治疗用放射性核素与散裂中子源

介绍了用于治疗的常用放射性核素。这些核素包括纯β发射体、伴随发射适合于显像的低能γ光子的β发射体以及内转换电子和俄歇电子发射体。分析了利用核反应堆生产治疗核素面临的困难,指出基于强流加速器的散裂中子源将是生产临床所需治疗核素的最佳途径。     

中国散裂中子源反角白光中子源准直器的设计与测试

为获得核数据测量所需的束斑形状及较低的实验本底,反角白光中子源需通过准直器对束流进行刮束准直。以中子开关为例,根据相关要求确定了整体的设计方案。通过将挡块一分为二的设计,解决了小直径深孔加工的难题。利用有限元分析软件,优化了真空盒的外形结构及密封方式。针对挡块的工作环境,搭建了可用于真空的高精度耐辐射移动平台。经测试,中子开关的主要技术指标均满足要求,说明设计合理。     

散裂中子源TMR系统内中子输运模拟及其能谱分析

为了解中国散裂中子源(CSNS)及其输出中子的能量分布等相关信息,利用MCNP程序模拟中子的慢化和输运过程,计算不同情形下的输出中子能谱.结果表明,在退耦合窄化氢(DPHM)中的窄化片向下束流方向(downstream)偏移5mm时能有效窄化输出的能谱峰,并最大限度减少退耦合氢慢化器的输出中子对退耦合水慢化器输出中子的...     

中国散裂中子源靶体研制

中国散裂中子源(CSNS)靶体选用钨为靶材、钽为包覆层,采用包套法结合热等静压扩散焊工艺制备了钽包覆钨靶片。经检测,钨钽界面结合良好,钽层与钨基体平均结合强度大于64.07 MPa。靶体将钨靶片分成厚度不等的11片,散热采用一进一出的并行流结构,利用CFD软件进行了模拟计算,钨靶片间冷却流道间隙为1.2 mm,100 kW满功率运行情况下靶体最高温度为182.3 ℃,冷却水温升为7.1 ℃。经过半年多的试运行,CSNS靶体各参数满足CSNS的要求。     

散裂中子源(3.7GeV p+Pb)靶散裂研究中Lavsan探测器的应用

利用Lavsan探测器探测了直径8cm，厚20cm的铅靶中散裂反应的分布规律，并利用理论对实验结果进行了模拟解析，同时利用实测的散裂产物在靶区的分布验证了Lavsan探测结果及理论模拟结果。     

中国散裂中子源直线主副隧道的屏蔽设计

中国散裂中子源(CSNS)的核心部件是一台高能强流质子加速器,其孔道屏蔽是辐射防护设计考虑的重要内容。为确保直线加速器速调管大厅的工作人员辐射安全,本文采用蒙特卡罗程序FLUKA,对直线加速器的主副隧道间屏蔽墙和副隧道上方顶屏蔽的孔道屏蔽效果进行了模拟计算,提出了多种屏蔽优化方案,并按照CSNS工作场所的剂量率限值,分析给出了该处孔道屏蔽结构的优化改进意见。     

中国散裂中子源快循环同步加速器射频系统的设计与研制进展

研制了大功率宽带快速扫频射频系统,其用于中国散裂中子源（CSNS）快循环同步加速器（RCS）中,主要包括铁氧体加载谐振腔、射频功率源、偏流源和低电平控制系统。射频系统工作重复频率为25 Hz,扫频范围为1.022～2.444 MHz,单个腔体（双加速间隙）可提供最大30 kV加速电压。两级的调谐控制能解决快速扫频过程中的系统失谐问题,采用束流前馈、直接反馈等多种技术手段可对束流负载效应进行补偿。     

中国散裂中子源快循环同步加速器注入系统水平涂抹凸轨磁铁样机的设计

阐述了中国散裂中子源（CSNS）快循环同步加速器（RCS）注入系统水平涂抹凸轨磁铁样机的设计。为满足设计要求和空间位置关系的需要,提出一种不对称窗框型铁芯结构,同时针对样机研制中存在的技术难题提出相应的解决方案。磁场模拟计算和试验的结果表明,该结构设计合理。     

中国散裂中子源加速器注入束流损失调节研究

注入系统是中国散裂中子源（CSNS）加速器的核心组成部分,对束流功率提升和稳定供束运行具有重要意义。注入束流损失是快循环同步加速器（RCS）能否在高功率下运行的决定因素之一。本文首先研究CSNS加速器注入束流损失的主要来源,包括注入参数不匹配、注入方式选择、剥离膜散射粒子损失、未被剥离的粒子损失等。其次,根据加速器的束流调节进程,对不同来源的束流损失进行调节和优化,降低注入束流损失,提高注入效率。最后,总结注入束流损失调节结果,初步测量得到注入效率约99%,并对进一步降低注入束流损失、提高注入效率提出改进方法和意见。     

散裂中子源靶站和中子散射谱仪的概念设计

本文介绍了可应用于多学科应用的散裂中子源(CSNS)靶站和中子散射谱仪概念设计的进展。CSNS靶站将由重水冷却多片钨靶,铍/铁反射体和铁/重混凝土生物屏蔽体组成。采用三个WING型慢化器:水(室温),液体甲烷(100K)和液体氢(20K),设有18个水平中子孔道。MonteCarlo模拟显示优化的靶截面高宽比为1:2.5左右。额定的100kW核功率的质子束轰击后,慢化器处钨靶溢出的脉冲中子通量约为2.4×1016cm?2·s?1。有限元方法计算表明,钨靶体内的总发热量是47kJ/s。即使使用截面较小的钨靶,在通常的水冷速率下,靶体温度也仅略高于90°C。靶体的热应力形变最大不超过0.2mm。根据经济实用原则选择建造粉末衍射仪、小角散射仪、反射仪及直接几何非弹性散射仪等四类有代表性的中子散射谱仪,就能覆盖>80%的中子散射研究领域。     

关于先进核能系统的经济性

从中子经济性角度对不同先进核能系统的嬗变（或增殖）经济性作初步分析和比较     

关于先进核能系统的嬗变能力

就中子经济性对不同类型先进核能系统的嬗变能力进行初步分析和比较。     

关于先进核能系统的安全性

就先进核能系统的安全性作些讨论,并与常规临界裂变堆作了比较。     

高放废物的嬗变处置与不产生长寿命高放废物的先进核能系统

评述了近年来国际上比较关注的通过嬗变处置高放废物（ＨＬＷ）的方向和９０年代初进一步提出的不产生长寿命高放废物的先进核能系统概念，并对我国今后开展这方面工作提出了意见。     

次模拟裂变中子源能谱测量

一、引言次模拟和模拟裂变中子源用于研究链式反应系统的各种性质,所以这些中子源的能谱测量是很重要的。源材料、源包壳材料和工艺过程不同,中子源能谱也不同,因而在制作过程中,对源中子能谱的监测是十分必要的。这些中子源的能量一般是几百keV,这一能区连续中子能谱测量一直是很困难的。中子飞行时间法不适于本工作;阈探测器活化法在     

模拟裂变中子源能谱测量

一、引言在研究链式反应系统的各种性质时,常常用到具有类似裂变中子能谱的中子源。模拟裂变中子源主要由~(210)Po的α粒子轰击F,Be,Li,B等轻元素产生中子,随着靶元素成份以及结构的差异,中子能谱也不完全相同。应本院同位素处的要求,我们测量了一模拟裂变中子源的能谱,其源强约10~4n/s,靶成份为天然Li 24.16%,F66.14%,B 9.4%,     

北京大学4.5MV静电加速器中子实验室建设及实验测量的进展

扼要地介绍了北京大学中子实验室的主要设备、４．５ＭＶ静电加速器及中子核数据实验测量的研究进展概况。     

低能次级束核反应实验中的几个问题

确立了一种用于研究低能次能放射性束逆运动学核反应的实验方案。采取次级束的严格准直,反应产物的两维位置灵敏全体角探测,抗脉冲堆积和混合触发电子学线路等一系列措施,成功地实现了低流强条件下反应角分布的测量。     

中能核数据计算和评价工作的进展

中能核数据计算和评价工作的进展申庆彪（中国原子能科学研究院，中国核数据中心北京，１０２４１３）目前，在国际ＮＥＡＮＳＣＷｏｒｋｉｎｇＰａｒｔｙ中，成立了中能核数据评价的国际协作组（第１３组），我国有代表参加。同时中国核数据中心与ＩＡＥＡ已连续几年签订...     

紧凑 Tokamak(球形环)聚变堆第一壁及中心导体柱上中子负荷及核热计算与分析

采用通用蒙特卡罗粒子输运程序ＭＣＮＰ／３８计算低环径比Ｔｏｋａｍａｋ（紧凑环或球形环）聚变堆第一壁及中心导体上的中子壁负荷分布和核热沉积分布，并与常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上中子壁负荷分布和核热沉积分布进行比较、分析。结果表明，在中子壁负荷归一化为１ＭＷ／ｍ２时，与常规Ｔｏｋａｍａｋ相比，在低环径比Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁及中心柱表面上中子壁负荷分布峰值并不比常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上的峰值高，而且低于低环径比Ｔｏｋａｍａｋ堆整个第一壁上的平均值，而中心柱上的核热沉积峰值稍高于常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上的核热沉积峰值，但对较高中子壁负荷情况，中心导体柱上的核热沉积和辐照损伤仍可能是比较严重和值得特别研究的问题。