基于FPGA的高性能坎贝尔积分算法研究

为满足国际热核聚变实验堆的宽量程中子通量测量需求,设计了基于FPGA和交流耦合平方积分的高性能数字化坎贝尔积分算法,拥有更强γ抑制能力的同时将中子甄别系统的测量范围从10~5 s~(-1)提高到10~8 s~(-1)。结合~(235)U裂变室及坎贝尔测量原理研究了数字化坎贝尔积分算法,通过仿中子脉冲实验分析了脉冲甄别计数算法和坎贝尔积分算法重叠区域的工作性能,并得出坎贝尔积分算法在不同噪声下的适用条件,从而保证测量相对误差小于5%。使用基于该算法的测量系统在HL-2A进行了现场实验,对照脉冲甄别计数算法的测量结果进行标定,二者一致性非常好,在测量重叠范围内线性系数达0.97。     

兰州大学的中子发生器研制及应用展望

1988年兰州大学成功研制了3×10¹² s^-1的ZF-300强流中子发生器,主要用于核数据测量、材料辐照损伤等研究。为进一步开展活化法中子核数据测量、裂变物理等研究,兰州大学启动了基于倍压加速器的ZF-400强流中子发生器研制工程,该中子发生器的设计指标为D束流能量400 keV、D束流强度大于30 mA、D-D中子产额大于5×10¹⁰ s^-1,D-T中子产额大于5×10¹² s^-1。在裂变物理研究方面,已成功发展了描述裂变核断点裂变势的势驱动模型（potential-driving model）,并开展了中子诱发典型锕系核素裂变发射中子前裂变产物的质量分布计算研究;将potential-driving model植入Geant4程序,发展了用于裂变发射中子后裂变产物质量分布、动能分布、裂变中子能谱等模拟的蒙特卡罗方法,并开展了可靠性评估研究;研制了一套用于裂变产物实验测量的双屏栅电离室（TFGIC）,并完成了初步实验测试。在中子应用技术方面,为满足小型化中子应用技术系统的研发需求,兰州大学成功研制了长度984 mm、直径234 mm的紧凑型中子发生器,通过在引出加速电极和靶之间加电阻的方式产生偏置电场,实现对靶上二次电子的抑制。在自注入靶条件和150 keV氘束流能量下,D-D中子产额可大于5×10⁸ s^-1,该中子发生器已具备产生D-T中子产额大于10¹⁰ s^-1量级的潜力。完成了基于紧凑型D-T中子发生器的快中子准直屏蔽体的设计,并研发了基于微通道板的快中子成像探测器,初步D-T快中成像测试显示,图像空间分辨率约为500 μm。开展了基于紧凑型D-D中子发生器的核燃料棒²³⁵U富集度及均匀性检测系统研发,仿真研究表明,在D-D中子产额5×10⁸ s^-1条件下,对核燃料棒中10%范围内的²³⁵U富集度相对变化的检测置信度可达到99%。     

兰州大学的中子发生器研制及应用展望

1988年兰州大学成功研制了3×10¹² s^-1的ZF-300强流中子发生器,主要用于核数据测量、材料辐照损伤等研究。为进一步开展活化法中子核数据测量、裂变物理等研究,兰州大学启动了基于倍压加速器的ZF-400强流中子发生器研制工程,该中子发生器的设计指标为D束流能量400 keV、D束流强度大于30 mA、D-D中子产额大于5×10¹⁰ s^-1,D-T中子产额大于5×10¹² s^-1。在裂变物理研究方面,已成功发展了描述裂变核断点裂变势的势驱动模型(potential-driving model),并开展了中子诱发典型锕系核素裂变发射中子前裂变产物的质量分布计算研究;将potential-driving model植入Geant4程序,发展了用于裂变发射中子后裂变产物质量分布、动能分布、裂变中子能谱等模拟的蒙特卡罗方法,并开展了可靠性评估研究;研制了一套用于裂变产物实验测量的双屏栅电离室(TFGIC),并完成了初步实验测试。在中子应用技术方面,为满足小型...     

252Cf随机脉冲源方法测量球形钚系统瞬发中子衰减常数

²⁵²Cf随机脉冲源方法由早期的重复脉冲源方法演变而来,是测量核系统瞬发中子衰减常数α的有效方法。采用该方法测量了钚球装配31 mm、29 mm厚钢反射层核系统的α,在有效信号和噪声的比例为1∶1的情况下,得到的瞬发中子衰减谱信噪比为7∶1,最小二乘拟合结果依次为2.25 μs^-1和3.00 μs^-1,拟合误差为±0.02 μs^-1。与Rossiα方法的测量结果进行了比较,两种测量方法的结果差异小于1.3%。     

SiC探测器的中子和γ性能测试

第三代SiC半导体探测器具有体积小、响应时间快、中子/伽马(n/γ)甄别容易等优点,广泛应用于反应堆堆芯剂量监测。本文针对自研的第三代Si C半导体探测器,采用电子束蒸发真空镀膜的技术将中子转换层材料6LiF(6Li丰度为95%)喷镀到SiC基底上,厚度为25μm,实现了中子转换层厚度优化。利用241Am α放射源(活度9.37×10³ Bq)开展α粒子响应信号幅度的测量,并在¹³⁷Cs γ放射源(活度6.23×10⁷ Bq)环境下开展γ射线的响应测试。另外,在标准辐射场系统中进行了SiC探测器的中子注量率响应线性度测量、γ剂量率响应线性度测量以及中子注量率响应线性标定。结果表明：该探测器在1×10³～1×10⁶ cm^-2·s^-1中子注量率范围内线性响应拟合R²=0.996 9,具有良好的线性响应,n/γ剂量响应范围为0.005～20 Gy·h^-1,可用于核电现场反应堆中子和γ剂量的实时、精...     

利用测热技术测量核反应堆中子通量密度

一种新型中子探测器被研究,其原理是利用带电离子在矿物中沉积的能量退火时会以热量的方式释放出来,通过测量释放的热量而确定中子通量密度。对新型中子探测器进行刻度,在反应堆内某位置测量的热中子通量密度为5.108×10¹¹ cm^-2•s^-1,与标定的热中子通量密度(5.000×10¹¹ cm^-2•s^-1)在2%内符合,说明该探测器可测量中子通量密度。本文方法制作的探测器体积小,可制作成不同形状,便于反应堆不同环境下的中子通量密度测量。选取相应中子能量反应截面较大的元素,该探测器还可测量不同中子能量的通量密度。     

用于n/γ混合场测量的涂硼电离室研制

研制了一种能同时测量混合场中γ和中子注量率的涂硼电离室,并实验测试了其性能。涂硼电离室由两个大小和结构一致的腔室组成：1个仅对γ灵敏,另1个对γ与中子均灵敏。用强度为2.7×10⁷ s^-1 的Am-Be源测得电离室的中子灵敏度达9.2×10^-16 A/(cm^-2•s^-1),在剂量率为5.24 μGy/h的¹³⁷Cs γ场中,电离室的γ灵敏度达7.36×10^-16 A/(MeV•cm^-2•s^-1)。涂硼电离室I-V曲线坪长为600 V,坪斜小于4%/100 V,在工作电压为-400 V时,其γ补偿修正系数<5%,可用于核设施周围的混合场监测。     

氟盐冷却高温堆主冷却剂系统16N源项分析

基于SCALE6.1程序包中的三维蒙特卡罗输运程序KENO-Ⅵ对氟盐冷却高温堆（FHR）堆芯中子能谱进行计算,利用Mathematica程序建立了¹⁶N源项在主冷却剂系统内的流动模型,对FHR的主冷却剂系统¹⁶N源项进行定量分析,对不同流速情况下主冷却剂系统不同区域¹⁶N源强分布进行研究。结果表明：当冷却剂体积流量大于4.15×10² cm³•s^-1、小于4.15×10⁶ cm³•s^-1时,流动效应对主冷却剂系统内¹⁶N源项浓度分布影响显著,在FHR的设计基准流量（4.15×10⁴ cm³•s^-1）情况下,堆芯中¹⁶N源项占总¹⁶N源项的76.98%,上腔室为18.89%,其余区域放射性活度占¹⁶N总量的4.13%。所建立分析方法及结论可为FHR的工程设计、辐射防护设计及源项的精确分析等提供参考。     

14 MeV快中子照相准直屏蔽系统的设计与优化

基于强流氘氚中子源科学装置HINEG设计了一套快中子照相准直屏蔽系统。采用中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC和ENDF/B-Ⅶ.0数据库计算了准直中子束的中子能谱及注量率、γ射线能谱及注量率、直射中子注量率与γ射线注量率比值（φ_d/φ_γ）、直射与散射中子注量率比值（φ_d/φ_s）、准直束中子注量率的不均匀度等特性参数,并采用MCNP5程序进行了对比验证。研究了准直屏蔽系统的内衬材料、尺寸等对特性参数的影响规律,并通过优化获取了最优设计方案。计算结果显示,在同等计算条件下,SuperMC计算结果与MCNP计算结果相对偏差小于1%,准直屏蔽系统的φ_d/φ_γ为50.1,φ_d/φ_s为5.7,在Φ30 cm视野范围内的中子注量率为4.80×10⁷ cm^-2•s^-1,其中直射中子注量率为4.09×10⁷ cm^-2•s^-1,中子注量率不均匀度为5.8%,满足快中子照相对准直束特性参数的要求。     

基于活化法及MCNP程序的临界装置功率刻度

介绍了临界装置功率刻度的方法,在不同功率台阶下利用活化法测量临界装置的中子注量率分布及归一点的绝对中子注量率,并利用经修改编译的MCNP程序对临界装置的中子注量率分布进行校核计算。基于中子注量率测量及计算结果通过裂变率法计算不同功率台阶下临界装置的功率,同时外推到堆芯最大热中子注量率为1×10⁸cm^-2•s^-1时的功率,实现了临界装置的功率刻度。     

大面积GEM中子探测器高计数率读出电子学系统研制

研制并测试了GEM中子探测器的512通道高计数读出电子学系统,以满足中国散裂中子源高效率、高分辨、高通量二维位置灵敏中子探测器的需求。系统以Kintex-7 FPGA作为系统控制和数据分析的核心,使用8块AS20Board前端芯片对灵敏面积为200 mm×200 mm的探测器的两个维度的信号进行读出,读出通道为256×256。读出数据经FPGA分析后通过千兆以太网传输至计算机显示。计算机可通过千兆以太网发送配置指令对前端采样电路和FPGA算法进行配置。系统与探测器组装后在中子束流实验中测得系统最高瞬时计数率为（1.2±0.1）×106 s^-1,系统运行稳定,受噪声干扰小。     

堆内超临界水回路辐照装置物理参数模拟研究

堆内超临界水回路对我国超临界水堆燃料和结构材料的辐照腐蚀实验具有重要意义,辐照装置位于反应堆堆芯栅格,是超临界水回路的核心部件。采用MCNP程序模拟研究辐照装置的关键物理参数,并考虑超临界水热物特性对物理参数的反馈效应。计算得到辐照装置热中子注量率为4.72×10¹³ cm^-2•s^-1,快中子注量率为1.55×10¹⁴ cm^-2•s^-1,辐照产热率为14.7 kW,反应性引入为0.045%。     

基于Si-PIN探测器的电流型计数式α粒子测量

为解决基于Si-PIN探测器的传统计数型粒子测量系统在测量低强度脉冲辐射场时存在的计数率低和不能直接测量粒子时间信息的问题,提出了电流型计数测量方法。其原理是对电流型Si-PIN探测器在粒子入射时输出的脉冲信号进行线性放大和高速数字化,并使用数字信号处理算法进行数据分析以获得粒子测量信息。利用电流型Si-PIN探测器、电流型前置放大器和高带宽数字示波器组建了电流型计数测量系统,并在241 Am-244 Cm和239 Pu源上开展了α粒子测量实验。实现了脉冲幅度谱和粒子入射时间的联合测量,同时利用FIR及IIR型数字滤波器改善了能谱测量的能量分辨率。系统的最大计数率达2×106 s-1,适用于低强度脉冲辐射场测量。     

医院中子照射器中子束流出口处热中子注量率的测量

医院中子照射器是基于微型反应堆而设计的专门用于硼中子俘获治疗（BNCT）的核反应堆装置,其额定功率为30 kW。在堆芯相对两侧分别设有一条热中子束流和超热中子束流用于病人照射,在热中子束流内引出一条实验用热中子束流,用于瞬发γ法测量病人血硼浓度。本工作利用²³⁵U裂变靶和白云母探测片测量了热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子绝对注量率。结果显示,在30 kW额定功率运行时,热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子注量率分别为1.67×10⁹、2.44×10⁷和3.03×10⁶ cm^-2•s^-1。以上结果达到了BNCT设计要求,并能满足瞬发γ测量血硼浓度的要求。     

利用HFETR制备有载体177Lu

¹⁷⁷Lu是一种优良的诊疗一体化医用放射性核素,其标记的放射性药物被广泛用于多种癌症的诊断和治疗。其中,有载体¹⁷⁷Lu的制备具有放射化学处理简单、¹⁷⁷Lu产量高等优点。为此,在高通量工程试验堆(HFETR)中利用热中子辐照¹⁷⁶Lu,开展有载体¹⁷⁷Lu的制备研究。本研究分别辐照天然Lu和富集¹⁷⁶Lu进行热实验验证,结果表明：天然Lu在2×10¹⁴ n·cm^-2·s^-1热中子通量下辐照13 d,生成¹⁷⁷Lu比活度约为0.87 Ci/mg,^177mLu杂质含量为0.009%;富集(86.5%)¹⁷⁶Lu在热中子注量率为1×10¹⁴ n·cm^-2·s^-1条件下辐照28 d,生成¹⁷⁷Lu比活度约为24.9 Ci/mg,^177m...