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2H(d,n)3He核反应中子注量的伴随粒子法测量 总被引:1,自引:0,他引:1
^2H(d,n)^3He核反应单能中子源广泛应用于MeV中子的散射和极化实验。采用伴随粒子法测量中子注量,用Si半导体探测器测量^3He粒子,用0.8μm Al箔来屏蔽散射的d束,系统可很好地分辨^3He,d,T和p,可测d^ 束能量到165keV,测量结果与用NE213探测器的结果相比较,一致性好于97%。 相似文献
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即将建成的中国散裂中子源(China Spallation Neutron Source,CSNS)反角白光中子束线可为核数据测量提供高注量率的脉冲白光中子束流,填补我国核数据测量用白光中子源的空白,提高我国核数据测量水平,满足核能、核技术及基础核物理研究对核数据的需求。该束线建成后,其中子能谱及注量率的精确测量将是开展其它物理实验的基础,快裂变电离室因其独特优点被选为中子能谱和注量率测量探测器。通过实验研究了快裂变电离室的粒子分辨性能、时间分辨性能;确定阴、阳极的合理间距为10 mm,据此测得电离室的时间分辨约15 ns;利用235U样品量计算的探测效率与利用伴随粒子法给出的探测效率在不确定度范围内符合,因此可以标定快裂变室的探测效率。通过这些工作,完成了满足反角白光中子束能谱及注量率测量需求的快裂变室的物理设计。 相似文献
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利用蒙特卡罗(MC)粒子输运程序MCNPX分别计算了用238U裂变电离室测量由加速器产生的14.8 MeV和25.5 MeV准单能中子注量率以及将其推广应用于测量散裂中子源和宇宙中子源的中子注量率时,由电离室结构、电离室气体、空气等引起的对探测器裂变计数率的修正因子,并给出了探测器在各种情况下的探测响应.为解决蒙特卡罗模拟中探测片太薄、统计误差过大的问题,计算中采用了Dxtran球和强迫碰撞两种方差减少技巧,以降低统计误差、提高计算效率.对于源中子谱覆盖范围较宽、抽样效率低的情况,采用了高能和低能两部分能谱分别计算的方法,以提高计算效率.将模拟计算得到的修正因子应用于探测响应的理论公式,得到相应的探测响应,并与MC模拟计算直接得到的探测响应进行了比较,对模拟计算进行自洽性验证.利用伴随α粒子测量装置和电离室同时测量14.8 MeV准单能中子注量率,得出238U裂变电离室对串列加速器上14.8 MeV准单能中子场的探测响应,与MC模拟计算结果进行比较,对模拟计算进行实验验证. 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(11):1361-1367
In our previous study, the simulation of a cyclotron-based neutron field for boron neutron capture therapy (BNCT) using a (p,n) spallation source with the MCNPX code was validated through measurements of the neutron energy spectrum behind the moderator assembly and the thermal neutron distribution in an acrylic phantom using reaction rates of 198Au. These validations showed that the simulation generally well reproduced the measurements. However, some discrepancies between the measurements and the calculation remained for clinical trials. In this paper, we investigated the influences of neutron source spectrum and thermal neutron scattering law data in the simulation to resolve those discrepancies. We also compared measured and calculated neutron doses behind the moderator assembly with results obtained using a tissue equivalent proportional counter. We clarified that the neutron source spectrum calculated using the LA150 data led to the overestimation of high-energy neutrons in a phantom, but this overestimation did not significantly affect the neutron dose distribution in a phantom, because a dominant part of the absorbed dose is due to neutrons of energies below 1MeV. The study of the influence of neutron scattering law data in a phantom also indicated that the use of selected S(α,β) data led to an improvement in the simulation of thermal neutron behavior. 相似文献
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The measured neutron transmissions through 6.7 mm thick pyroletic graphite (PG) crystal set at different take-off-angles with respect to the beam, as a function of wavelength, were compared with the calculated values using a general formula. An adapted version of the computer package graphite was developed in order to provide the required calculations in the neutron energy range from 0.1 MeV to 10 eV. 相似文献
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在四川大学720所2.5MeV静电质子加速器上,由核反应7Li(p,n)7Be,T(p,n)3He产生中子,对中国工程物理研究院研制的新型中子探测器进行效率刻度实验中,需要知道探测器位置处的中子绝对注量,为此我们测量了0.165、0.352、0.576、1.400MeV四个能点的中子注量。测量方法采用的是金活化法,在实验测量中,由靶头材料、冷却水层和样品的包层材料等引起的多次散射效应及中子在样品中的自屏蔽效应等均对实验结果产生影响。这些因素在实验中不可避免,也难以通过实验方法扣除,因此用Monte Carlo程序MCNP4C对上述效应进行了修正计算。 相似文献
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252Cf中子活化核燃料棒235U富集度均匀性检测装置 总被引:2,自引:1,他引:2
采用^252Cf中子活化方法研制燃料棒^235U富集度均匀性检测设备,用慢化后的^252Cf中子照射燃料棒,使燃料棒UO2芯块中的^235U发生裂变,通过测量其裂变产物的γ射线总强度对燃料棒^235U富集度及其均匀性进行在线检测。采用1.2mg的^252Cf中子源,能检测出燃料棒中^235U富集度相对偏差土10%的单个混料芯块,单根燃料棒的检测速度可达7m/min,检测结果的置信概率为97.74%。 相似文献
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在测量中快中子(n,p)反应的实验中,同样利用屏栅电离室测得聚乙烯薄膜反冲质子的能谱,并利用蒙特-卡罗方法对其进行校正,则得到中子的绝对注量率,将其结果与^238U测得的结果进行比较,二者在误差范围内相同,说明用此方法测量中子绝对注量率是可行的。 相似文献
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本文利用笔者导出的计算公式,对脉冲堆中子源元件进行了计算校核.最终得出脉冲堆中子源元件可以随堆运行的结论,并进行了必要的讨论。 相似文献
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为选出能有效地实现慢中子-γ光子转换的核素,根据有关截面数据分析了主要的决定因素,并结合具体模型用离散纵标法作了计算。辐射俘获是最佳的转换途径,核Eu能实现有效的转换。 相似文献