板状Bi样品泄漏中子和γ谱实验测量与模拟计算

通过飞行时间法,测量了氘氘脉冲中子与不同厚度209Bi样品作用后61°和119°方向的泄漏中子飞行时间谱和泄漏γ能谱,样品尺寸分别为30 cm×30 cm×5 cm、30 cm×30 cm×10 cm和30 cm×30 cm×15 cm。采用BC501A液体闪烁体探测器测量0.8～3.2 MeV能区的泄漏中子飞行时间谱,钾冰晶石探测器（CLYC）测量0.2～0.8 MeV的泄漏中子飞行时间谱和泄漏γ能谱。用MCNP-4C程序对泄漏中子飞行时间谱和泄漏γ能谱进行了模拟计算,²⁰⁹Bi的评价中子核数据分别采用了CENDL-3.1库、ENDF/B-Ⅷ.0库、JENDL-4.0库以及JEFF-3.3库中的数据,模拟结果分别与实验结果进行比较分析,研究结果表明,泄漏中子谱CENDL-3.1库的模拟结果在119°方向弹性峰位置有较严重的低估现象,JENDL-4.0库在1.5 MeV附近（第二非弹能区）有一定高估,而在低能区有明显低估;泄漏γ能谱JENDL-4.0库和JEFF-3.3库的模拟结果与实验结果偏差明显,而CENDL-3.1库符合较好。     

准直D-T中子束穿过大块板状聚乙烯样品积分实验

本文介绍了中国原子能科学研究院建立的准直中子束积分实验装置。该装置利用T(d,n)⁴He反应产生14.8 MeV脉冲中子束,经1.1 m厚重水泥屏蔽墙上的准直孔道后与样品作用,用飞行时间法测量样品不同方向的泄漏中子谱。首次测量了样品厚度分别为4.5、9、18和27 cm的大块板状聚乙烯样品在30°和50°方向的泄漏中子谱;考虑靶结构、源中子能谱和角分布、脉冲束宽度及探测器效率,利用MCNP程序模拟计算了相同实验条件下的泄漏中子飞行时间谱。实验结果与模拟结果符合较好。     

积分实验系统的标准样品法检验

积分实验是检验评价中子核数据准确性的重要手段,利用标准样品法,对中国原子能科学研究院的积分实验系统进行了检验。标准样品分别采用聚乙烯(10 cm×10 cm×5 cm)和水(?10 cm×5 cm),通过中子飞行时间技术,获得了14 MeV氘氚脉冲中子与聚乙烯作用后47°方向泄漏中子谱,与水作用后30°方向泄漏中子谱。利用MCNP5程序获得相应的模拟,对模拟谱(C)与实验谱(E)中的中子与氢弹性散射峰(n-p散射峰)面积进行了比较。结果表明,两个样品的n-p散射峰面积C/E值均在2%内一致。实验证明系统获得的测量数据是可靠的。     

镓样品泄漏中子谱的测量与分析

基于中国原子能科学研究院的中子学积分实验装置,利用BC501A液体闪烁体探测器,结合飞行时间法（TOF）测量了镓样品的泄漏中子谱。采用MCNP 4C程序进行了模拟并与实验泄漏中子谱进行了比较,对ENDF/B-Ⅶ.1、JEFF-3.2、TENDL-2015数据库中镓核中子评价数据进行了宏观基准检验分析,并与TALYS程序计算结果作对比。研究结果显示：在9 MeV以下能区,TENDL-2015库与实验结果符合很好;在弹性散射能区,JEFF-3.2和TENDL-2015库与实验结果符合较好;对于12 MeV左右的非弹性散射峰,JEFF-3.2库与实验结果符合较好,TALYS计算结果显示该部分主要来自镓核分离能级的贡献。     

不同体积聚乙烯样品泄漏中子飞行时间谱测量与模拟研究

采用T(d,n)~4 He脉冲中子源和中子飞行时间法测量了3种不同尺寸聚乙烯样品在60°方向的泄漏中子飞行时间谱。通过3种模拟模型(点探测器简化模型、点探测器复杂模型和环探测器复杂模型),应用MCNP程序分别模拟得到了泄漏中子飞行时间谱,并与实验数据进行比较。结果显示:对于小体积样品(?13cm×6cm),3种模型的模拟数据和实验结果在n-p散射峰符合均很好;对于大体积样品(30cm×30cm×6cm,40cm×40cm×6cm),采用环探测器复杂模型的计算结果更加接近实验值。该研究工作为将来开展大体积样品基准检验奠定了基础。     

CENDL库中Fe、W评价数据的改进对屏蔽积分实验计算结果的影响

利用中国原子能科学研究院核数据重点实验室中子积分实验装置,分别完成了氘氚中子与不同尺寸Fe、W样品作用的泄漏中子飞行时间谱实验测量。利用MCNP 4C程序开展了泄漏中子飞行时间谱的模拟计算,Fe和W的评价数据分别采用CENDL 32库及CENDL 31库的数据,并将两数据库模拟结果与实验结果进行对比分析,重点分析了CENDL 32库中Fe和W的数据的改进与不足。结果表明：对Fe中子评价数据,CENDL 32库在弹性散射能区、连续能级非弹性散射能区及分立能级非弹性散射能区,模拟结果均与实验结果符合较好,较CENDL 31库有明显改善;对W中子评价数据,CENDL 32库在非弹性散射能区的模拟结果与实验结果符合较好,较CENDL 31库有明显改善,但在弹性散射能区模拟结果高于实验结果,在(n,2n)反应能区模拟结果低于实验结果。CENDL 32库关于天然W的中子评价数据有待进一步改善。     

基于D-T中子源的板状铌样品的评价数据基准检验实验

利用中国原子能科学研究院核数据国家重点实验室的脉冲化氘氚聚变中子源产生的145 MeV单能中子,通过飞行时间法,测量了5、10、15 cm厚度板状铌（Nb）样品在与60°和120°两个方向上的泄漏中子飞行时间谱。利用蒙特卡罗模拟软件MCNP 4C进行了泄漏中子飞行时间谱的模拟计算,分别获得了CENDL 31、ENDF/B Ⅷ0和JENDL 40 3个数据库中Nb评价数据的模拟结果。通过各数据库不同能区的模拟结果与实验结果的比值（C/E）,对3个数据库中93Nb与145 MeV中子作用的角分布和双微分截面等相关评价数据进行了检验,重点分析了CENDL 31库的数据。结果表明,CENDL 31数据库的模拟结果在弹性散射能区、非弹性散射能区以及(n,2n)反应能区与实验结果均存在一定的偏差。而JENDL 40数据库除在120°弹性散射能区有高估现象,其他能区的模拟结果与实验结果均符合较好。ENDF/B Ⅷ0数据库的模拟结果除在60°方向弹性散射峰偏低外,其他能量范围的模拟结果均高于实验。     

T(d,n)4He强流中子发生器的中子能谱和角分布模拟计算

采用将厚靶分割成薄靶的方法对厚氚钛靶、260keV氘束流能量条件下T(d,n)⁴He反应中子源的能谱和角分布进行计算。以分割法计算得到的能谱和角分布数据为基础,建立了D-T中子源Monte-Carlo模拟抽样模型,在考虑中子发生器各元件材料及实验大厅墙壁对快中子的慢化、散射和吸收的条件下,采用MCNP程序对兰州大学3×10¹²s^-1强流中子发生器260keV氘束流能量下的中子能谱和角分布进行了模拟,给出了模拟结果。为检验模拟结果的可靠性,与实验测量能谱进行了比较,Monte-Carlo模拟谱和实验测量谱基本符合。     

CENDL-3天然锆宏观检验

介绍了利用锆的中子泄漏谱实验和氢化锆慢化体临界实验对CENDL 3的天然锆全套中子评价数据进行的宏观检验。检验工作比较了用来自CENDL 3、CENDL 2 .1、BROND 2、ENDF/B VI.2、JENDL 3 .2和JENDL 3 .3等 6个不同评价库的锆所计算的中子泄漏谱。检验还分析了氢化锆慢化体临界实验的keff计算结果。检验结论认为CENDL 3天然锆的评价较CENDL 2 .1有所改进 ,但是非弹角分布、(n ,2n)反应和连续非弹性散射的双微分截面仍需要进一步调整。     

无源符合中子计数器探测效率与泄漏增殖系数的模拟计算

无源符合中子法通常用来确定被测源项中自发裂变的钚质量,需要事先对关键参数,如探测效率和增殖泄漏因子等,开展全面深入研究和计算,然后根据探测到的符合中子计数,利用相关公式计算得到钚含量。对探测器的效率进行模拟时,采用 ²⁵²Cf 标准源充当测量样本,自发裂变中子能谱接近纯裂变谱,因此适用于快中子的被动测量,即在“快中子的主动测量”模式的基础上,去除Am-Li 中子源,保留聚乙烯慢化体和镉内衬等结构;在对泄漏增殖系数 M 进行模拟时,MCNP 输入卡中的探测器模型和进行探测器效率模拟的“快中子的主动测量”模型相同,对结果的准确性并无影响。为了得到符合中子计数器的探测效率与泄漏增殖系数,通过 MATLAB 编写脚本,实现了针对AWCC 中子计数器的 MCNP 自动建模功能,仅需输入结构参数,即可快速生产 AWCC 中子计数器的MCNP 输入文件,实现相同结构、不同尺寸的 AWCC 中子计数器的蒙卡模拟,进行探测器效率、中子与 ³He 反应率以及测定含 Pu 废料时泄漏增殖系数 M 的计算。理论探测效率为 24%,本次模拟计算出的探测器效率为 23....     

用不同程序模拟计算ADS散裂靶结果的比对(英文)

利用不同的程序对ADS散裂靶进行了模拟计算。用SNSP,SHIELD,DCM\CEM(Dubna Cascade Model\Cascade EvaporationMode)和LAHET等程序计算了长60 cm,直径20 cm的圆柱形铅靶,分别在800,1000,1500 and 2000 MeV的质子轰击下所产生的泄漏中子产额和能谱分布。模拟结果与实验数据进行了比较,对泄漏中子产额而言,SNSP模拟的结果与实验符合较好,SHIELD,DCM\CEM和LAHET计算的泄漏中子能谱分布比较一致。     

聚乙烯样品泄漏中子谱的测量

聚乙烯（CH2）n只含有C、H两种元素,是理想的中子慢化材料。C、H的评价数据比较精确,因此,通过实验测量聚乙烯样品的泄漏中子谱,不仅可以验证对应的中子输运程序,还可以建立起对泄漏谱实验测量系统的检验方法。在中国原子能科学研究院600kV高压倍加器上,利用D．T反应产生的14MeV单能脉冲中子源,通过飞行时间法,测量了中子通过尺寸为1m×1m,厚度为I／2自由程、1个自由程、2个自由程和3个自由程的大块聚乙烯样品的泄漏中子谱,实验安排由图1所示。     

加速器驱动的次临界系统散裂靶泄漏中子谱研究

为研究加速器驱动的次临界系统（ADS）散裂靶的散裂中子学特性,采用Geant4计算不同能量质子轰击铅铋靶产生的泄漏中子产额、能谱、轴向积分分布。模拟得到1 GeV质子对应的靶的优化尺寸及优化后泄漏中子谱,计算结果可为ADS散裂靶件和堆芯设计提供参考。     

裂变碎片核发射中子能谱及角分布的模拟计算

采用蒙特卡罗方法研究²⁵²Cf自发二分裂变过程中裂变碎片核发射的中子能谱和中子角分布。文中给出了模拟计算的条件、步骤和模拟结果,详细分析了实际测量中²⁵²Cf自发二分裂变碎片核发射的中子能谱之间的相互干扰。该模拟分析与测量特定裂变碎片核的发射中子谱的实验研究密切配合,对相关实验具有指导性参考价值。     

弯中子导管CNGB末端中子波长谱的实验测量和模拟研究

<正>中国先进研究堆导管大厅有4条弯中子导管,分别是CNGA、CNGB、CNGC和CNGD。实验测量和模拟了CNGB末端横截面不同位置中子波长谱。测量和模拟结果示于图1、2。从结果可看出,中子波长谱沿垂直方向峰形基本无变化(测量结果之间变化很小,模拟结果之间没有变化),而中子波长谱沿水平方向峰形变化明显。如果将     

CENDL-3．1 ^14N的检验和改进

本文介绍了利用泄漏中子角通量谱实验FNS，对CENDL-3．1b0版的^14N全套中子评价数据进行宏观检验和改进的结果。检验工作比较了基于评价核数据库CENDL-2．1，3．0、3．1b0、ENDF／B—VII．0和JENDL-3．3 5个不同版本的^14N的中子角通量谱的计算值和实验测量值。     

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。     

MC法模拟单球中子谱仪响应函数及其能谱解析

利用MCNP5模拟分析了不同直径下基于锂玻璃闪烁体的单球中子谱仪的响应函数,能量范围从热能至20 MeV;模拟了实验室²⁴¹ Am-Be中子源辐射场、载荷舱内空间辐射场内单球中子谱仪的响应函数;采用UMG少道解谱程序进行了解谱计算。结果显示,入射中子能量低于20 MeV时,直径为30 cm的单球中子谱仪通过UMG解谱可得到较好的中子能谱解谱结果;载荷舱辐射环境下,含氢量大的舱壁材料对接近单球表面探测器的热中子能区的响应函数影响最大,对其影响做出修正后可得到一个较好的解谱结果。     

252Cf自发裂变谱形对中子反射实验数值模拟的影响

针对裂变源中子反射实验中涉及到的中子源能谱问题,选取两套用公式拟合、被普遍认可的252Cf自发裂变能谱,分别将其应用于该类实验的数值模拟中。对实验测点的中子注量及裂变反应率进行了对比研究,结果表明,相对于Maxwell谱,Watt谱能更好地与实验结果符合。     

MC法模拟不同中子源激励铀材料中子和γ飞行时间谱

为探索中子源激励探测铀材料应用技术,基于Geant4平台建立了中子源激励铀材料模拟中子和γ飞行时间谱的数学模型,模拟计算了利用不同中子源激励铀材料、使用不同探测器计数的中子和γ飞行时间谱,结果与已有相应实验谱特征相符。模拟结果表明:D-D和~(252)Cf源激励得到的中子和γ飞行时间谱有明显差异;在相同激励源和测量几何条件下,使用液体闪烁体探测器和塑料闪烁体探测器记录到的中子和γ飞行时间谱基本相同。本文结果可为外中子源激励探测铀材料技术研究提供参考。