聚乙烯样品泄漏中子谱的测量

聚乙烯（CH2）n只含有C、H两种元素,是理想的中子慢化材料。C、H的评价数据比较精确,因此,通过实验测量聚乙烯样品的泄漏中子谱,不仅可以验证对应的中子输运程序,还可以建立起对泄漏谱实验测量系统的检验方法。在中国原子能科学研究院600kV高压倍加器上,利用D．T反应产生的14MeV单能脉冲中子源,通过飞行时间法,测量了中子通过尺寸为1m×1m,厚度为I／2自由程、1个自由程、2个自由程和3个自由程的大块聚乙烯样品的泄漏中子谱,实验安排由图1所示。     

Application of Noble Gases for Nuclear Safeguards

为准确测量^95Y的衰变数据，需从新生成的裂变产物中提取出放化纯的^95Y样品。^94Y（T1/2=18．7min）与^95Y（T1/2=10．3min）半衰期接近，从裂变产物中化学提取^95Y时，很难去除^94Y。^95Y的母核^95Sr的半衰期（T1/2=24．3s）较^94Y的母核94Sr的半衰期（T1/2=75．1s）短，因此，将^235U靶经短时间中子辐照后以最快的速度将Sr-Y分开，可以降低^95Y中^94Y的含量。这样，需研制一套亚快化分离装置。     

中子与~(93)Nb和~(239)Pu反应数据的理论和评价

正中子与原子核反应数据是核科学研究和核工程设计的重要基础数据,也是核天体物理研究中的关键数据之一。93 Nb是重要的结构材料核,而239Pu是重要的燃料核。在中子与93 Nb反应的总截面、去弹性散射截面、弹性散射截面和弹性散射角分布角分布的实验结果基础上,给出了最佳的光学模型势。应用光学理论模型、预平衡反应的激子模型、多步预平衡反应模型、平衡态反应的理论模型、直接反应理论、核能级密度理论模型、轻粒子发射的理论模型等,计算了中子与93 Nb反应全套数据,结果与实验     

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。     

基于D-T中子源的板状铌样品的评价数据基准检验实验

利用中国原子能科学研究院核数据国家重点实验室的脉冲化氘氚聚变中子源产生的145 MeV单能中子,通过飞行时间法,测量了5、10、15 cm厚度板状铌（Nb）样品在与60°和120°两个方向上的泄漏中子飞行时间谱。利用蒙特卡罗模拟软件MCNP 4C进行了泄漏中子飞行时间谱的模拟计算,分别获得了CENDL 31、ENDF/B Ⅷ0和JENDL 40 3个数据库中Nb评价数据的模拟结果。通过各数据库不同能区的模拟结果与实验结果的比值（C/E）,对3个数据库中93Nb与145 MeV中子作用的角分布和双微分截面等相关评价数据进行了检验,重点分析了CENDL 31库的数据。结果表明,CENDL 31数据库的模拟结果在弹性散射能区、非弹性散射能区以及(n,2n)反应能区与实验结果均存在一定的偏差。而JENDL 40数据库除在120°弹性散射能区有高估现象,其他能区的模拟结果与实验结果均符合较好。ENDF/B Ⅷ0数据库的模拟结果除在60°方向弹性散射峰偏低外,其他能量范围的模拟结果均高于实验。     

冷中子导管模拟和参数优化计算

根据冷中子源及后续中子导管的布局参数,采用蒙特卡罗方法模拟计算了冷中子导管C3出口处中子柬均匀性、准直性及注量率等数据。优化表明：a）冷源与后续导管入口间距离应尽可能短;b）中子注量率及发散度均随导管超镜因子m值增大,m值由1．5增至3．0,其Y方向发散度增大24％,注量率提高61％;c）垂直于导管弯曲面方向的发散可以用高斯分布来描述,而导管偏转方向则呈条纹状发散;d）在m=1．5、冷源与堆内导管入口距离为2．29m情况下,束流垂直发散宽度为O．86°,中子注量率为2．44×10^2cm^-2．S^-1。     

14 MeV快中子照相准直屏蔽系统的设计与优化

基于强流氘氚中子源科学装置HINEG设计了一套快中子照相准直屏蔽系统。采用中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC和ENDF/B-Ⅶ.0数据库计算了准直中子束的中子能谱及注量率、γ射线能谱及注量率、直射中子注量率与γ射线注量率比值（φ_d/φ_γ）、直射与散射中子注量率比值（φ_d/φ_s）、准直束中子注量率的不均匀度等特性参数,并采用MCNP5程序进行了对比验证。研究了准直屏蔽系统的内衬材料、尺寸等对特性参数的影响规律,并通过优化获取了最优设计方案。计算结果显示,在同等计算条件下,SuperMC计算结果与MCNP计算结果相对偏差小于1%,准直屏蔽系统的φ_d/φ_γ为50.1,φ_d/φ_s为5.7,在Φ30 cm视野范围内的中子注量率为4.80×10⁷ cm^-2•s^-1,其中直射中子注量率为4.09×10⁷ cm^-2•s^-1,中子注量率不均匀度为5.8%,满足快中子照相对准直束特性参数的要求。     

Am-Be中子源辐射场周围剂量当量与吸收剂量的计算

根据最近更新的微观中子核反应截面数据（ENDF/B-Ⅶ库）计算了热中子到20MeV中子能区,H、C、N、O、Ar5种元素以及干燥空气和ICRU四元素组织的中子比释动能系数（kerma因子）。在此基础上,结合MCNP程序对Am-Be源外中子能谱的模拟,计算了Am-Be源中子场的周围剂量当量,单位中子注量下为373.0pSv•cm²。利用本实验室计算国产Am-Be源的中子能谱,算得相应中子场的周围剂量当量为374.0pSv•cm²,距离该源1m处空气对中子和γ射线的吸收剂量率分别为1.457×10^－2和1.580×10^-1μGy/(GBq•h)。     

T(d,n)4He反应快中子屏蔽体优化设计的蒙特卡罗模拟

在考虑T（d,n）^4He（D-T）反应快中子源能谱、角分布、面源结构及靶系统对中子的作用的基础上,利用MCNP程序模拟了（D-T）反应快中子在屏蔽材料中子的输运。通过屏蔽体外泄漏中子及γ射线的注量率、能谱及在水中的吸收剂量的分析,给出了满足T（d,n）^4He反应中子源快中子治疗屏蔽体的三种复合屏蔽方案。     

中子吸收材料累积中子注量研究

中子注量可作为加速辐照实验的辐照指标。为了通过加速辐照的方式检验中子吸收材料的中子吸收性能,计算了中子吸收材料贮存不同时间下的中子注量。通过对乏燃料组件初始富集度、燃耗深度以及乏池温度、可溶硼浓度的研究,得到中子吸收材料在乏池贮存时中子注量的包络值,同时计算得到不同贮存时间材料¹⁰B的消耗量。结果表明,材料的中子吸收性能在贮存10～60 a的情况下并无明显变化。本文结果可为检验材料的中子吸收性能提供支持。     

2001年5SDH—2串列加速器运行状况

5SDH-2串列加速器自1996年引进以来已运行5年,加速器的运行和维护正常,在器上完成了相关的实验科研任务。 2001年,5SDH-2串列加速器运行情况如下。 1）为参加国际电离咨询委员会组织的国际比对,在本加速器上用以下核反应产生相关能量的中子:T（p,n）3He反应产生1.2MeV中子:7Li（p,n）反应产生565keV中子;D（d,n）3He反应产生5MeV中子:T（d,n）4He反应产生14MeV中子。对每个中子能点提供出流时间200h。     

用转移反应抽取弱束缚核6He＋12C体系的光学势

众所周知,6He是1个弱束缚核,它的核子平均结合能B=（4878．02±0．13）keV,中子分离能为Sn=（1860±50）keV。而且,6He具有两个弱束缚的中子围绕α粒子（4He）核心运动的“中子皮”结构。对6He与其它核相互作用体系的光学势的研究是一个非常值得研究的课题。     

基于R2S方法的反应堆结构材料活化剂量计算研究

反应堆结构材料在堆芯中子辐照下由于中子活化反应而产生大量的放射性核素,其衰变光子是反应堆停堆检修、换料、退役过程中工作人员职业照射剂量的重要来源。本文基于严格两步法（R2S）,研究了反应堆结构材料栅元活化计算方法,并基于蒙卡粒子输运程序（MCNP）与点活化计算程序（ORIGEN）建立了反应堆结构材料活化剂量计算软件（MOCA）。通过开发功能接口与数据接口程序实现输运程序与活化计算程序的自动耦合,进而实现“中子输运-活化分析-剂量计算”全自动耦合分析。利用M5包壳活化计算模型、不锈钢活化计算模型和NUREG/CR-6115压水堆模型对MOCA进行基准验证,证明了MOCA的正确性与可靠性。      

^179Hf（n,2n）^178Hf^m2和^209Bi（n,2n）^208Bi反应截面的测量

用活化法测量相对于~(93)Nb(n,2n)~(92)Nb~m反应的~(179)Hf(n,2n)~(178)Hf~(m2)的反应截面和相对于~(27)Al(n,2n)~(24)Na反应的~(209)Bi(n,2n)~(208)Bi的反应截面。在中子能量为14.4 MeV处~(179)Hf(n,2n)~(178)Hf~(m2)反应的测量截面为(6.04±0.32)×10~(-31)m~2。在中子能量为14.6 MeV处~(209)Bi(n,2n)~(208)Bi反应的测量截面为(2279±173)×10~(31)m~2。在这些测量中,中子能量是用~(90)Zr(n,2n)~(89)Zr~(m+8)反应和~(93)Nb(n,2n)~(92)Nb~m反应的截面比法测定的。     

CARR堆冷中子瞬发伽玛活化分析系统及实验研究

利用中国先进研究堆（CARR）在国内首次开展了冷中子瞬发伽玛活化分析（CNPGAA）实验,采用定制加长的电制冷高纯锗（HPGe）探测器和先进的数字多道谱仪DSPEC®-502进行测量,获得了NH₄Cl样品中元素冷中子瞬发伽玛谱和本底谱等数据,同时利用伽玛放射源¹⁵²Eu、¹³⁷Cs、⁶⁰Co以及NH₄Cl产生的瞬发伽玛射线对探测器在宽能区0.1~8 MeV进行能量刻度。为降低环境辐射本底,HPGe探测器外围采用环形锗酸铋（BGO）康普顿谱仪,10 cm铅以及含⁶Li和¹⁰B材料对中子束流准直屏蔽。此外,利用金片活化法测量了CARR堆运行功率为15 MW时有无冷源情况下冷中子导管B(CNGB)末端1 m处的中子注量率,结果显示有冷源时中子注量率可提高一个量级。     

CIAE Application of Patent in 2004

高气压组织等效电离室内中子（尤其是高能中子）的输运过程是中子、光子、质子以及电子等粒子的复杂的偶合输运过程，使用Geant4程序模拟该输运过程，并在Linux6．2操作系统下利用Geant4软件计算了有铝层和无铝层，次外层材料为A—150组织等效材料，厚度分别为2、5、10、20mm，平行入射的单能中子的能量分别为1、100、500keV和2、10、14、20、30、50、80、100MeV时，以及有铝层、次外层材料为聚乙烯，厚度为5mm，平行入射的单能中子的能量分别为0．0253eV、100eV、lkeV、100keV、500keV、2MeV、10MeV、14MeV、20MeV、30MeV、100MeV时的中子沉积能量。在中高能入射中子能量条件下，计算结果与实验数据基本符合。     

9 放化纯^91Sr制备方法研究

为对^91Sr的衰变数据进行精确测量，必须制备放化纯^91Sr。由图1所示的相关衰变链可知，如果直接从裂变产物中提取^91Sr（T1／2=9．52h），得到的产品中必然存在^92Sr（T1/2=2．71h），而^92Sr的半衰期与^91Sr的接近，^92Sr将影响^91Sr的测量。母核^91，92，93Rb的半衰期虽均为秒级，但^91Rb的半衰期明显比^92Rb的长。     

14．8MeV中子引起^9Be（n，xα）反应的双微分截面测量

中子引起出射带电粒子反应的双微分截面在核工程、核反应理论研究和中子治癌等应用领域皆具有重要意义。我们用一个低气压多丝正比室△E—E望远镜系统测量了14．8MeV中子引起^9Be（n，xα）反应出射仪的双微分截面，中子源是在中国原子能科学研究院的高压倍加器上用T（d，n）^4He反应产生的，入射氘能量为250keV，靶为1mg／cm^2的氚钛靶。     

CENDL-3．1 ^16O的基准检验

利用泄漏中子角通量谱实验FNS，对CENDL-3．1b0版的^16O全套中子评价数据进行宏观检验。检验工作比较了基于评价核数据库CENDL-2．1，3．0、3．1b0、ENDF／B—VII．0和JENDL-3．3 5个不同版本的^16O的中子角通量谱的计算值和实验测量值（图1、2）。     

某些镜像核中同位旋相似态的晕结构

使用渐近归一化系数（ANC）方法,由转移反应数据中抽取出镜像核21Ne与21Na以及17O与17F的2S1/2同位旋相似态中最后一个核子的均方根半径,结果列于表1。21Na和17F的2S1/2单质子态的均方根半径（5.2fm和5.0fm）几乎是它们的核心半径的2倍（20Ne为2.88fm,16O为2.71fm）,因而是质子晕态。它们的镜像核21Ne及17O中的同位旋相似态可看作中子皮态,其中,最后一个中子都有1/3左右的概率（D1）超出核相互作用半径,此时,核子对均方根半径的贡献为D2。在一对镜像核中同位旋相似态半径之间的明显差异表明,中子与质子结合能