14 MeV中子注量率测量技术比对研究

对伴随α粒子法测量DT中子源中子注量系统的稳定性及重复性进行了检验。通过铁活化法与伴随粒子法得到的中子注量相比较,完成了预备实验。用4πβ(PC)-γ符合标准装置测量活化后的铝箔的方法与伴随粒子法监测的中子注量率比对,两者偏差小于伴随粒子法的扩展不确定度,其中伴随粒子法标准不确定度为1.6%,铝活化法标准不确定度为1.8%。     

IHNI-1中子束快中子注量率测量

为检验和确定用于硼中子俘获治疗(BNCT)的医院中子照射器(IHNI-1)的快中子污染源项,设计了用于快中子注量率测量的包硼~(235)U裂变电离室。利用MCNP程序对电离室的注量响应进行优化设计,计算包裹不同厚度硼壳时电离室的注量响应曲线,最终选择35mm厚B4C壳作为低能中子屏蔽层。利用该电离室测量IHNI-1热中子和超热中子束的快中子注量率,并与模拟计算值比较。结果显示,实测的中子束比模拟计算结果具有更多的快中子成分,低于国际原子能机构(IAEA)推荐的目标值。     

DPF中子参数实时测量技术研究

简要叙述了利用银活化中子计数器作为参考标定源 ,研制出一个闪烁体 +光电倍增管中子探测系统 ,实时测量 DPF中子参数 ,其中子产额为 8× 10 8～ 2× 10 9n/pulse之间 ,其半高宽 ( FWHM)值大为 30～ 60 ns之间     

238U裂变电离室测量25.5MeV中子注量率

在飞行时间谱仪测量中子能谱的基础上,利用²³⁸U裂变电离室测量了中国原子能科学研究院HI-13串列加速器产生的25.5MeV中子注量率。为验证该裂变电离室测量快中子注量率的可靠性,在中国原子能科学研究院5SDH-2串列加速器上,利用该电离室和伴随α粒子装置同时测量14.8MeV中子注量率,结果在不确定度范围内一致。     

3和14MeV中子通过大块Fe物质的衰减

利用加速器单能中子源测量了３和１４ＭｅＶ中子在厚度为０一６ｃｍ的较大铁板中的穿透率，测量表明在一定范围内中子衰减可近似用指数规律描述，指数因子低于宏观截面。测量结果与Ｍｏｎｔｅ－Ｃａｒｌｏ模拟计算大致符合。     

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。     

燃烧过的燃料元件堆内中子注量测量技术

讨论核反应堆中裂变产物积累对中子注量测量造成的困扰，并提出解决的理论途径。     

研究堆直接引出裂变中子的超视场成像技术研究

中子成像是一种重要的无损检测方法,快中子(MeV级能量)成像技术,能够在中大型样品的轻材料缺陷检测发挥其独特优势。经过理论分析和蒙特卡罗模拟设计,采用过滤结构将绵阳研究堆热中子束线的裂变中子份额大大提高,在等效准直比约260情况下,成像位置的裂变中子注量率可以达到3×10⁵ cm^-2·s^-1。采用快中子荧光屏作为探测器,通过研发的大视场成像装置,形成了一套直接视场可达400 mm×400 mm,分辨率优于0.5 mm的裂变中子成像系统。利用超视场成像技术,该系统还能够检测横向尺寸不超过600 mm的大型样品。     

中子气泡探测器应用于IPT-15122型工业CT中子探测

IPT-15122型工业CT系统利用电子打靶产生的X射线对大型工业构件实施计算机断层扫描成像,是国防、航空、航天及大型工业产品制造行业重要的无损检测设备之一。由于中高能X射线与周围物质发生（γ,n）、（γ,2n）反应而释放中子,导致扫描过程必然存在一定量的污染中子干扰.     

银活化探测系统测量X光机中(γ,n)中子注量实验研究

介绍了一种在144keV～2.5MeV具有较平坦的能量响应的银活化探测系统,它采用特殊慢化体结构.将该探测器初步应用到了12MeV LIA的中子测量中,给出了中子产额的初步结果,中子产额分布在2.6×10~9～3.7×10~9个/脉冲.     

基于中子IP板的核燃料元件间接中子CT实验方法研究

中子照相作为一种无损检测技术是分析和确定核燃料元件缺陷的重要手段。中国原子能科学研究院中子照相团队依托中国先进研究堆（CARR）中子照相测试平台,搭建了核燃料元件间接中子CT装置,并开展核燃料元件模拟件的间接三维中子成像技术研究。本文首先采用蒙特卡罗模拟方法优化确定了样品环境转移屏蔽容器的关键参数并研制出屏蔽容器,并基于该装置开展了核燃料元件模拟件的间接中子CT照相实验,从获得的三维实验数据可观测到尺寸约0.35 mm模拟芯块缺陷。实验结果表明,该装置可满足核燃料元件的间接中子CT实验检测。同时初步研究了基于IP板的间接中子成像数据处理的制约因素和方法,为后续进一步利用金属转换屏替代中子IP板等技术,真正实现乏燃料元件无损检测应用提供实验指导。     

Assessment of Neutron Cross Sections for Titanium with Neutron Spectrum in Titanium Pile

The measurement of angular neutron spectrum in a quasi-spherical pile of Ti was carried out by the linac time-of-flight method for the assessment of neutron cross sections for Ti in the energy range from a few keV to a few MeV. The measured spectrum in the pile is generally in good agreement with the calculated one from ENDF/B-IV (MAT = 1,286 for Ti) except in the energy range from about 60 keV to a few 100 keV, where the calculation gives considerably lower neutron flux than the measurement.

In order to investigate the cause of this discrepancy between the measured and calculated spectra, the total cross sections for Ti were measured by the transmission method. The results give larger values of total cross sections for Ti by about 30% than ENDF/B-IV below 200 keV, and smaller values by about 10% above 200 keV. These results were ensured at 55 and 147 keV by the measurement using a Si-filtered neutron beam. The calculation based on the measured cross sections shows better agreement with the measured spectrum than that based on ENDF/B-IV. The discrepancy is still observed around 100 keV.

The sensitivity analysis shows the importance of cross sections above 1 MeV and elastic cross sections in the resonance energy region to solve the disagreement between the measured spectrum and the calculated one.     

Ti-Mo合金的吸放氢动力学

采用磁悬浮熔炼法制备了5种不同组成的TiMo_x（x=0.03, 0.12, 0.25, 0.50, 1.00,原子比）固溶体合金,用定容变压法测试了其在不同温度范围内的吸放氢动力学性能。研究结果表明,合金的吸放氢动力学可以按一级反应来描述,决速步骤为氢原子在合金晶格中的扩散。相同温度下,不同组成样品的吸氢容量随Mo含量的增加而降低。合金的吸氢活性随Mo含量增加先增强后减弱,氢化物的稳定性随Mo含量的增加而降低。     

核电厂事故后安全壳内氢气浓度测量方法分析

对我国核电厂事故后安全壳内氢气浓度测量方面的技术水平和发展现状进行了全面调研,分析了事故后安全壳内氢气浓度测量的要求及关键技术难点,提出了3种相关的测量方案,并比较了方案的优缺点。经过比较分析,基于一种探头型分析装置的直接测量方案能够较为准确地实时反映核电厂安全壳内氢气浓度,其发展趋势是应用于未来的大型先进压水堆核电厂中。     

中子活化法测量氙在塑料闪烁体表面吸附量的研究

采用叠层式β-γ符合探测器测量弱放射性氙同位素时,由于氙在β探测器（BC404）内壁吸附而增大了其本底,影响后续弱样品的测量。利用中子活化分析法在痕量元素分析中的高灵敏度、无损等特点,采用14.1 MeV中子辐照吸附有氙的塑料闪烁体（BC404）样品,通过MCNP模拟计算和活化产物¹³³Xe和¹³⁵Xe特征γ射线的测量,获得了氙在塑料闪烁体表面的吸附量。结果表明：中子活化分析法能准确测量氙在塑料闪烁体表面的吸附量,其测量结果的相对合成标准不确定度约为22%。根据不确定度的来源对提高测量精度提出了具体建议。     

可活化稳定同位素示踪-中子活化分析法研究育龄妇女膳食铁的生物利用率

采用两种浓缩丰度分别为 61 4%和 2 3 4%的可活化稳定浓缩同位素54 Fe和58Fe作为示踪剂 ,结合中子活化分析法研究了北京地区健康育龄妇女膳食铁的生物利用率 ,并以原子吸收分光光度法测定粪便排出的总铁和以不易被吸收的镝元素监测浓缩同位素铁在体内的滞留时间以确定不同试验者的粪便收集次数等多种途径来提高分析结果的可靠性。研究结果显示 ,受试妇女膳食铁的生物利用率为(1 4 9± 3 9) %。     

用LAHET和MCNP程序研究散裂中子靶的中子学性能

利用LAHET和MCNP程序对ADS散裂中子靶进行模拟计算。因靶的基本物理性质随束流和靶形状的变化而改变,所以首先评估了源强和靶的几何形状对靶性质的可能影响,然后计算长1.2m、直径为0.6m的圆柱形液态铅靶在1GeV质子轰击下,靶内中子的产生和泄漏及能量的沉积等。与文献数据、实验数据进行了比较,符合良好。计算结果还表明:源强和几何的选择对中子产生和泄漏可产生较大影响;用液态铅作散裂靶时,中子产额和泄漏额较高,且泄漏能谱在可利用范围内,但能量沉积在靶中的分布极不均匀,这可能给传热带来问题。     

用金活化法测定加速器中子源中子注量及MCNP4C修正

在四川大学720所2.5MeV静电质子加速器上,由核反应7Li(p,n)7Be,T(p,n)3He产生中子,对中国工程物理研究院研制的新型中子探测器进行效率刻度实验中,需要知道探测器位置处的中子绝对注量,为此我们测量了0.165、0.352、0.576、1.400MeV四个能点的中子注量。测量方法采用的是金活化法,在实验测量中,由靶头材料、冷却水层和样品的包层材料等引起的多次散射效应及中子在样品中的自屏蔽效应等均对实验结果产生影响。这些因素在实验中不可避免,也难以通过实验方法扣除,因此用Monte Carlo程序MCNP4C对上述效应进行了修正计算。     

仪器中子活化分析技术在氚靶靶膜材料分析中的应用

采用仪器中子活化分析技术（INAA）对中子发生器用氚靶的靶膜材料Ti、Y中的12种杂质元素进行了分析。对实验结果中存在的问题进行了讨论,计算了实验条件下各杂质元素的检出限,用作质控标准的国标物质测量值与推荐值的相对标准偏差（RSD）≤±10%。