研究堆辐照孔道内热中子注量率测量方法研究

采用经典的活化箔法测量研究堆辐照孔道内热中子注量率的相对分布,并选择孔道内有代表性的点进行中子温度和热中子绝对注量率的测量;最后利用镉比修正法对实验结果进行校核。分析表明,2种方法得到的数据符合较好,可以相互校核用于其他孔道内的绝对热中子注量率测量。     

基于活化法及MCNP程序的临界装置功率刻度

介绍了临界装置功率刻度的方法,在不同功率台阶下利用活化法测量临界装置的中子注量率分布及归一点的绝对中子注量率,并利用经修改编译的MCNP程序对临界装置的中子注量率分布进行校核计算。基于中子注量率测量及计算结果通过裂变率法计算不同功率台阶下临界装置的功率,同时外推到堆芯最大热中子注量率为1×10⁸cm^-2•s^-1时的功率,实现了临界装置的功率刻度。     

热中子注量率测量方法研究

研究了金箔激活法和热释光法测量热中子注量率的方法,并对中国原子能研究院101重水反应堆某热中子通道热中子注量率的大小进行了测量,结果表明两种方法测量结果一致性很好,偏差仅为8．8％。     

300^#—1靶片内热中子注量率分布测量实验研究

介绍了以φ4mm×0.005mm的金箔为探测片,采用绝对与相对测量法测量300#-1靶片内部热中子注量率分布的原理和方法.给出了靶片所在堆芯位置的绝对中子注量率和靶片内相对中子注量率分布.为靶片自屏因子的确定提供了测量数据.     

300~#-1靶片内热中子注量率分布测量实验研究

介绍了以4 mm× 0 .0 0 5mm的金箔为探测片 ,采用绝对与相对测量法测量 30 0 #- 1靶片内部热中子注量率分布的原理和方法。给出了靶片所在堆芯位置的绝对中子注量率和靶片内相对中子注量率分布。为靶片自屏因子的确定提供了测量数据。     

4πβ-γ符合测量198Au活度方法研究

金箔活化法是中子注量率绝对测量常用方法之一,通过测量活化生成的198^Au核数目,可以获知辐照场热中子注量率信息。本文分析了利用4πβ-γ符合装置测量198^Au薄膜源活度的原理,提出了不制源情况下直接测量198^Au箔片活度命题,理论上证明了该方法的可行性,并提出了具体实现方案。     

白云母迹径探测器测量宽范围的绝对热中子注量率

我们用白云母径迹探测器测量了几种堆型的绝对热中子注量率,与活化金箔法测量结果在5％内符合。测量范围为10~2～10~8n/cm~2s。 1.原理 在所测的中子场中,裂变材料制成的靶(如~(235)U)受到热中子辐照后产生裂变,当固体径迹探测器与裂变靶贴在一起时,记录下径迹数,即可求得中子场的注量率:     

HFETR堆芯热中子阱研究

采用扩散和输运两种方法对高通量工程试验堆（HFETR）热中子阱进行研究。计算结果表明：水热中予阱的最佳热阱半径为6．0cm,其最大热中子注量率约是无阱时最大热中子注量率的3．1～3．7倍;铍一水热中子阱的最佳热阱半径分别为7．5cm（扩散方法）和2．5cm（输运方法）,其最大热中子注量率约是无阱时最大热中子注量率的3．2～4倍．     

西安脉冲堆热柱孔道中子束流参数测量

采用飞行时间法测量了西安脉冲堆热柱孔道热中子束流中子能谱分布,能谱测量结果较Thermal Maxwellian理论谱偏软,中子谱平均能量为0.042±0.01eV.采用金箔活化法测得热柱孔道出口前端热中子注量率为1.18×105 cm-2·s-1,热中子注量率测量的不确定度为3%.     

医院中子照射器中子束流出口处热中子注量率的测量

医院中子照射器是基于微型反应堆而设计的专门用于硼中子俘获治疗（BNCT）的核反应堆装置,其额定功率为30 kW。在堆芯相对两侧分别设有一条热中子束流和超热中子束流用于病人照射,在热中子束流内引出一条实验用热中子束流,用于瞬发γ法测量病人血硼浓度。本工作利用²³⁵U裂变靶和白云母探测片测量了热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子绝对注量率。结果显示,在30 kW额定功率运行时,热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子注量率分别为1.67×10⁹、2.44×10⁷和3.03×10⁶ cm^-2•s^-1。以上结果达到了BNCT设计要求,并能满足瞬发γ测量血硼浓度的要求。     

游泳池反应堆热柱中子束空间分布、能谱及剂量参数的测定

测量了中国原子能科学研究院游泳池反应堆热柱孔道外中子束的轴向和径向分布、超热中子谱及剂量参数。中子注量率随轴向距离增大而减小,其衰减规律与一个位于热柱孔道内之孔道轴线上某一点处的点源的情况相似;热中子与超热中子等效点源距热柱孔道口的距离分别为157和212em。采用E~(-α)与E(1′2)exp(-E/T)相结合的谱函数拟合超热中子谱,借助最小二乘法解谱而得出谱参数α:1.03,T=1.85MeV,平均能量约为0.97MeV。在3MW热功率下,距孔道口50cm处的热中子与超热中子注量率分别为1.61×10~7和6.1×10~4n/cm~2·s,剂量当量率分别为62和2.9cSv/h;热柱孔道口处的γ剂量当量率约为60cSv/h。     

单晶硅受照热中子注量率的双箔活化法测量研究

由于活化箔材料和单晶硅目标核素的活化截面随中子能量的变化曲线形状不同,导致等效2200 m/s热中子注量率的活化箔法确定值与单晶硅目标活化率的对应值存在一定的偏差。为研究活化截面的变化差异对测量的影响,对热中子活化截面均服从1/v规律,但共振积分和2200 m/s热中子活化截面的比值相差较大的Zr箔和CoAl箔进行了测量比较。结果表明,由于超热中子对前者的活化率贡献更大,导致Zr箔确定的值明显高于CoAl箔的值,活化截面的变化差异对测量结果有显著影响。为消除该影响,采用通过两种活化箔确定的值和Stoughton-Halperin约定关系式建立方程组的方法,确定了与单晶硅目标活化率对应的等效2 200 m/s热中子注量率。     

核电厂压力容器材料在49-2反应堆的辐照技术研究

应用MCNP程序对堆芯建模,计算得出辐照孔道内距堆心底部高25 cm处的中子能谱,结合多箔活化法测量结果,通过SANDII程序解谱得出该位置的快中子注量率;通过相对快中子注量率测量,获得孔道内轴向快中子注量率分布,从而确定辐照时长和辐照方案,使样品辐照达到快中子(E≥1 Me V)注量~6×1019cm-2的技术指标。为完成辐照样品解体,应用ORIGEN2程序计算,获得待解体样品源项;使用MCNP程序对解体时的操作环境进行建模,计算得出不同屏蔽层厚度的γ剂量率数据;与实测结果进行对比,计算结果与实测结果符合较好,证明屏蔽设计有效。本次辐照考验完全满足技术指标。。     

235U裂变电离室法及金箔活化法测量热中子注量率的不确定度分析

文章简述²³⁵U裂变电离室法及金箔活化法测量热中子注量率的基本原理,并对测量过程中的各项不确定度因素进行了分析评定,包括中子衰减、裂变计数率、全谱平均反应截面、金箔活性等。计算出的两种注量率测量相对合成标准不确定度满足2%～5％的要求。对减小中子注量率测量不确定度的方法进行了讨论。     

压水堆冷却剂下降段温度对中子探测的影响分析和修正研究

为研究压水堆功率运行条件下压力容器冷却剂下降段的水介质层温度变化对堆外中子注量率测量结果准确性的影响,分析了下降段水介质厚度和温度与泄漏热中子注量率的关系。结果表明,下降段水介质厚度或温度变化大于一定值时,反应堆堆外测量得到的中子注量率需要修正。结合堆物理和热工理论,进一步提出了一套工程可参考的修正方法。     

靶件内中子注量率分布计算方法研究

选择ANISN作为实验靶件内中子注量率分布计算的程序，编制辅助程序输入混合材料截面。计算得到延时水箱附近的中子注量率，与测量数据作对比。计算得到靶片自屏因子，并与2000年实验数据对比。确认计算方法可行后，计算得到实验靶件内热中子注量率分布数据。     

高额超热中子束流治疗孔道低浓化BNCT堆初步设计方案

根据硼中子俘获治疗(BNCT)中子源的要求,在高浓铀为燃料的微型反应堆(MNSR)的基础上,以富集度19.5%的UO2为燃料,将其堆芯低浓化并且添加水平超热中子束流治疗孔道,开展超热中子束流BNCT堆堆芯低浓化初步设计。计算BNCT堆的超热中子注量率、单位超热中子注量的快中子剂量率、单位超热中子注量的γ光子剂量率、超热中子注量与热中子的注量之比、中子束流能谱等关键参数。结果表明,该设计可以得到优良的超热中子束流。     

基于蒙特卡罗方法的引入中子阱结构板式燃料研究堆堆芯物理分析

对于研究堆,在堆芯功率不变的情况下,通过引入中子阱结构可大幅提高阱内热中子注量率峰值,同时这一结构的引入势必会对堆芯产生很大的影响,故需深入全面分析。本文参考国际上著名的研究堆,建立新型带有中子阱结构的研究堆物理分析模型,使用自主开发的堆用蒙特卡罗程序RMC探讨Be阱内热中子注量率峰值随阱外径的变化关系,并在该最佳Be阱尺寸下,比较无阱(Al)结构与Be阱结构堆芯热中子注量率峰值以及功率峰值因子。在堆芯热功率不变的条件下,Be阱结构内的热中子注量率峰值是无阱堆芯的2.6倍,而相应的功率峰值因子只提高了11%,这充分说明了引入中子阱结构是提高研究堆热中子注量率峰值的一种经济有效的方法。     

强流加速器D-Be中子源中子慢化引出研究

为优化成像中子束注量率和能谱,在考虑中子源能谱、角分布、面源结构及靶系统条件下,利用MCNP程序模拟源中子的慢化和输运过程,记录不同模型时慢化体内热中子注量率分布和成像中子束成分。结果表明,聚乙烯更适合用作小型热中子源慢化反射材料;D+束轰击靶面的束斑大小影响热中子在慢化体内的分布,束斑半径在1cm内变化对中子慢化影响较小;增加热中子引出孔道与D+束轴线的夹角能有效提高引出热中子束的纯度。     

能谱变化对239Pu裂变室测量快中子注量的影响

热中子和共振区的中子在快中子临界装置中所占的份额很小,但是由于其相对大的截面,在慢化物存在的情况下,热中子和共振中子份额的微小变化,对^239Pu裂变室测量中子注量的结果影响很大。通过测量^239Pu裂变电离室在包镉和包硼、周围有无慢化物等情况下的反应率,Au、In活化片的镉比,S活化片在能谱变化下与^239。Pu的反应率比等,分析了快中子临界装置中热中子和共振区中子的分布,讨论了中子能谱变化对^239Pu裂变室测量快中子注量的影响及解决办法。