用于核保障中核材料衡算的液体闪烁体中子多重性测量装置

本工作优化设计建立了1套可用于核保障中核材料衡算的液体闪烁体中子多重性测量装置,并基于该装置开展了性能测试。结果表明,装置运行状态稳定,各项指标均在可接受范围内。同时开展了对~(252)Cf源和标准Pu样品的实验室模拟测量等中子多重性测量研究。结果表明,该测量装置的探测效率好于15%,测量相对标准偏差为8.6%,表明在条件允许时,通过长时间信号采集,该中子多重性测量装置有能力替代基于~3He管的中子多重性测量装置,通过中子多重性分析完成核保障中核材料衡算定量测量任务。     

定时氘氚中子管设计

设计了一种新型的具有定时功能的氘氚中子管,取代252Cf源作为核材料识别系统与反应堆噪声分析系统的驱动中子源.定时氘氚中子管在氘氚中子管上装一个α粒子探测器,通过测量T(d,n)4He反应放出的α粒子,获取中子发射的时间信息.该设计方案立足于国内现有的中子管制造工艺,可以满足噪声分析系统的技术要求.     

^252Cf中子分布条件下的中子探测效率测量

利用BC-501A探测器测量了252Cf自发裂变中子源,得到不同中子阈能的252Cf中子分布条件下的中子探测效率,实验得到了252Cf中子源的核温度T=1.42±0.03MeV.     

252Cf裂变中子照射洋葱干种子后根尖细胞内微核诱发率的研究

用252Cf 中子 γ 射线混合照射观察了不同剂量对洋葱根尖细胞微核诱发率的差异,研究252Cf 裂变中子 的相对生物效应(Relative biological effectivencess, RBE)。结果表明,单位剂量 252Cf 中子 γ 射线混合照射的微 核诱发率为(1.84±0.10)%Gy-1,而归因于单位剂量 252Cf 裂变中子的微核诱发率为(2.74±0.15)%Gy-1;单 位剂量60 Co γ 射线的微核诱发率为(0.022±0.002)%Gy-1。252Cf 中子 γ 射线混合照射的 RBE 值为 84±9,252Cf 裂变中子的 RBE 值为 124±13。单位剂量 252Cf 中子 γ 射线混合照射在 Allium cepa 洋葱种子根尖细胞内的微 核诱发率约为 60Co γ 射线的 84 倍,中子照射所致 DNA 损伤的修复效率,可能不同于由 γ 射线照射所致 DNA 损伤的修复效率。     

~(252)Cf裂变中子信号功率谱密度分析系统

在252Cf裂变中子信号的随机过程分析中,引入功率谱密度分析方法,利用脉冲时间序列采集器结合PC主控处理机,构建了一种针对252Cf裂变中子信号的功率谱密度分析系统。该系统采用现场可编程门阵列(FPGA)和数字信号处理器(DSP)技术实现3通道中子脉冲时间序列的高精度在线检测;在PC机端对检测到的数据进行处理、相关计算、快速付里叶变换(FFT)及功率谱密度计算;设计并验证了简化的功率谱密度估计算法流程。系统能准确、高效地进行252Cf裂变中子信号检测,并得到相关函数、功率谱密度等主要特征参数。     

用于核保障中核材料衡算的液体闪烁体中子多重性测量装置

本工作优化设计建立了1套可用于核保障中核材料衡算的液体闪烁体中子多重性测量装置，并基于该装置开展了性能测试。结果表明，装置运行状态稳定，各项指标均在可接受范围内。同时开展了对²⁵²Cf源和标准Pu样品的实验室模拟测量等中子多重性测量研究。结果表明，该测量装置的探测效率好于15%，测量相对标准偏差为8.6%，表明在条件允许时，通过长时间信号采集，该中子多重性测量装置有能力替代基于³He管的中子多重性测量装置，通过中子多重性分析完成核保障中核材料衡算定量测量任务。     

0°和180°方向上~(252)Cf自发裂变中子谱测量

在相对裂变碎片运动中的0°和180°方向上,用飞行时间方法测量了~(252)Cf自发裂变中子谱。实验测量是用具有高角度分辨率和时间分辨率的多参数飞行时间测量系统完成的。实验结果表明:在质心系中,在裂变中子谱的低能端存在着不对称的“前冲”和“后冲”的分布,这是中子非平衡发射的证据。     

0°和180°方向上~(252)Cf自发裂变中子谱测量(英文)

在相对裂变碎片运动中的0°和180°方向上,用飞行时间方法测量了~(252)Cf自发裂变中子谱。实验测量是用具有高角度分辨率和时间分辨率的多参数飞行时间测量系统完成的。实验结果表明:在质心系中,在裂变中子谱的低能端存在着不对称的“前冲”和“后冲”的分布,这是中子非平衡发射的证据。     

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.     

~(252)Cf快电离室在核物理参数测量研究中的应用

介绍了252Cf快电离室的基本原理和技术水平,描述了它在飞行时间测量、探测器效率标定、瞬发中子衰减常数测量以及252Cf源驱动噪声分析技术等核物理参数测量研究中的应用。     

考虑6组缓发中子效应的中子倍增公式

导出了 6组缓发中子效应的中子倍增公式     

用于硼中子俘获治疗的医院中子照射器的反应堆光致缓发中子参数

在介绍单群扩散方程基础上,引入堆芯和反射层的中子价值,根据考虑了光致缓发中子及其价值因素的点堆动态方程,建立了利用现有计算程序进行计算和分析的方法,分析了医院中子照射器光致缓发中子的特性参数,在原有6组缓发中子基础上增加了9组光致缓发中子,为进一步进行用于硼中子俘获治疗的医院中子照射器反应堆的点堆动力学研究提供了重要参数。     

时空中子倍增公式研究

以中子倍增理论作为出发点,考虑到中子输运过程的空间连续性,将空间概念引入中子倍增公式中,建立了时空中子倍增公式。该公式可严格描述中子密度(中子注量率)随时间的变化,相对于考虑缓发中子在内的中子倍增公式,时空中子倍增公式具有更大的普适性。     

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%。     

241Am-Be中子源快中子成像研究

中子成像是一种与X射线成像互补的无伤探测技术。快中子比热中子等低能中子具有更强的穿透力而适合更厚材料的检测。但是快中子难于探测使得快中子成像研究直到最近几年才受到人们的重视。同位素和加速器中子源适合发展可移动中子成像无伤检测系统，而且同位素中子源还有发展便携式无伤探测系统的潜能。本文介绍作者利用同位素中子源241Am-Be开展快中子成像研究的初步结果。     

中子吸收材料累积中子注量研究

中子注量可作为加速辐照实验的辐照指标。为了通过加速辐照的方式检验中子吸收材料的中子吸收性能,计算了中子吸收材料贮存不同时间下的中子注量。通过对乏燃料组件初始富集度、燃耗深度以及乏池温度、可溶硼浓度的研究,得到中子吸收材料在乏池贮存时中子注量的包络值,同时计算得到不同贮存时间材料¹⁰B的消耗量。结果表明,材料的中子吸收性能在贮存10～60 a的情况下并无明显变化。本文结果可为检验材料的中子吸收性能提供支持。     

中国先进研究堆冷源尺寸对冷中子导管出口处中子注量率的影响

应用蒙特卡罗方法研究了中国先进研究堆冷中子源尺寸对58Ni和超镜冷中子导管出口处中子注量率的影响,使用2个不同软件获得了一致的模拟结果。对于58Ni导管,需要18cm×30cm的冷中子源尺寸才可使积分中子注量率和直到2nm波长的中子注量率达到饱和,对于m=2的超镜导管对应的尺寸为22cm×36cm。     

单次脉冲中子源方法测量瞬发中子衰减常数

瞬发中子衰减常数α是核系统的重要标志性特征参数,该值的准确测量对于核临界安全具有重要意义。本工作采用单次脉冲中子源的方法测量了某次临界核系统的瞬发中子衰减常数,获得了几种不同次临界状态下的瞬发中子衰减常数,测量结果与²⁵²Cf随机脉冲源法测量结果一致。     

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。     

微型中子源反应堆中子谱参数测量

以Au、Zr和Fe为活化探测器,采用裸探测器法测量中国原子能科学研究院微型中子源反应堆的中子谱参数f、α、f_F和φ_th。内辐照座的α、f和f_F分别为－0.007±0.003、20.8±0.4、5.5±0.2。该方法对φ_th的测量结果与4πβ-γ符合法的一致,相对偏差小于2%。与SLOWPOKE相比,微堆有较高的α、f_F值。与已有测量数据的比较表明,微堆中子谱在很长一个时期内是稳定的,利用微堆作为中子源的k₀法中子活化分析不需中子注量率监测器,且比较器一经照射和测量后,可用于其后较长时间内所有分析的计算标准。