中子活化R(R)矩阵元的新表达方式

中子活化R矩阵元R_(ij)和R矩阵元R_(ij)可能是现今表达中子活化分析中各元素之间的相关性的最简单最完善的新方式。R(ij)是由(n,γ)反应产生的核素i和j的生成率之比值B_i°/B_j°,而R(ij)则是由B_i°和B_j°与产生核素i和j的热中子(20℃)俘获反应的截面σ_i和σ_j(或用中子速度=2200ms~(-1)时的热中子俘获截面代替)分别计算得出的照射处的表观中子通量之比值 I_i/I_j。     

~(158)Gd与~(152)Gd堆(慢)中子俘获截面之比值

用~(159)Gd(i)与~(153)Gd(j)的生成率(B_i~o与B_j~o)和~(158)Gd与~(152)Gd的热中子俘获截面文献值(σ_i与σ_j)分别计算得到的照射处的表观中子通量(I_i与I_j)之间的比值R_(ij)称中子活化R矩阵元。~(175)Yb(k)与~(169)Yb(l)的生成率之比值R_(kl)称中子活化R矩阵元。R_(ij)的五个结果的平均值为1.66±0.05。R_(kl)之平均值为10.8,可以认为照射处的中子能谱接近于热中子能谱。     

关于~(176)Lu的热中子俘获截面

在测定由(n,γ)反应产生的一些放射性核素的生成率之间的比值时,发现以下情况。用~(177)Lu的生成率B_i~0和~(176)Lu的热中子俘获截面文献值σ_i计算得出的表观中子通量I_i与用~(51)Cr、~(46)Sc、~(59)Fe与~(141)Ce等的生成率和产生它们的热中子俘获反应的截面文献值计算得到的表观中子通量的平均值I_j之比值R_(ij)(平均的中子活化R矩阵元)不是预期的1,而是2.82。     

~(174)Yb和~(168)Yb堆(慢)中子俘获截面之比值

用~(175)Yb(i)与~(169)Yb(j)的生成率(B_i~0与B_j~0)和~(174)Yb与~(163)Yb的热中子俘获截面文献值(σ_i与σ_j)分别计算得出的照射处的表观中子通量(I_i与I_j)之间的比值R_(ij)不是预期的1而是文献值2.46。重复以上实验,由两个样品所得的R_(ij)值分别为2.52和2.45。B_i~0与B_j~0的误差均小于10％。由于~(163)Yb的共振积分与热中子俘获截面之比值8.3比~(174)Yb的(<0.10)为大,R_(ij)的     

瞬发γ射线中子活化分析及其应用

热中子与物质产生辐射俘获反应时,发出瞬发γ射线,用高分辨率锗半导体探测器测量瞬发γ能谱,进行能量和强度分析,从而达到识别元素及确定含量的目的,此即瞬发γ射线中子活化分析,简称PGNAA。由于~(252)Cf中子源和锗探测器的发展,PGNAA作为堆中子活化分析     

医院中子照射器热中子束能谱特性研究

医院中子照射器是我国建造的第1座用于医疗目的的微型反应堆,已于2009年12月7日首次达临界,2010年1月22日达到满功率运行。在治疗前,需测量出口处的中子通量密度及能谱等参数,为后续实验提供依据。本文用MCNP建立医院中子照射器模型,得到能谱计算值。选用金箔活化法测量绝对中子通量密度,多箔活化法测量中子能谱,用SAND-Ⅱ程序解谱,并将实验结果与计算结果进行了比较。     

基于堆外中子能谱测量的堆芯中子场反演方法

目前商用反应堆堆内采用的自给能探测器(Self-Powered Detector,SPD)可以实现堆芯中子通量分布的在线测量,但难以测量中子能谱。同时由于一些先进反应堆堆内服役环境更加恶劣,现有的堆内测量系统难以满足先进反应堆堆芯中子场在线测量的需求。本文提出了一种基于堆外中子能谱测量的堆芯中子场反演方法,通过正向中子输运计算构建堆芯相邻截断面之间的能谱响应矩阵,实现反应堆堆芯中子场的反演计算。通过采用两个简化的反应堆模型进行验证,其中对压力容器处反演的中子能谱与蒙特卡罗输运计算结果平均相对偏差约为14%,在外层燃料组件区域反演的中子能谱与蒙特卡罗输运计算结果平均相对偏差约为11%,初步验证了本方法的可行性。     

中子活化分析中各元素之间的相关性—R矩阵的计算

本工作中应用一次实验的数据具体计算了:(1)60至1700keV间的各种能量的γ射线的相对探测效率与探测效率;(2)34种元素在中子活化中产生的40种放射性核素的相对生成速率与生成速率;(3)照射位置的中子通量(用诸元素的天然同位素的热中子(n,γ)反应截面计算得出):(4)诸核素之间R矩阵元。 1.实验工作 将以下单元素标准和多元素混合标准:(1)Os、Ir、Ru和Re,(2)La、Nd、Eu、Gd、Tm、Yb和Lu,(3)     

多球谱仪测量BNCT医院中子照射器中子束能谱

用于硼中子俘获治疗（BNCT）的医院中子照射器（IHNI-Ⅰ）已由北京凯佰特技术有限公司建设完成,为获得空气中自由中子束的能谱,建立了一套改进的主动式多球谱仪,并开展了相关实验方法研究。该谱仪包含14个探测单元,中心探测器为球形³He正比计数器。为改善谱仪在超热能区的分辨率,在常规多球谱仪的基础上增加了4个包裹不同厚度硼壳的探测单元。通过MCNP程序计算谱仪的响应函数,并利用标准²⁵²Cf和²⁴¹Am-Be中子源进行了校准和验证。测量在距离照射器孔道口110 cm处进行,再采用反迭代方法将能谱修正到孔道口处,结果显示,测量的中子能谱与理论模拟结果略有差异。因而利用ROSPEC谱仪和金箔对中子能谱和PMMA体模内中子通量密度的深度曲线进行了测量,结果验证了多球谱仪测量结果的可靠性。     

我国脉冲中子测井技术发展综述

脉冲中子测井是以脉冲中子源产生快中子,与井眼和地层物质元素原子核发生作用,通过记录γ射线或热中子,从而进行含油饱和度、孔隙度及水流量等地质和工程参数确定的测井技术。概述了国外几种饱和度测井和氧活化水流测井技术及国内对仪器的引进和应用情况,总结了国内中子寿命和碳氧比能谱测井仪的研发历程,并对我国脉冲中子测井技术的发展前景和突破口进行了阐述。     

基于14 MeV μs脉冲中子发生器与NaI(Tl)和BGO闪烁探测器的爆炸物检测系统的研制

介绍了利用14MeV μs脉冲中子发生器、NaI(Tl)和BGO闪烁探测器建立的爆炸物检测实验系统。研究了中子感生瞬发γ能谱的时间特性，分别测量了快中子的非弹性散射γ能谱和热中子辐射俘获γ能谱。使用了NaI(T1)和BGO两种探测器测量γ能谱；NaI(Tl)探测器在测量“N的热中子辐射俘获γ10、835MeV时表现出了很好的性能，而BGO探测器则在测量^12C和^16O的快中子非弹性散射γ时得到了较好的结果。利用这两种探测器测量了22种样品，其中包括RDX、TNT、NQ3种炸药。根据NaI(Tl)和BGO测量到的中子感生瞬发γ能谱，在分析了^1H、^12C、^14N、^16O的元素含量之后，有效地实现了对炸药与普通物品的分辨。     

基于加速器~7Li(p,n)反应的硼中子俘获治疗中子源的优化设计

7Li(p,n)反应以中子产额大、反应阈能低等优点成为硼中子俘获治疗加速器驱动中子源所用中子反应的候选类型之一。本文重点研究了该中子产生反应作为加速器驱动中子源的中子产额及其能谱特性,并对产生的高能中子束流进行慢化,使其满足BNCT治疗要求。首先采用蒙特卡罗程序MCNPX2.5.0模拟加速器7Li(p,n)反应过程,得到1.9 3.0 MeV能量入射质子的中子产额及其能谱,并详细研究了质子入射能量为2.5 MeV的最佳条件下产生的中子束流特性;进而提出中子束流的慢化设计方案,并对慢化所得超热中子束品质进行分析研究。模拟计算结果表明,10 mA流量的2.5 MeV能量入射质子所产生的中子束经过慢化处理后,可以很好地满足硼中子俘获治疗的中子束流要求。     

砂岩中25种元素的中子活化分析—绝对法测定

应用常规活化分析方法处理并辐照岩石及标准样品。照射后的样品用Ge(Li)探测器作无损定量分析,元素的含量用两种方法计算:(1)用标准Au、Co活性求解热中子和超镉中子通量后,利用文献给出的中子截面等核常数计算,即绝对法;(2)为检查绝对法中因引用核参数造成的误差,制备了Ta、U、W、Na、La、Fe、Hf、Ce、K、Lu等元素标准伴随照射,用     

基于14 MeV μs脉冲中子发生器与NaI(Tl)和BGO闪烁探测器的爆炸物检测系统的研制

介绍了利用14 MeV μs脉冲中子发生器、NaI(Tl)和BGO闪烁探测器建立的爆炸物检测实验系统.研究了中子感生瞬发γ能谱的时间特性,分别测量了快中子的非弹性散射γ能谱和热中子辐射俘获γ能谱.使用了NaI(Tl)和BGO两种探测器测量γ能谱;NaI(Tl)探测器在测量14N的热中子辐射俘获γ 10.835 MeV时表现出了很好的性能,而BGO探测器则在测量12C和16O的快中子非弹性散射γ时得到了较好的结果.利用这两种探测器测量了22种样品,其中包括RDX、TNT、NQ 3种炸药.根据NaI(Tl)和BGO测量到的中子感生瞬发γ能谱,在分析了1H、12C、14N、16O的元素含量之后,有效地实现了对炸药与普通物品的分辨.     

快热中子法检测煤的低位热值

介绍了利用脉冲中子发生器产生的快热中子感生的瞬发γ射线的两种反应,快中子非弹性散射(n,n'γ)反应和热中子俘获(n,γ)反应,对煤的低位热值进行分析的方法、原理和设备.γ射线探测器采用BGO探头.采用多元回归分析方法,较好地解决了元素间的干扰问题.用脉冲中子法测得的低位热量分析值与化验值的误差＜0.4MJ/kg.     

D-T中子照射下贫化铀球、钒球介质内中子能谱和伴生γ能谱测量

为获得介质内中子能谱及伴生γ能谱的实验数据，在中心D-T中子照射下，用18mm×20mm的茋闪烁体探测器，测量了与D+束成45°角的水平方向距球心7、10、13、16、19、22cm位置处贫化铀球介质内的中子能谱和伴生γ能谱，以及钒球内与D+束成0°角、距离球心1.8、4.8和8.3cm处的中子能谱和伴生γ能谱。用MCNP/4B程序和ENDF/B-VI库数据对实验模型进行模拟计算，并与实验结果进行了比较。     

普贤堆退役放射性评价方法及主蒸汽管道室的中子能谱计算

介绍了日本普贤堆(Fugen)的概况和主要设计参数,以及该堆今后的技术发展趋势。根据该堆的退役现状,介绍日本的退役战略方针以及普贤堆采用的退役方法和今后的退役步骤,并采用MCNP程序对普贤核电厂主蒸汽管道内蒸汽^17N(β,n)反应产生的相对中子通量和中子能谱进行计算,据此分析了主蒸汽密度、主蒸汽管道半径对中子能谱计算结果的影响。结果表明．改变电厂运行瞬态不会影响主蒸汽管道室的中子注量分布,而增大主蒸汽管道尺寸则能够有效地降低管道保温材料所受的中子照射,这一结果对今后电厂核设施的辐照影响分析以及放射性评价具有一定的意义。     

~(175)Yb与~(169)Yb的中子活化R矩阵元作为中子能谱的监测器

由~(174)Yb和~(168)Yb的(n,γ)反应产生的~(175)Yb(i)和~(169)Yb(j)的生成率之比值B_i~o/B_j~o;称为~(175)Yb与~(169)Yb的中子活化R矩阵元R_(ij)。R_(ij)的准确度比之其他的R矩阵元的要高得多。另外,~(168)Yb(n,γ)~(169)Yb反应的共振积分与热中子俘获截面之比值的文献值为8.33±0.74,而~(174)Yb(n,γ)~(175)Yb反应的为<0.1,二者之间的差别比较显著,~(175)Yb与~(169)Yb的半衰期又比较适     

医院中子照射器物理启动

医院中子照射器是专门用于硼中子俘获治疗的核装置。在堆芯相对两侧,设有热中子束流和超热中子束流用于治疗,另外,在热中子束流内引出1条热中子束流用于病人血硼浓度测量。本文介绍其物理启动的6个实验,实验结果表明：满功率最大运行时间为12 h,最终后备反应性为4.2 mk,满功率运行时各工艺房间辐射水平满足设计辐射分区要求,4.2 mk反应性释放实验证明医院中子照射器具有固有安全特性。     

LiD中子物理蒙特卡罗模拟计算

本工作旨在模拟计算处于反应堆堆芯适当位置的杯形LiD靶室经热中子辐照后在腔室中形成的能量约为14MeV的中子场。通过采用蒙特卡罗多分支方法模拟中子-氚的联合输运过程,得到了腔室中的中子通量、能谱以及LiD靶室行处的沉积能量。 对于带有H2O反射层的装置,计算该层内的各区中子通量。经过比对,计算结果与实验数