Eu活化过渡法测量绝对热中子注量率

在相同条件下,以不同时间辐照Ａｕ箔和Ｅｕ箔,用γ谱仪测量＾１９８Ａｕ的４１１ｋｅＶγ射面积和＾１５２Ｅｕ的４１１ｋｅＶγ峰面积,再通过４πβ－γ符合装置测得金箔的绝对中子注量率,根据两者的峰面积之比和测得的Ａｕ箔绝对中子注量率,求得＾１５３Ｅｕ的４１１ｋｅＶγ峰面积对应的中子注量率。     

研究堆辐照孔道内热中子注量率测量方法研究

采用经典的活化箔法测量研究堆辐照孔道内热中子注量率的相对分布,并选择孔道内有代表性的点进行中子温度和热中子绝对注量率的测量;最后利用镉比修正法对实验结果进行校核。分析表明,2种方法得到的数据符合较好,可以相互校核用于其他孔道内的绝对热中子注量率测量。     

研究堆辐照孔道内热中子注量率测量方法研究

采用经典的活化箔法测量研究堆辐照孔道内热中子注量率的相对分布,并选择孔道内有代表性的点进行中子温度和热中子绝对注量率的测量;最后利用镉比修正法对实验结果进行校核。分析表明,2种方法得到的数据符合较好,可以相互校核用于其他孔道内的绝对热中子注量率测量。     

白云母迹径探测器测量宽范围的绝对热中子注量率

我们用白云母径迹探测器测量了几种堆型的绝对热中子注量率,与活化金箔法测量结果在5％内符合。测量范围为10~2～10~8n/cm~2s。 1.原理 在所测的中子场中,裂变材料制成的靶(如~(235)U)受到热中子辐照后产生裂变,当固体径迹探测器与裂变靶贴在一起时,记录下径迹数,即可求得中子场的注量率:     

热中子注量率测量方法研究

研究了金箔激活法和热释光法测量热中子注量率的方法,并对中国原子能研究院101重水反应堆某热中子通道热中子注量率的大小进行了测量,结果表明两种方法测量结果一致性很好,偏差仅为8．8％。     

多箔活化法测量铀氢锆脉冲堆辐照腔中子注量谱

用多箔活化法测定铀氢锆脉冲堆辐照腔脉冲工况下的中子注量 ,选用了 2 1种非裂变箔。其中 5种是热区的 ,5种是中能区的 ,1 1种是快区的 ,给出了箔的特性参数。通过测定各箔的活化率 ,运用迭代法中的直接偏差最小法和应用较广的SAND Ⅱ ,求解了辐照腔待测点全能区 (1 0 -4 eV～ 1 8MeV)微分和积分中子注量谱。用求解的微分中子注量计算了 0 5MeV和 1MeV以上的阈探测器的平均截面 ,研究了影响求解精度的主要因素     

用活化法测量SPRR-300堆芯相对中子注量率分布

介绍了SPRR－300利用活化法测量堆芯相对中子注量率分布的方法，并给出了测量结果。     

235U裂变电离室法及金箔活化法测量热中子注量率的不确定度分析

文章简述²³⁵U裂变电离室法及金箔活化法测量热中子注量率的基本原理,并对测量过程中的各项不确定度因素进行了分析评定,包括中子衰减、裂变计数率、全谱平均反应截面、金箔活性等。计算出的两种注量率测量相对合成标准不确定度满足2%～5％的要求。对减小中子注量率测量不确定度的方法进行了讨论。     

峰面积比法测量绝对热中子注量率

介绍了利用γ谱仪测量绝对中子注量率的方法。在已知中子场中照射金（Ａｕ）箔和铕（Ｅｕ）箔,利用γ谱仪分别测量＾１９８Ａｕ和＾１５２Ｅｕ的４１１ｋｅＶγ峰面积,根据两者的峰面积之比和已知中子场的约对中子注量率,求得＾１５２Ｅｕ的４１１ｋｅＶγ峰面积对应的中子注量率。在待测中子场中,照射金箔,利用γ谱仪测量其４１１ｋｅＶγ峰面积和刻度过的＾１５２Ｅｕ的４１１ｋｅＶγ峰面积,根据两者之比和已求得的＾１５２     

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。     

SPRR-300反应堆大热柱内中子注量率及能谱分布

利用MCNP程序校核ANISN程序计算出的堆芯分布，进行一维空间简化的修正；同时采用延伸横向尺寸的方法近似替代无法在一维模型中建立的反射层，以进行横向中子泄漏修正。经此修正后，用一维ANISN程序计算了SPRR-300反应堆热柱内的中子注量率分布和中子能谱。热柱内镉比的程序计算值与实验测量结果基本一致，两者间的偏差在5%以内，个别位置处的偏差不大于10%。这一结果表明，对热柱内中子注量率分布及能谱等深穿透问题，采用确定论一维离散程序ANISN可获得很好的计算结果。     

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。     

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。     

活化法测量中子能谱实验中反应率及初始谱的检验

利用活化法对西安脉冲反应堆辐照腔进行了中子能谱测量。对活化片的测量数据进行了分析,发现其中一个反应道的反应率测量值不准确,并以此为切入点展开深入研究,总结出评定实验数据的定性分析方法:在有限次迭代后,通过对各反应道反应率计算值与实验值之比与1的偏离程度判断实验数据的置信度,进行实验数据取舍后再进行解谱。此外,分析了不同初始能谱对解谱结果的影响。结果表明:初始能谱与实际能谱偏差越大,共振区的截面数据对结果的影响越明显。为此,提出了一种判断初始能谱是否合适的方法。     

测量反应堆快中子注量率的电流型宽禁带半导体探测器设计

为解决强流混合场快中子注量率实时测量的难题,本文基于反冲质子法,以耐辐照性能强、噪声低的半绝缘型（SI）GaN半导体材料为基础,采用带石墨平衡体及聚乙烯转换靶的并联结构,设计补偿式电流型探测器的方案,有效地降低了γ射线灵敏度。利用该探测器测量了西安脉冲堆1#径向孔道内混合场的快中子注量率,其结果与已有测量结果符合较好,验证了该方案的可行性。     

可逆比热容法测量反应堆中子注量率的可行性及应用前景

热分析仪器和测量技术的迅速发展为通过测量受辐照材料热性质的变化测量中子注量提供了可能。本文提出采用调制差示扫描量热（MDSC）法测量反应堆辐照的含硼材料可逆比热容的变化,进而得到反应堆的中子注量率。从理论和实验两方面讨论了利用该方法测量反应堆中子注量率的可行性。介绍了可逆比热容法测量反应堆中子注量率的原理和实验方法。展望了这种测量方法在测量高注量反应堆中子注量率的应用前景。     

300~#研究堆安全棒中子注量率计算中的减方差方法对比及应用

针对300#研究堆安全棒顶端中子注量率计算中的小体积远距离中子输运问题,采用MCNP减方差方法,通过多次试算与验证计算,对比了各减方差方法在本问题中的适用情况,得到了符合误差要求的计数值。首先,根据本研究堆几何建模模型,选取了点探测器及相关的3种减方差方法进行对比计算,计算结果显示:随着粒子数的增加,计算呈现不稳定现象,未起到减方差的作用。之后,将原有几何模型重新分层建模,并分配适当的栅元重要性,将中子引向目标栅元。按此方法,通过检查中子在各栅元中的径迹及碰撞情况,并增加粒子数计算,得到的计数结果表明:计数相对误差在5%以内,品质因子保持稳定,实现了减方差的目的。