am-Be中子源是应用广泛的同位素中子源,国际上为其建立了ISO 8529-1推荐标准。为检验该标准的普适性和各种应用的需求,本文以德国PTB实验室ISO源和北京大学核物理与核技术国家重点实验室的国产同类源为例,对源中子从产生到出射的物理过程进行蒙特卡罗模拟和理论计算。综合评述了源的制作和结构差异等因素对源中子能谱、平均能量、1.5 MeV以下中子的份额、源强、源发射4.438 MeVγ射线与中子的强度比和出射中子的各向异性等源自身物理特性的细致影响。     

核临界安全中的源倍增法研究

文章对核临界安全研究中通常采用的现场测量技术———源倍增法进行研究。从有源扩散理论出发,导出了与keff不同的有源次临界中子有效增殖因子ks的表达式,并在次临界系统上进行了验证研究。验证实验研究证实了所导出的ks 的正确性。源倍增法测量的参数实际上是次临界系统在外源作用下的有源次临界中子有效增殖因子ks,而不是以往的中子有效增殖因子keff,这就解决了长期困扰人们的有关源倍增法测量的参数问题。文章讨论了ks 与keff间的差别和关系以及它们对核临界安全的影响。     

Influences of Neutron Source Spectrum and Thermal Neutron Scattering Law Data on the MCNPX Simulation of a Cyclotron-Based Neutron Field for Boron Neutron Capture Therapy

In our previous study, the simulation of a cyclotron-based neutron field for boron neutron capture therapy (BNCT) using a (p,n) spallation source with the MCNPX code was validated through measurements of the neutron energy spectrum behind the moderator assembly and the thermal neutron distribution in an acrylic phantom using reaction rates of ¹⁹⁸Au. These validations showed that the simulation generally well reproduced the measurements. However, some discrepancies between the measurements and the calculation remained for clinical trials. In this paper, we investigated the influences of neutron source spectrum and thermal neutron scattering law data in the simulation to resolve those discrepancies. We also compared measured and calculated neutron doses behind the moderator assembly with results obtained using a tissue equivalent proportional counter. We clarified that the neutron source spectrum calculated using the LA150 data led to the overestimation of high-energy neutrons in a phantom, but this overestimation did not significantly affect the neutron dose distribution in a phantom, because a dominant part of the absorbed dose is due to neutrons of energies below 1MeV. The study of the influence of neutron scattering law data in a phantom also indicated that the use of selected S(α,β) data led to an improvement in the simulation of thermal neutron behavior.     

ADS次临界实验装置--启明星1#

文章介绍加速器驱动次临界系统（ADS）中次临界实验装置——启明星1#的设计目的、要求、结构和可开展的工作。启明星1#是由快中子能谱区和热中子能谱区耦合组成的堆芯和由高压倍加器氘-氚反应中子源来驱动的次临界系统。快中子能谱区处在堆芯内部，该区提供快中子谱，还可放大外中子源，以驱动热区；热中子能谱区处在堆芯外部，主要用来能量放大，以维持装置的链式裂变反应。     

Tokamak fusion neutron spectrometer based on PXI bus

In order to realize on-line real-time measurement of dynamic and time-sharing neutron spectrum of HL-2A,a tokamak fusion neutron spectrometer based on PXI bus was developed.It consists of electronics system and eight thermal neutron detectors,namely SP9 3He proportional counter,embedded in eight polyethylene spheres in different diameters.Response function of the eight polyethylene spheres was the key to calculate the neutron spectrum accurately.In this paper,response function of the eight polyethylene spheres is simulated by adopting Geant4 code,and neutron counts from an 241Am-Be neutron source are measured by the eight detectors.The calculated spectrum of the Am-Be neutron is accurate in 0-2 MeV region,and is similar to the theoretical spectrum.The tokamak fusion neutron spectrometer was used in HL-2A device to monitor the dynamic neutron spectrum of HL-2A on-line and real-time.     

Modal influence of the detector location for the noise calculation of the ADS

The purpose of this paper is to investigate the space dependence of neutron noise in a source-driven subcritical system. The noise produced by the fluctuations of the source are measured from the cross spectrum between the source and a detector located inside the system using the methodology of Muñoz-Cobo et al. (Muñoz-Cobo, J.L., Rugama, Y., Valentine, T., Mihalczo, J., Perez, R., 2002. Annals of Nuclear Energy in press). The prompt neutron decay constant obtained from the source-detector cross spectrum is dependent on the detector location because of the influence of higher modes of the neutron flux. One group diffusion theory is used to determine the eigenvalues and eigenfunctions of the fundamental and higher modes. This analytical approximation will be used to explain the detector location effect through quantitative evaluation of a specific model. The analytical system subcriticality will be obtained from the eigenvalue equation in the static case at two different subcritical situations.     

Fission products and secondary gamma-ray spectra in a plutonium-fueled fast reactor

The fission products' gamma-ray and gamma-ray energy source spectra for a gas-cooled fast breeder reactor (GCFR) are calculated for different times after shutdown by modifying the RIBD computer code. The secondary gamma-ray energy source spectrum in the core of a GCFR, from fission, inelastic scattering, and capture reactions, is calculated using a typical GCFR neutron spectrum. The computer code LAPHANO is used to generate the multigroup (n, xγ) neutron-coupled gamma-ray transfer matrix. The weak dependence of capture and inelastic gamma ray source spectrum on the neutron flux spectrum has been noted. The fission products and secondary gamma-ray source spectra obtained can be used to calculate heat generation and refueling shielding requirements, etc.     

241Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置及辐照器设计

²⁴¹Am-Be中子源被广泛用于实验研究,为保护实验人员免受中子及γ射线照射,需要设计适当的屏蔽。利用蒙特卡罗方法计算中子透射不同材料后的能谱分布与剂量,优选各层屏蔽材料种类与厚度,设计一套²⁴¹Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置。装置由内而外采用钨+聚乙烯+含硼聚乙烯+不锈钢进行防护,外表面周围剂量当量率H^*(10)低于10μSv/h,满足辐射防护要求。同时对装置内部热中子、超热中子和快中子注量分布进行研究,确定装置快中子和热中子输出通道最佳位置。在辐照装置同时开放快中子和热中子通道进行实验测试时,需要设置距离大于130 cm的控制区,以保障操作人员安全。