基于6LiF/ZnS(Ag)和闪烁光纤的宽能谱中子探测技术研究

为了解决传统中子探测器在狭窄空间、强电磁干扰、远距离传输等复杂环境下探测中子时存在的不足,本研究将6LiF/ZnS(Ag)混合材料和闪烁光纤相结合,设计了一种可用于宽能谱中子测量的新型闪烁体光纤中子探测器。基于蒙特卡罗粒子输运计算程序FLUKA对该新型光纤中子探测器的中子探测性能进行了模拟研究,完成了闪烁体光纤探头的优化设计。结果表明,当入射中子的能量在0.01~10 eV和0.5~10 MeV范围时,该新型中子探测器具有较高的中子探测效率,可用于热中子-快中子宽能谱范围中子的探测;通过对比脉冲幅度的差异,该新型中子探测器能够实现n-γ信号的甄别。      

组合式核测量探测器研究

通过合理组合涂硼计数管和γ补偿电离室,在计算机辅助分析和改进涂硼技术的基础上,研制能够覆盖反应堆中子通量的全量程中子核测量探测器。该探测器保持了计数管和电离室的灵敏度,可减少堆外探测孔道和探测器数量,为源区中子测量的准确性和可靠性提供冗余通道,确保反应堆临界安全和核安全。     

直接探测快中子的仪器

【美国《核新闻》1987年第3期第115页报道】美国桑迪亚国家实验室的科学家,已经发明了一种有机金属中子探测器。使用这种探测器,人们可在直接的一步过程中探测快中子。这样的探测器,也许可用来监测裂变堆或聚变堆的快中子泄漏。因为中子不带电荷,大多数的中子探测     

声空化核效应实验的中子探测系统

设计建立了用于声空化核效应的中子测量系统,该系统由ST-451液闪探测器和BF₃正比计数管组成,各中子谱仪的仪器精度<2.42%,并导出BF₃正比计数管的中子探测灵敏度计算式。利用高压倍加器氘离子轰击D-Ti靶产生的2.45MeV中子,对BF₃计数管进行探测灵敏度标定。利用BF₃正比计数管测量声空化核效应实验的声核中子,由此估算有效中子发生率为7.0×10⁴～8.0×10⁵s^-1。     

探测快中子的新技术

本文概述了近年来探测快中子的新技术，它们分别是：抑制γ射线、热中子和带电粒子的符合谱仪；高分辨宽能量范围正比计数器的＾３Ｈｅ夹心谱仪；含氢的纤维闪烁体用于抑制γ射线、中子位置分布和中子能谱测量；及含锂的纤维玻璃闪烁体用于长中子计数器测平均中子能量；中子的直接探测；用于中高能和重离子核物理的多元件阵列快中子探测器和极化仪；用于核核查的中子源影像探测器；高入射氘核能量和高能中子的伴随粒子技术等７个方面     

基于C_6D_6探测系统的中子俘获截面测量技术研究

<正>中子辐射俘获反应截面在新一代核反应堆设计、核废料嬗变和核天体物理等领域有非常重要的应用价值。在中国散裂中子源反角白光中子束线上建立了一套C_6D_6探测器系统,用于开展中子辐射俘获反应截面测量。研究脉冲高度权重技术,使探测系统对伽马射线的探测效率与伽马射线能量呈正比,图1给出权重函数曲线以及加权后探测效率     

高压~4He气体闪烁体中子探测器的物理设计

高压4He气体闪烁体中子探测器是一种具有快响应、高n-γ甄别比和较高探测效率等特点的新型快中子探测器。本工作采用了蒙特卡罗方法研究了4He气体压强和几何尺寸对高压4He气体闪烁体中子探测器的性能影响规律,并开展了探测器结构的优化设计。研究结果表明,气压增大可线性增加中子本征探测效率;探测器长度增加会降低中子的探测效率;探测器管径增加会使中子探测效率提高。当气压取120 atm,长度和管径分别取200 mm和44 mm时,探测器对近裂变谱中子(平均能量1.05 Me V)的探测效率为4.28%,为后续探测器制备提供理论指导。     

252Cf裂变γ射线伴随飞行时间法刻度液体闪烁体中子探测效率

宏观检验实验是检验核数据正确性的重要实验方法之一。液体闪烁体中子探测器是中子核数据宏观检验实验中快中子能谱测量的主要探测器,其探测效率曲线的准确性关系到实验结果的精度。本文采用²⁵²Cf中子源的伴随γ射线和飞行时间法测得了液体闪烁体对2.0～10.0 MeV中子的相对探测效率曲线,同时利用飞行时间法和400 kV脉冲中子发生器的d-D反应中子源测得了2.9 MeV单能中子的绝对探测效率。将相对探测效率曲线归一到单能点的绝对效率,得到探测器在这一能区的绝对探测效率曲线。使用蒙特卡罗程序NEFF模拟相同参数的液体闪烁体探测器对10.0 MeV以下中子的探测效率曲线。最后将实验结果与模拟结果对比,结果表明实验得到的探测效率曲线合理、准确。     

飞行时间效应对含氢系统瞬发中子衰减常数测量的影响

为实验获取含氢介质核系统的瞬发中子衰减常数,对中子飞行时间效应的影响进行了数值计算,并设计实验来验证分析结论。结果表明,当中子的飞行时间效应显著时,测量结果的准确性将受到影响;对热中子灵敏的6Li玻璃探测器,通过减小探测距离和屏蔽低能中子可降低中子飞行时间效应的影响。     

固体径迹探测器在中子辐射监测中的应用

1.基本原理 中子剂量测量是辐射剂量学的重要组成部分。自1962年以来,中子辐射的监测已越来越多地应用固体径迹探测器。这种新型的探测器是通过(n,f)、(n,a)、(n,p)等核反应和散射来探测中子的。由上述过程产生的次级带电粒子(裂变碎片、α粒子、质子和反冲核)在有机聚合物、玻璃和云母等探测材料上造成可蚀的损伤区域,经过一定的化学或电化学处理,在损伤区域显示出可见径迹。记录带电粒子径迹的密度和大小,可以测量中子的通量、剂量和能量。     

基于SCADE的反应堆中子倍增时间算法设计与验证

为实现反应堆装料至升功率期间对核裂变反应速率的密切监视,需对反应堆中子倍增时间进行正确稳定的测量。本文基于对中子注量率测量的统计特性分析,设计了一种适用于压水堆核仪表系统的倍增时间算法,并利用SCADE软件对实现了算法,同时在方家山核电工程2号机组上进行了堆上试验,试验验证了该算法的稳定性、及时性和有效性。因此,本研究设计的反应堆中子倍增时间算法能够应用于压水堆核仪表系统中子注量率测量信号的处理。      

基于NPL-NMC系统的γ测量子系统的建模与优化

在军控核查中,核部件的质量、丰度、年龄属性需采用无损方法进行核查,NPL-NMC系统是一套利用中子多重性测量核部件质量属性的装置,为建立完善的属性测量系统,还需在NPL-NMC系统的基础上建立γ测量子系统。本文通过设计γ测量子系统在NPL-NMC系统上的布局及对中子屏蔽的优化,使系统能对铀部件的丰度、年龄属性进行测量。模拟计算结果表明,该γ测量子系统能很好地满足军控核查对铀部件丰度、年龄属性测量的要求。     

基于白光中子源的169Tm辐射俘获截面测量和共振参数分析

中子辐射俘获截面及共振参数在核工程设计、核天体物理等研究领域中有重要的应用价值。在中国散裂中子源（CSNS）反角白光中子束线（Back n）上,使用C6D6测量系统开展了169Tm辐射俘获反应测量。通过脉冲高度权重技术、共振吸收法和饱和归一法得到169Tm辐射俘获反应的产额。利用SAMMY程序拟合169Tm的产额数据,得到169Tm在1~100 eV能量区间的共振能量、中子宽度、辐射俘获宽度等共振参数。使用实验测得的共振参数和Reich Moore近似计算了169Tm在1~100 eV能量区间的辐射俘获截面。实验测量结果与ENDF/B Ⅷ.0数据库的推荐值总体符合较好,部分共振参数和截面存在一定的差异。产生这些差异的原因与Back n的源中子能谱结构、能量分辨率、实验本底的精度有关。     

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.     

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。     

紧凑型D-D中子发生器控制系统设计与实现

紧凑型D-D中子发生器为工业物料中子活化分析提供稳定可靠快中子源,其控制系统需要实现对加速器现场多设备远程参数调节和状态监测,保证中子发生器持续稳定运行,采用PC机加智能仪器构成的分布式结构,设计开发了一套基于Lab VIEW的综合控制系统,将My SQL数据库接入控制系统,实现中子发生器各设备主要运行参数的保存与查询。系统测试稳定,并成功应用于该中子发生器的调试和实验中。     

最优化方法应用于裂变核反应理论计算的研究

中子诱发裂变核反应的反应机制十分复杂,需由光学模型、复合核模型等共同描述,因此需同时对大量参数进行调节才能正确描述裂变核反应数据。本文在FUNF裂变核反应模型基础上,利用先进的最优化方法MINUIT,结合MPI的并行计算方法,研究了MINUIT对裂变核反应调参的工作原理,并以中子诱发238U的裂变核反应为例,验证了裂变核反应数据优化方法的可靠性。     

固定式中子剂量仪器现场标校方法研究

本文利用小型可控中子源和中子剂量参考仪器组成的核设施现场标校系统,通过空间位置对称条件下的待校准仪器与参考仪器对中子管出射中子响应之比,得到校准系数;为了完成仪器的周围剂量当量校准系数从国家标准计量检定中心参考辐射场到核设施现场的传递,必须对其进行能量修正。通过Am-Be中子源模拟核设施内部辐射场,在其中进行中子剂量仪器现场标校实验,并与校准过的多球中子谱仪测量结果相比较。结果表明:使用未经修正的校准系数对待校准仪器的测量结果进行校准,周围剂量当量率相对偏差为17.0%;使用修正后的校准系数对待校准仪器的测量结果进行校准,周围剂量当量率相对偏差为-2.4%。     

反应堆物理实验中的源倍增法研究

给出了反应堆物理实验中临界测量和次临界度测量通常所采用的源倍增方法研究。首先从有源的扩散理论出发,导出了与以前不同的源倍增方法的公式。源倍增方法测量的参数实际是次临界系统在外源作用下的有源次临界中子倍增因子ks,而不是在这之前的中子有效倍增因子keff,然后研究了实验装置的临界质量,研究了ks与外源位置和能谱的关系,证明了导出的源倍增方法的理论是正确的。该方法可像过去那样用于反应堆物理实验中的临界外推测量,但不能用于次临界度测量。解决了长期困扰人们有关源倍增方法测量的参数问题。最后讨论了ks和keff的差别和关系以及对临界外推测量和核临界安全的影响。     

Feasibility of Continuous Sub-criticality Monitoring using a Digital Reactivity Meter to Overcome the Criticality Accident

In the foregoing studies, it has been proved that the digital reactivity meter can be used for not only sub-criticality measurement but also continuous sub-criticality monitoring during criticality approach. Based on these studies, we investigated the applicability of a digital reactivity meter for continuous sub-criticality monitoring to intervene before a criticality accident occurs that is similar to the Tokai-mura accident in 1999. In our mock up numerical simulation, there are three calculation steps that are (1) reactivity transient calculation, (2) neutron transient calculation and (3) sub-criticality monitoring calculation. The reactivity transient was calculated using two-group diffusion nuclear constants and the neutron transient was calculated using the one-point reactor kinetics. In sub-criticality monitoring, three algorithms for reactivity evaluation were compared. We have investigated which algorithm is the most suitable to use in an actual system. In practice, we also advise use of some filtering algorithm to reduce the neutron transient fluctuation and a warning reactivity to know estimated sub-criticality as earlier as possible.