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%。     

MC法优化设计~(252)Cf中子源辐射屏蔽装置

利用MCNP5程序构建了屏蔽装置模型,并模拟了聚乙烯、含质量分数10%硼的石蜡、重水、石墨和铅等材料的中子慢化和屏蔽效果,以及铁对γ射线的屏蔽效果。当中子慢化剂聚乙烯的厚度达5 cm时,透过慢化层发射出的中子注量率达到最大值为5.40×10-4m~(-2)s~(-1)。中子屏蔽层含硼石蜡厚度为33 cm并且γ屏蔽层铁厚度为4 cm时,由中子和γ射线产生的年有效剂量之和满足国家标准相关限值要求。     

固体径迹法测量水泥反射体中~(252)Cf中子源反射中子

叙述了水泥反射体中~(252)Cf中子源反射中子测量实验原理。测量了无反射体、有反射体、本底三种状态下中子引发~(235)U产生的裂变率。并根据裂变率得到实验模型下水泥反射体对中子的反射系数。比较了不同中子源相同实验模型水泥反射体对中子的反射系数,对反射系数随角度变化趋势进行了分析。同时,对固体径迹探测技术进行了研究,探索了最佳蚀刻条件,得到火花放电计数随信号膜质量厚度及蚀刻厚度变化趋势。标定了固体径迹火花自动计数器效率,发展了固体径迹探测技术。     

高灵敏度环境中子剂量当量仪的优化设计与实验验证

本工作采用MCNP程序对探测器探头的主要参数进行了模拟计算和优化选择。提出了高灵敏度环境中子剂量当量仪的设计方案。最后通过实验验证，试验结果与计算结果基本吻合。     

~(252)Cf中子源辐照钚部件安全性评估

在分析~(252)Cf中子源辐照钚部件产热机理基础上,应用MC法计算了钚部件裂变热功率以及~(252)Cf源γ射线能量沉积热功率;建立理论模型,计算了钚部件冷却过程中衰变热。相比自发衰变热功率,典型中子源强照射下钚部件的热效应并不严重。利用缓发γ能谱近似模型,计算了拟人体外照射剂量。与国际放射防护委员会(ICRP)建议值相比,典型中子源强照射下操作人员接受的辐射剂量在安全范围内。     

同位素中子源参考辐射能谱测量及模拟中子谱分析

不同成分中子参考辐射场是对中子防护材料性能测试的基本条件。为获得较理想的测试中子防护材料的中子参考辐射场,构建基于³He正比计数管的多球中子能谱测量系统,对基于²⁴¹Am-Be和²⁵²Cf中子源的中子辐射场慢化情况进行MCNP模拟和能谱实验测量。为准确判断实验室校准参考位置的中子散射情况,基于多球中子能谱测量系统,开展了中子散射成分测量。采用ICRP推荐的注量-剂量转换系数对能谱进行了剂量率转化,与使用长计数器的测量结果进行比较,发现在校准参考位置的剂量率相对偏差≤20%。开展了聚乙烯慢化同位素中子源获得特定能谱的实验研究,进行了慢化谱的模拟计算和实验测量,两者结果符合较好。该工作为后续的中子计量测试和中子防护材料测试提供了可用的中子参考辐射场。     

一种新型中子剂量当量仪的能量响应性能分析

介绍了对一种新型中子剂量当量仪的能量响应性能的分析.用MCNP程序分别计算了它的各探测单元的中子注量能量响应,并按照中子剂量当量指示值的算法计算了它的中子周围剂量当量能量响应性能,从计算结果看,在热中子～15 MeV的能量范围内它的能量响应变化范围大约在0.55～1.95之间.计算了它在Am - Be源和Cf - 25...     

加速器周围散射中子的测定

散射中子比值可通过计算和实测得到。但因计算误差较大,所以用散射锥体挡住直射中子,再测量中子场周围的散射中子的方法是比较好的。 14MeV中子的减弱过程可表示为φ=φ_0exp(-ΣRd)。式中φ_0和φ分别为原有的和经减弱后的中子通量,cm~(-2)·s~(-1);ΣR为屏蔽物的总吸收截面,cm~(-1);d为屏蔽物     

压水堆工作场所模拟中子参考辐射场的建立

利用串列加速器T(d,n)⁴He反应产生的14.8 MeV中子,以及适当的中子慢化散射装置建立了目前国内唯一的压水堆典型工作场所模拟中子参考辐射场。对不同中子慢化散射材料组合下的中子能谱及中子周围剂量当量进行了测量,并校准了2台典型结构的中子周围剂量当量率仪。将模拟中子参考辐射场下的校准因子和放射性核素中子源参考辐射场下的校准因子进行比较,发现放射性核素中子源参考辐射场下的校准因子明显偏高,且仪表类型不同,偏高的程度也有所区别,这主要是由于不同类型仪表的能量响应不同。相比之下,模拟中子参考辐射场更适合用于反应堆工作场所的中子剂量仪表的校准。     

中子剂量仪表校准的本底扣除方法研究

用241Am-Be中子源参考辐射场校准了一台中子周围剂量当量（率）仪,采用影锥法、半经验法、多项式拟合法和简化拟合法等方法扣除散射中子本底的结果,并对结果进行了比较研究,说明了各自的优缺点和适用范围。结果表明,这四种方法的结果在不确定度范围内一致。     

中国先进研究堆中子散射工程中子导管模拟研究

为使依托中国先进研究堆（CARR）进行的冷中子散射实验拥有更高质量的中子束流,本工作对中子散射工程中的中子导管系统各参数进行分析研究,并首次在国内应用等效中子导管理论,结合解析计算确定出优化的导管方案。同时,应用VITESS程序对各导管方案得到的中子束流进行了模拟,在综合考虑导管系统几何布局及中子束流的发散度影响后,探讨出若干符合实际的设计方案。尔后,利用导管位置计算程序NGPS,计算出各导管方案中每个导管单元的位置坐标。最终,根据各项指标对模拟的各导管方案进行对比,优选出CNGA、CNGB、CNGD3套中子导管系统的最佳参数,为即将进行的中子导管系统的设计和安装提供理论参考。     

散裂中子源靶站和中子散射谱仪的概念设计

本文介绍了可应用于多学科应用的散裂中子源(CSNS)靶站和中子散射谱仪概念设计的进展。CSNS靶站将由重水冷却多片钨靶,铍/铁反射体和铁/重混凝土生物屏蔽体组成。采用三个WING型慢化器:水(室温),液体甲烷(100K)和液体氢(20K),设有18个水平中子孔道。MonteCarlo模拟显示优化的靶截面高宽比为1:2.5左右。额定的100kW核功率的质子束轰击后,慢化器处钨靶溢出的脉冲中子通量约为2.4×1016cm?2·s?1。有限元方法计算表明,钨靶体内的总发热量是47kJ/s。即使使用截面较小的钨靶,在通常的水冷速率下,靶体温度也仅略高于90°C。靶体的热应力形变最大不超过0.2mm。根据经济实用原则选择建造粉末衍射仪、小角散射仪、反射仪及直接几何非弹性散射仪等四类有代表性的中子散射谱仪,就能覆盖>80%的中子散射研究领域。     

50μg ~(252)Cf中子源的处理

文章研究了处理50μg~(252)Cf中子源的工艺条件。其中包括,不锈钢外壳和Pd-Cf_2O_3陶瓷体的化学溶解;蒸馏除Cl~-;50%TBP单级萃取Cf和Cm;螯合树脂EDTA(D 401)吸附Pd和1-甲基庚基苯膦酸(P 5706)萃取色层分离Cf和Cm。根据研究的工艺条件,给出了处理~(252)Cf中子源的工艺流程,可在一个热室中完成。Cf的回收率大于90%;Cf和Fe,Pd能达到满意的分离。     

利用示踪252Cf中子源的材料鉴别技术

本文叙述了利用²⁵²Cf裂变中子源结合飞行时间技术对包裹进行无损检测的可行性研究,通过联合测量中子和伽玛射线的吸收谱确定样品的平均原子序数,完成被测材料的鉴定。实验采用自发裂变的²⁵²Cf中子源作为白中子源和伽马射线源,用塑料闪烁探测器探测中子和伽马射线。通过LabVIEW程序控制步进电机运动并整合获取的实验数据,实现了待测样品断层扫描数据采集工作的自动化。在对闪烁探测器进行能量和时间刻度后,对几种典型材料组成的样品进行实验分析,采集数据重建其分布图像,确认了用这项技术对材料无损检测的可行性。     

双球型便携式中子剂量仪探头的设计

介绍了双球型便携式中子剂量仪探头设计的计算过程,利用MCNP3B程序对双球的中子能量响应进行模拟,基于双球的中子能量响应差异,可确定一个修正因子,对H*(10)的估算值进行修正,使得中子剂量能量响应得到改善。考虑到双球的相互影响问题,对双球的间距和角响应进行了计算,并对影响的原因进行了分析。     

在特定实验条件下的散射中子本底研究

研究了d-T中子源与探测器距离较近时,扣除实验大厅散射中子本底的方法。实验上采用屏蔽法,用了铀裂变电离室。用MCNP/4A程序和FENDL2库数据计算了实验大厅散射中子本底曲线。采用实验和计算相结合的方法扣除了在特定实验条件下的散射中子本底,方法是可行的。     

基于中子多重性方法的~(252)Cf中子强度测量算法及实验研究

252 Cf中子发射强度的获取在核技术应用中具有重要意义,为测量其绝对发射强度,分析了一种可能的替代测量算法,该算法基于252 Cf自发裂变的中子多重性分布,并结合中子在测量系统内的衰减时间行为,在不依赖测量系统探测效率和被测样品任何信息的条件下,可给出其中子强度测量值。利用5个252 Cf镀膜中子源在中子多重性测量装置上进行了实验测量,通过测量算法获取的中子强度值与账面记录值最大相对偏差为1.41%,其结果初步验证了该算法的正确性。     

~(252)Cf自发裂变中子源的化学回收流程

本文介绍了一个处理起始含量为5微克~(252)Cf的过期~(252)Cf自发裂变中子源的化学流程。主要程序包括:机械去壳; Pd-Cf_2O_3 金属陶瓷丝的溶解;阴离子交换法除 Pd;最后用 HDEHP 萃取色层法分离 Cf和 Cm。实验结果表明:~(252)Cf的回收率大于90％,Cf产品经α和γ能谱鉴定,没有发现其它α和γ放射体的沾污。     

252Cf源中子辐照装置的设计及性能测试

介绍了一种具有可变准直孔低γ本底的252Cf源中子辐照装置.对其中子辐射场和中子屏蔽性能的测试结果表明,该辐照装置能够形成稳定的中子场,屏蔽体对252Cf中子源有很好的屏蔽性能.