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。     

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。     

基于D-T中子源的板状铋样品宏观基准检验实验

<正>为检验Bi核素评价数据的可靠性,利用中国原子能科学研究院板状样品中子核数据宏观基准检验系统(图1),开展了Bi样品的基准实验测量和模拟计算。实验测量采用飞行时间法测量了14.5 MeV脉冲氘氚中子源与板状样品作用后在60°和120°方向的泄漏中子谱,样品厚度为5、10、15cm,所测量中子能量区间为0.8～16 MeV;     

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。     

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。     

板状铁样品泄漏中子飞行时间谱测量与模拟研究

正中子学积分实验是检验评价中子核数据库质量的一种重要手段,是核数据库建设工作的一项重要内容。铁是核装置的重要结构材料,其快中子截面数据的精确度对新型核装置设计具有重要意义。通过飞行时间法,完成了氘氚聚变快中子在大体积板状铁样品上60°和120°方向出射的泄漏中子的实验测量,并采用MCNP模拟程序开展了相关的模拟计算,结果如图1、2所示。通过模拟结果和实验结果的比较(C/E值,如图3、4所示)表明:在弹性散射中子能区,ENDF/B-Ⅶ.1库     

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&#215;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。     

MeV中子穿透~9Be板状样品评价中子核数据的基准检验

为检验次级中子泄漏谱及其角分布,利用飞行时间法测量了出射角为90°的板状9Be样品的泄漏中子谱。同时,以CENDL3.0、ENDF/B-6、JENDL3.3、JEF3.0/3.1等库作为中子输运计算的数据库,采用MCNP程序对实验装置及条件进行了精确模拟。在3～14MeV能量区间,将实验结果与模拟结果进行了     

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。     

8.0 MeV中子与天然镓作用的弹性散射微分截面实验研究

基于镓中子反应截面实验数据的匮乏和评价数据的分歧,利用中国原子能科学研究院串列加速器上的多探测器快中子飞行时间谱仪,开展了8.0 MeV中子与天然镓样品的弹性散射微分截面实验研究。实验测量了21个角度的弹性散射微分截面数据,使用n-p散射作为标准截面进行归一。采用Monte-Carlo方法,对中子在样品中的中子注量率衰减、多次散射及实验的有限几何进行了修正,通过模拟得到次级中子飞行时间谱(Time-offlight,TOF)与实验测量的TOF谱进行直接比较的方法获得中子与镓作用的弹性散射微分截面。实验测量结果与评价数据的对比分析结果表明:当前几大数据库中,CENDL-3.2数据库的结果更贴近实验测量结果。本实验为8.0 MeV中子能区的首次实验测量,澄清了几个评价库数据之间的分歧,为核数据评价、理论模型改进提供了实验数据支撑。     

水泥样品的准弹性中子散射谱分析

准弹性中子散射(Quasi-Elastic Neutron Scattering,QENS)实验是采用中子散射技术方法研究受限水动态的重要方法。本文采用跳跃扩散和转动扩散模型(Jump-Diffusion and Rotation-Diffusion Model,JRM)对水化硅酸镁(Magnesium-Silicate-Hydrate,M-S-H)和水化硅酸钙(Calcium-Silicate-Hydrate,C-S-H)水泥样品的QENS谱数据进行分析拟合。样品QENS谱的测量温度为210～280 K,散射矢量为3～19 nm~(-1),获得描述水泥样品微纳孔中三维受限水动态的相关物理参数包括:德拜沃伦因子A、不动水指数C、自扩散系数Dt、平均停留时间τ0和转动扩散系数Dr。拟合结果表明:水泥样品M-S-H和C-S-H的QENS谱拟合效果较好。数据拟合参数值表明:水泥样品内较大尺度纳米孔隙内的三维受限水在227 K出现相跨越。     

8.17 MeV中子与天然铁作用的次级中子双微分截面测量

测量了8.17 MeV中子与天然铁作用的次级中子双微分截面,测量角度为30°～150°,共11个角度,采用n-p散射作为标准截面进行归一.测量数据用Monte-Carlo方法进行了模拟,以进行中子注量衰减、多次散射和有限几何修正.将测量结果与评价数据及其它测量数据进行了比较与分析.实验测量结果对数据评价、理论模型检验及实际应用等具有重要的意义.     

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。     

21．6MeV中子与Be作用的次级中子双微分截面测量初步结果

采用飞行时间法,测量了21．6MeV中子与Be作用的次级中子发射谱。测量结果利用Monte—Carlo方法进行了详细的模拟分析,以进行注量衰减、多次散射和有限几何的修正。通过测量谱与模拟谱的比较来确定测量的截面。实验结果以n-p散射截面作为标准进行归一。     

中子剂量当量仪的设计

为了提高中子剂量当量测量的准确度,利用MCNP5程序模拟优化了一种球形中子剂量当量仪的能量响应曲线。模拟结果表明,当聚乙烯厚度为10 cm,镉片处于聚乙烯慢化体中0.9–1.0 cm、半径为0.45 cm、长度0.1 cm时,在能量为2.53×10–8–10 MeV,能量响应因子为0.2–1.8,并与相关剂量仪性能进行比较,从而验证了此中子剂量当量仪设计的准确性。     

DT中子下聚乙烯球中~(232)Th(n,2n)反应率的测量与分析

~(232)Th(n,2n)数据对于钍基反应堆研究十分重要,有必要针对其开展中子积分实验,因此,建立了聚乙烯球基准宏观装置,利用活化法在DT中子源下开展了测量~(232)Th(n,2n)反应率的中子积分实验。实验中分别采用了钍粉末以及钍片两种样品形态,以消除实验样品状态对实验结果的影响,将样品置于与D离子入射方向成0°的位置进行辐照,利用金硅面α探测器进行中子产额监测以及中子注量波动监测。辐照结束后,利用高纯锗谱仪离线测量反应产物231Th发射的能量为84.2 ke V的γ射线,得到~(232)Th(n,2n)反应率值。同时使用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)在数据库ENDF/B-Ⅶ.1、ENDF/B-Ⅶ.0、JENDL4.0下对实验进行了精确模拟,数据库JENDL4.0下的反应率计算结果与实验符合较好。     

计算机模拟γ测量谱

一个建立在微机DOS环境下的计算机模拟γ射线测量谱系统以一个实测的^135Cs谱作为模板,对活化测量谱和同位素源的γ射线谱进行了成形模拟。谱中包含了对全能峰、康普顿沿、康普顿坪和反散射峰的模拟。模拟系统具有谱峰面积计算、谱成形、谱显示、谱处理、谱存盘等功能。利用该模拟程序对^137Cs源、^152Eu源、^60Co源的γ射线谱以及锆样品和岩石样品的中子活化测量谱进行了模拟,模拟谱与实际测量谱非常接近。     

15MeV医用电子直线加速器治疗室内光核中子辐射场的研究

医用电子直线加速器产生的X射线已广泛的应用于放射治疗过程。由于X射线能量高于某一阈值与周围物质发生(γ,n),(γ,2n)反应而产生光核中子,导致治疗过程中,存在一定程度的中子污染危害。采用Monte-Carlo模拟方法,以点源模型对一台工作在15MeV能量档的Primμs-M型医用电子直线加速器,对照射野在0cm×0cm、3cm×3cm、5cm×5cm、10cm×10cm和20cm×20cm时,使用CR-39固体核径迹探测器和中子气泡探测器(BND)对照射野及照射野外中子剂量分布进行了测量,并对光中子剂量分布进行了模拟。测量和模拟的结果均表明,单一照射野内,光核中子引起的剂量随照射野周长减少呈指数增强趋势。随着照射野面积增大,光核中子总注量逐步增强。采用调强适形放射治疗时,光核中子引起的中子剂量贡献不容忽视。     

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%B_4C)可降低散射率约40%。     

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。