脉冲高度权重技术测量197Au中子俘获截面

脉冲高度权重技术是利用C_6D_6探测器测量中子俘获截面的一种数据处理方法。在中国散裂中子源(China Spallation Neutron Source,CSNS)的反角白光中子源(Back-n)靶站上,通过测量金靶(~(197)Au)的中子俘获截面,验证了该方法的可靠性。首先利用Geant4蒙特卡罗程序模拟给出了不同靶条件下的探测器效率,脉冲高度权重函数等基本项,使得加权后的探测器效率与γ能量成正比。然后通过实验测量了~(197)Au中子俘获截面。结果表明:测量获得的中子俘获截面数据和ENDF/B-VⅢ.0评价数据相符合,同时发现随着实验靶尺寸的不同和质子束功率的增加,会使得实验本底的扣除误差越来越大。     

裂变元素中子共振反应的裂变和俘获截面的相关分析

我们曾用多能级展开的Adler-Adler公式对裂变元素的中子共振反应(裂变或俘获)截面作过分析,求出裂变或俘获截面的共振参数。本工作是进一步对同一核素的裂变和俘获截面两组实验数据作相关分析,以求取同一核素两种截面相应的共振参数。     

100eV以下~(169)Tm中子共振参数的测量与分析

本文介绍了在韩国浦项中子源上应用中子飞行时间方法进行的169 Tm的全截面穿透测量,发布了1组新的169 Tm透射率和全截面数据,并在此基础上介绍了应用SAMMY程序结合实际实验环境,对169 Tm在100eV以下能区的中子共振参数进行的分析和计算。结合此次计算结果及前人的169 Tm共振能区实验数据和评价结果,对169 Tm的100eV以下能区中子共振参数进行了评价和推荐,探索并总结了中子共振参数评价的基本方法和流程。     

一台测量快中子辐射俘获截面的大液体闪烁探测器

为了测量快中子辐射俘获截面,我们研制了一台测量γ射线的球形液体闪烁探测器,其直径为1m,容积680l。该探测器属4π几何类型,探测器效率达80％以上。为了降低本底,除了用10cm厚的铅和40cm厚的石蜡建成屏蔽室外,还采用符合方法,使本底计数小于100cps。探测器已经在2.5MeV脉冲质子静电加速器上测量了金、钽和铥等元素的辐射俘获截面。     

基于白光中子源的核石墨硼当量测量

核材料中热中子吸收截面高的杂质会引起堆芯反应性的变化,一般用硼当量表示这些杂质对热中子的吸收,硼当量是衡量核材料纯度的重要指标之一。热中子宏观吸收截面法是硼当量测量的方法之一,测量时采用同位素中子源则精度低,而白光中子源产生的中子强度高、方向性好,且可慢化为热谱,能有效提高硼当量测量精度。本文基于15 MeV电子加速器驱动的白光中子源开展核石墨硼当量测量的研究,利用蒙特卡罗模拟并优化实验方案,对实验数据进行检验与修正,建立核石墨硼当量测量定量分析方法。该方法能快速、准确检测核材料的硼当量,对反应堆的物理设计、安全性评估等具有重要意义。     

利用不可分辨区共振参数计算中子微观截面

一、中子截面计算公式为了利用ENDF/B库所给出的不可分辨区的共振参数计算中子散射截面、俘获截面和裂变截面,同时,对于不同分摊慢化截面与不同温度作Doppler展宽,以适应实验数据处理、产生群截面的要求。为此,对考虑与不考虑Doppler展宽两种情况,中子截面具体的计算公式分别叙述如下:     

用于C6D6测量系统的高精度权重函数计算方法研究

本文基于中国散裂中子源(CSNS)反角白光中子束线(Back-n)的C₆D₆测量系统,以重要核素²⁰⁹Bi为研究对象,利用蒙特卡罗方法研究了样品厚度对权重函数求取精度的影响,并发展了求解C₆D₆探测器的点态权重函数技术。研究结果表明,目前Back-n上的C₆D₆测量系统权重函数的系统不确定度会随实验样品厚度的增加而迅速增加,而本工作得到的点态权重函数的系统不确定度在样品厚度增大到6 mm时仍小于0.5%,有利于提高厚样品实验数据的精度。本工作为将来在Back-n上开展如²⁰⁹Bi等高原子序数、小截面核素的中子辐射俘获截面的实验测量奠定了技术基础。     

测量中子辐射俘获截面中多次散射修正的蒙特卡罗计算

本文针对实验装置的具体情况,对中子输运过程采取了“强迫碰撞”的办法,关于中子一次散射的贡献采取了“指向概率”的办法。为了提高计算效率,对于放置在样品架上不同角度的4个样品(大小结构相同)同时记录贡献。计算结果与实验估算基本一致。     

中子俘获反应截面在线测量技术研究

利用γ全吸收型4π BaF₂探测装置,对中子俘获反应截面进行了在线测量。基于HI-13串列加速器提供的脉冲化质子束,通过⁷Li(p,n) ⁷Be反应产生中子,构建了keV能区中子源实验条件,经屏蔽准直后的中子轰击样品,应用4π BaF₂装置在线测量(n,γ)反应复合核退激时释放的瞬发γ射线级联,测量了Au、C、Nb、空白等样品。通过计算⁹³Nb(n,γ)⁹⁴Nb和¹⁹⁷Au(n,γ)¹⁹⁸Au两个反应的截面数据比值并与文献数据比对,检验了4π BaF₂探测装置和(n,γ)反应截面在线测量技术,为在中国散裂中子源（CSNS）上顺利开展(n,γ)反应截面数据测量工作提供了技术支持。     

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。     

先进裂变核能的关键核数据测量和CSNS白光中子源

在设计加速器驱动的次临界系统（ADS）、核废料嬗变装置及钍基熔盐堆时亟需一些关键核数据,当前核数据库受实验条件或中子能区的限制,存在核数据精度不高甚至少部分核素数据缺失的情况。本文综述了国内外相关的核数据研究和相应的白光中子源情况。基于中国散裂中子源(CSNS)的反角通道白光中子源实验终端的中子束流具有非常宽的能谱（0.01 eV~200 MeV）和很好的时间特性。模拟得到距靶80 m处的实验终端的中子注量率为9.3×10⁶cm^-2•s^-1,1 eV ~ 1 MeV能量间隔内的中子数占总中子数的53%;同时,加速器运行在双束团模式或单束团模式,时间分辨率均在0.3%～0.9%之间,适合开展核数据测量。     

基于加速器的硼中子俘获治疗装置束流整形体的设计及其临床参数研究

在硼中子俘获治疗（BNCT）中,束流整形体是BNCT装置产生高品质中子束的关键部件之一,其设计至关重要。本文基于25 MeV质子打锂靶产生中子的过程,对加速器驱动的BNCT中子源的束流整形体进行了可行性方案设计,研究了慢化体厚度差异对出口束流品质、头部模型中的剂量分布和临床参数等方面的影响。研究表明,可行性方案设计在30 mA质子束流驱动下,可达到IAEA对束流品质的要求;在本文3种慢化体厚度设计下,随着慢化体厚度的增加,出口超热中子束流强度减小,快中子份额减小,进一步导致优势深度变浅,正常组织最大剂量率减小,治疗时间变长。     

用于CSNS反角白光中子源的双屏栅电离室设计及性能研究

为测量中国散裂中子源（China Spallation Neutron Source, CSNS）反角白光中子源150 keV以下能区飞行时间法中子能谱,研制基于¹⁰B(n, α)⁷Li和⁶Li(n, t)α核反应的双屏栅电离室,采用薄窗和薄底衬的结构设计。通过Garfield++、SRIM和Simcenter Magnet Electric程序对屏栅电离室的工作气体、极间距和电场分布等工作参数进行模拟设计,并采用α源及CF₄、P10、90%Ar-10%CO₂三种气体对电离室进行性能参数测试。结果表明,选定电子漂移速度快、扩散系数小,以及阻止本领大的CF4作为CSNS/Back-n束上测试工作气体,阴极-栅极和栅极-阳极间距分别为20 mm和5 mm。屏栅电离室收集区74 mm范围内是电场均匀区,场强的相对偏差≤0.03%;性能测试结果表明,工作气体为CF₄时,电离室对²³⁹Pu/²⁴¹Am/²⁴⁴Cm混合α面源具有很好的能量分辨,最佳能量分辨率为2.4%@5.48 MeV。对比平板型电离室和硅微条探测器的测量结果,验证了本工作研制的屏栅型电离室的能量分辨优势。     

用于核素在线瞬发伽马数据测量的热中子源设计

基于MCNP程序建立了西安脉冲堆热中子源设计的蒙特卡罗深穿透耦合屏蔽计算方法;采用MCNP临界源模型计算了热柱方腔前表面的中子、伽马平面源的参数,并与实验值进行了对比,给出了平面源的修正系数;基于中子、伽马等效平面源,采用新型硼铝复合材料以及铅、铋等材料,优化设计了热中子束流滤束装置,给出了热中子束流滤束装置的升级改造方案,得到热中子通量密度较原设计方案提高3倍、中子伽马通量密度比值大于10的平行热中子束,且束流外侧区域的中子、伽马本底剂量率接近0.025 mSv/h的辐射防护标准。     

Physics Analysis and Optimization Studies for a Fusion Neutron Source Based on a Gas Dynamic Trap

To further investigate the fusion neutron source based on a gas dynamic trap （GDT）, characteristics of the GDT were analyzed and physics analyses were made for a fusion neutron source based on the GDT concept. The prior design of a GDT-based fusion neutron source was optimized based on a refreshed understanding of GDT operation. A two-step progressive development route of a GDT-based fusion neutron source was suggested. Potential applications of GDT are discussed. Preliminary analyses show that a fusion neutron source based on the GDT concept is suitable for plasma-material interaction research, fusion material and subcomponent testing, and capable of driving a proof-of-principle fusion fission hybrid experimental facility.     

D-T中子源束斑尺寸测量技术及应用

D-T中子发生器作为高能中子源,已用于特种核材料的有源探测技术中,利用时间符合法可实现被测物体的多模式成像,而中子源束斑尺寸是影响成像位置分辨的一个重要的因素。因此,结合D-T反应的特点和实际应用环境,开发了n-α关联符合测量确定中子源束斑尺寸的方法。利用该方法对小型移动中子发生器的束斑尺寸进行了测量,获得的束斑尺寸为(2.8±0.9) mm,与用CCD相机直接观测得到的约3 mm的测量结果一致,证明了该方法测量束斑尺寸的可行性。该方法也可用于辅助D-T中子源调束和关联粒子成像实验过程中的束斑监测。     

Beam Spot Size Measurement Technology and Application for D-T Neutron Source

As a high-energy neutron source, the D-T neutron generator has been used in the active detection technology of special nuclear materials. The time coincidence method can be used to achieve multi-mode imaging of the measured object, and the beam spot size of the neutron source is a very important factor that affects the imaging position resolution. Therefore, combined with the characteristics of D-T reaction and practical application environment, a method for n-α correlation coincidence measurement to determine the beam spot size of neutron source was developed. This method was used to measure the beam spot size of a small mobile neutron generator. The beam spot size obtained is （2.8±0.9） mm, which is consistent with the measurement result of about 3 mm obtained by direct observation with CCD camera, which proves that this method is feasible. This method can also be used to assist D-T neutron source beam tuning and beam spot size monitoring in associated particle imaging experiments.