时空中子倍增公式研究

以中子倍增理论作为出发点,考虑到中子输运过程的空间连续性,将空间概念引入中子倍增公式中,建立了时空中子倍增公式。该公式可严格描述中子密度(中子注量率)随时间的变化,相对于考虑缓发中子在内的中子倍增公式,时空中子倍增公式具有更大的普适性。     

同位素中子源参考辐射能谱测量及模拟中子谱分析

不同成分中子参考辐射场是对中子防护材料性能测试的基本条件。为获得较理想的测试中子防护材料的中子参考辐射场,构建基于³He正比计数管的多球中子能谱测量系统,对基于²⁴¹Am-Be和²⁵²Cf中子源的中子辐射场慢化情况进行MCNP模拟和能谱实验测量。为准确判断实验室校准参考位置的中子散射情况,基于多球中子能谱测量系统,开展了中子散射成分测量。采用ICRP推荐的注量-剂量转换系数对能谱进行了剂量率转化,与使用长计数器的测量结果进行比较,发现在校准参考位置的剂量率相对偏差≤20%。开展了聚乙烯慢化同位素中子源获得特定能谱的实验研究,进行了慢化谱的模拟计算和实验测量,两者结果符合较好。该工作为后续的中子计量测试和中子防护材料测试提供了可用的中子参考辐射场。     

用于中子测井的自成靶密封中子管性能评价

采用自成靶工艺,研制了SNT-DT/25型密封氘氚中子管,对其工作温度、使用寿命、功耗、中子产额及其稳定性等性能参数进行了测试。结果表明:中子管使用温度可达175℃,最高中子产额≥1×109 n/s,中子产额浮动≤10%;在靶极电压-80kV、阳极电流300μA、靶流80μA的工作条件下,中子产额可达1×108 n/s,中子管的性能指标完全满足中子测井使用要求。此外,本文还对中子产额随靶极电压、阳极电流的影响进行了分析。     

考虑6组缓发中子效应的中子倍增公式

导出了 6组缓发中子效应的中子倍增公式     

用于硼中子俘获治疗的医院中子照射器的反应堆光致缓发中子参数

在介绍单群扩散方程基础上,引入堆芯和反射层的中子价值,根据考虑了光致缓发中子及其价值因素的点堆动态方程,建立了利用现有计算程序进行计算和分析的方法,分析了医院中子照射器光致缓发中子的特性参数,在原有6组缓发中子基础上增加了9组光致缓发中子,为进一步进行用于硼中子俘获治疗的医院中子照射器反应堆的点堆动力学研究提供了重要参数。     

中子计数器探测效率的校准

设计制作了一个 BF3长硼中子计数器 ,采用伴随粒子法标定了其中子探测效率 ,约为 3.17×10 -4 ( 1± 18% )。利用这个中子探测器测量了中子管脉冲中子产额 ( 10 7/ pulse)     

利用MCNPX模拟中子多重性脉冲序列采集

介绍了中子多重性测量分析方法的理论关系式以及中子脉冲序列的形成原理,并利用MCNPX与MATLAB程序模拟便携式中子符合探测器(PNCC)进行中子多重性测量,得到了铀材料的中子多重性分布,实现了中子脉冲序列的采集。实验研究验证了便携式中子符合探测器用于中子多重性测量的可行性。     

中国先进研究堆冷中子导管的模拟研究

应用蒙特卡罗方法对中国先进研究堆(CARR)上的两条冷中子导管CNG1和CNG2的设计方案进行了模拟研究。在假定的冷中子源谱分布下,两条导管出口处的中子注量率均达到1×109cm-2·s-1以上。CNG1和CNG2的中子传输效率分别为50%和42%,中子束最大发散角分别为2 2°和1 9°。中子束沿水平方向的分布均匀,其最大起伏不超过3%。重力显著影响中子束沿垂直方向的分布。     

用活化法测量自成靶陶瓷中子管的中子发生率

以自成靶陶瓷中子管内Ｄ、Ｔ离子束流高斯型分布为依据，建立了中子管中子发生率与中子场中某一点通量密度之间的理论联系，采用活化法间接测量得φ６０ｍｍ自成靶陶瓷中子管的中子发生率为２．２×１０＾８／ｓ。     

相邻中子时间间隔对介质减速能力的响应

用数理统计方法了同位素中子源发射的中子经介质作用后相邻中子时间间隔的表示式，假设了对应ｓ倍时间间隔的几率形式，用介质中不同的含水量改变介质对中子减速能力的方法测量相邻中子时间间隔对减速能力的响应。对实验测量与计算进行了比较。     

24.4KeV中子诱发^235U裂变的产额测量

一、前言 对~(235)U热中子裂变已经作了充分的研究,裂变产物的产额作了广泛的测量,并对实验数据进行了多次编评。但是对于其它单能中子诱发~(235)U裂变研究还远远不够,尤其是keV能区的中子更是如此。J.G.Cuninghame等测量了130-1700keV中子诱发~(235)U裂变中一些核素的产额。但是低于130keV中子诱发的裂变研究,文献中未见过报道。为了研究产额随中子能     

利用热中子分离方法的三维节块法

对于芯部边界的节块,将热中子通量分离为由体积源及面(芯部与反射层交界面)源产生的两部分,分别进行不同的处理。采用这种热中子分离的方法,可以使节块法中边界节块功率分布保持相当的精确度。以热中子分离模型为基础,研制了节块法程序IAENODE。用此程序验算IAEA的基准问题,二维问题的功率分布最大误差是1.3％,三维问题为3.8％,计算时间约是常规节块程序(如美国的NGFM)的1/3。     

1—20MeV中子与^59Co核的相互作用：全套核数据的理论计算

对1—20MeV中子与~(59)Co核相互作用各反应道的反应截面用光学模型和统计理论进行了计算。统计理论包括带宽度涨落修正的豪斯-费许巴哈理论和予平衡发射理论。计算结果与评价过的实验数据进行了比较,除~(59)Co(n,p)反应道的高能段稍偏低外,其他计算结果均与实验值符合很好。最后给出了最佳拟合的光学模型参数。     

利用大能量大功率的光激射器产生中子的建议

文章提出了用光激射方法产生中子的具体建议,叙述了以氘化铀作靶较为有利的理由,并且估计了入射光能E,聚焦范围r,与中子产额N的关系。还叙述了氘化铀靶应该怎样制备;如何用实验方法验证有否中子的存在;验证有否X光的存在,以及讨论了如何深入到定量的测量。最后还建议利用化学药品代替电容器,以使产生中子的整个装置轻小易携。     

Study of the neutron multiplication effect in an active neutron method

The neutron multiplication effect appears when an item contains large amounts of nuclear material. The neutron multiplication effect in this paper means the effect of subsequent fission reactions which are caused by fission neutrons produced by interrogation neutrons from a neutron generator. The previous active neutron method could not distinguish between first-fission and subsequent-fission neutrons and might overestimate the amount of nuclear material. However, the neutron multiplication effect in the active neutron method has not been adequately investigated. We discuss the evaluation method of the multiplication effect in the fast neutron direct interrogation method, one of the active neutron methods, using simulations with the Monte Carlo code MVP and experiments involving uranium waste drums. The first-generation neutrons from an external neutron source generate fission neutrons called second-generation neutrons, the second-generation neutrons generate third-generation neutrons, and so on. This study supposes that the neutron multiplication effect is mainly caused by the third-generation neutrons under the condition that the fourth-generation neutrons are much fewer. This paper proposes a correction method for the neutron multiplication effect in the measured data.     

国产Am-Be中子源能量低于1.5MeV中子所占份额的实验测定

本工作提出了测定Am Be中子源发射的能量低于1.5MeV中子所占份额的1种实用实验方法。用4.438MeVγ射线伴随的飞行时间法测量了中子源的局部中子谱（n₁群中子）。通过已准确测量的中子源发射4.438MeVγ射线与中子强度的比值(R=R_γ/S_n)和n₁群中子谱与测量的能量为1.5MeV以上中子总谱在3.2MeV能量处归一后的面积比值,求得国产Am-Be中子源能量低于1.5MeV中子的所占份额为(19.1±1.9)%。     

加速器中子源大厅内散射中子分布的模拟

本文针对加速器中子源可在较宽能量区间产生单能中子的特点,采用MCNP5对0.2～20 MeV的源中子在加速器中子源大厅内的散射情况进行模拟计算和分析。结果表明,直射中子通量随离源距离的增大呈平方反比衰减,散射中子通量则随离源距离的增大而几乎保持不变;大厅内的散射中子主要来自墙壁的贡献,离墙壁越近散射率越高。能量为0.4 MeV和1 MeV的源中子散射率最高,10 MeV和15 MeV的源中子散射率最低。用中子的宏观散射截面可较好解释散射率模拟结果,中子的弹性散射截面远大于非弹性散射截面,因此弹性散射起主导作用。中子能量大于1 MeV后,散射截面随中子能量增加而减小直至进入一段坪区,散射率也随之降低并进入坪区。结合待测位置处直射、散射中子通量和不同能量的散射中子份额的计算,能解释能量较高的源中子散射率较低的现象。通过在墙壁表面附上一层中子慢化吸收材料的方法可有效减弱中子散射,如5 cm的含硼聚乙烯（10%B4C）可降低散射率约40%。     

用缓发中子探测核弹头的技术探索

根据缓发中子的时间特征行为分析了缓发中子的中子输运过程,讨论了缓发中子探测核弹头的技术与方法。研究表明,测量缓发中子可以有效地探测到核弹头。但在不知道核弹头的内部设计信息的情况下,需用其他方法加以配合才能甄别真假核弹头。     

MEASUREMENT OF PROMPT NEUTRON SPECTRA OF ^238U FISSION INDUCED BY 10.17 AND 12.12 MeV NEUTRONS

Experimental method to measure the prompt neutron spectra of 238U fission induced by fast neutrons has been developed at HI-13 Tandem Van de Graaff Accelerator Laboratory of CIAE.These techniques employ a multi-segment fission chamber and two liquid scintillator neutron detectors.TOF(time of flight)techniques are used for primary neutrons to select the fission events induced by monoenergetic neutron from 2H(d,n) reactions instead of breakup neutrons from 2H(d,np) reactions.The fission neutron TOF spectra are measured in coincidence with the fission fragments to distinguish fission neutrons from other secondary neutrons.The method permits measurements to a fairly good accuracy under large neutron and gamma ray background.The techniques are described and experimental spectra are presented.     

1 MeV中子在Si和SiO2中非电离能量损失和电离能量损失的蒙特卡罗计算

在现有实验数据的基础上结合多种理论，给出了计算中子在材料中非电离能量损失（NIEL）和电离能量损失（IEL）的蒙特卡罗（MC）计算方法，利用此方法编写的计算程序可以对任意材料、多层结构中中子产生的NIEL和IEL以及空位和声子分布等进行计算。对硅和二氧化硅材料1MeV中子损伤进行的计算结果表明，此方法是可行的。