积分实验系统的标准样品法检验

积分实验是检验评价中子核数据准确性的重要手段,利用标准样品法,对中国原子能科学研究院的积分实验系统进行了检验。标准样品分别采用聚乙烯(10 cm×10 cm×5 cm)和水(?10 cm×5 cm),通过中子飞行时间技术,获得了14 MeV氘氚脉冲中子与聚乙烯作用后47°方向泄漏中子谱,与水作用后30°方向泄漏中子谱。利用MCNP5程序获得相应的模拟,对模拟谱(C)与实验谱(E)中的中子与氢弹性散射峰(n-p散射峰)面积进行了比较。结果表明,两个样品的n-p散射峰面积C/E值均在2%内一致。实验证明系统获得的测量数据是可靠的。     

板状Bi样品泄漏中子和γ谱实验测量与模拟计算

通过飞行时间法,测量了氘氘脉冲中子与不同厚度209Bi样品作用后61°和119°方向的泄漏中子飞行时间谱和泄漏γ能谱,样品尺寸分别为30 cm×30 cm×5 cm、30 cm×30 cm×10 cm和30 cm×30 cm×15 cm。采用BC501A液体闪烁体探测器测量0.8～3.2 MeV能区的泄漏中子飞行时间谱,钾冰晶石探测器（CLYC）测量0.2～0.8 MeV的泄漏中子飞行时间谱和泄漏γ能谱。用MCNP-4C程序对泄漏中子飞行时间谱和泄漏γ能谱进行了模拟计算,²⁰⁹Bi的评价中子核数据分别采用了CENDL-3.1库、ENDF/B-Ⅷ.0库、JENDL-4.0库以及JEFF-3.3库中的数据,模拟结果分别与实验结果进行比较分析,研究结果表明,泄漏中子谱CENDL-3.1库的模拟结果在119°方向弹性峰位置有较严重的低估现象,JENDL-4.0库在1.5 MeV附近（第二非弹能区）有一定高估,而在低能区有明显低估;泄漏γ能谱JENDL-4.0库和JEFF-3.3库的模拟结果与实验结果偏差明显,而CENDL-3.1库符合较好。     

准直D-T中子束穿过大块板状聚乙烯样品积分实验

本文介绍了中国原子能科学研究院建立的准直中子束积分实验装置。该装置利用T(d,n)⁴He反应产生14.8 MeV脉冲中子束,经1.1 m厚重水泥屏蔽墙上的准直孔道后与样品作用,用飞行时间法测量样品不同方向的泄漏中子谱。首次测量了样品厚度分别为4.5、9、18和27 cm的大块板状聚乙烯样品在30°和50°方向的泄漏中子谱;考虑靶结构、源中子能谱和角分布、脉冲束宽度及探测器效率,利用MCNP程序模拟计算了相同实验条件下的泄漏中子飞行时间谱。实验结果与模拟结果符合较好。     

MC法模拟不同中子源激励铀材料中子和γ飞行时间谱

为探索中子源激励探测铀材料应用技术,基于Geant4平台建立了中子源激励铀材料模拟中子和γ飞行时间谱的数学模型,模拟计算了利用不同中子源激励铀材料、使用不同探测器计数的中子和γ飞行时间谱,结果与已有相应实验谱特征相符。模拟结果表明:D-D和~(252)Cf源激励得到的中子和γ飞行时间谱有明显差异;在相同激励源和测量几何条件下,使用液体闪烁体探测器和塑料闪烁体探测器记录到的中子和γ飞行时间谱基本相同。本文结果可为外中子源激励探测铀材料技术研究提供参考。     

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。     

直径30 cm的等高圆柱形载钆液闪探测性能

载钆液闪探测器是高能物理及核物理实验中重要的粒子探测工具。通过研制得到了一台大体积的直径为30 cm等高圆柱形载钆液闪探测器,载钆液闪溶液的载钆量为0.5%wt;利用252Cf中子源进行了中子与γ分辨性能实验测试,结果表明,直径30 cm等高圆柱形载钆液闪的中子与γ分辨性能较差;利用飞行时间技术通过符合测量的方法,分别测量了中子与伽马分辨谱中的中子与γ信号的时间分布,两者峰位之间的时间差为2 ns;利用252Cf裂变电离室的裂变碎片信号作为开门信号,通过符合测量的方法,获得了直径30 cm等高圆柱形载钆液闪的中子俘获时间分布实验数据,中子俘获平均时间为11μs。对于较大体积条件下,载钆液闪的中子与γ分辨性能较差的物理现象,通过实验给出了合理解释和分析。     

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。     

基于D-T中子源的板状铋样品宏观基准检验实验

<正>为检验Bi核素评价数据的可靠性,利用中国原子能科学研究院板状样品中子核数据宏观基准检验系统(图1),开展了Bi样品的基准实验测量和模拟计算。实验测量采用飞行时间法测量了14.5 MeV脉冲氘氚中子源与板状样品作用后在60°和120°方向的泄漏中子谱,样品厚度为5、10、15cm,所测量中子能量区间为0.8～16 MeV;     

利用示踪252Cf中子源的材料鉴别技术

本文叙述了利用²⁵²Cf裂变中子源结合飞行时间技术对包裹进行无损检测的可行性研究,通过联合测量中子和伽玛射线的吸收谱确定样品的平均原子序数,完成被测材料的鉴定。实验采用自发裂变的²⁵²Cf中子源作为白中子源和伽马射线源,用塑料闪烁探测器探测中子和伽马射线。通过LabVIEW程序控制步进电机运动并整合获取的实验数据,实现了待测样品断层扫描数据采集工作的自动化。在对闪烁探测器进行能量和时间刻度后,对几种典型材料组成的样品进行实验分析,采集数据重建其分布图像,确认了用这项技术对材料无损检测的可行性。     

MeV中子穿透~9Be板状样品评价中子核数据的基准检验

为检验次级中子泄漏谱及其角分布,利用飞行时间法测量了出射角为90°的板状9Be样品的泄漏中子谱。同时,以CENDL3.0、ENDF/B-6、JENDL3.3、JEF3.0/3.1等库作为中子输运计算的数据库,采用MCNP程序对实验装置及条件进行了精确模拟。在3～14MeV能量区间,将实验结果与模拟结果进行了     

在线中子活化分析系统关键参数的蒙特卡罗模拟

针对在线瞬发γ中子活化分析（PGNAA）系统的要求,利用MCNP程序对不同慢化材料（重水、石蜡、聚乙烯等）厚度、铅屏蔽厚度、样品厚度及大小进行模拟计算分析。计算结果表明,以厚9cm的石蜡作慢化材料,厚2cm的铅作γ屏蔽层,厚7cm、半径10cm的硫、钙和水泥类样品为最优设计方案,从而为实际设计在线PGNAA系统提供了科学依据。     

直接确定地层有机碳含量测井方法的数值模拟

非常规资源逐渐成为我国油气勘探的重要领域,其"源储一体"的特性使得对源岩特别是有机碳含量的连续定量评价成为关键。传统测井评价方法均是基于测井资料的间接评价,受多种因素影响,计算结果有一定的不确定性。本文利用快中子与地层元素原子核发生反应产生的非弹性散射伽马能谱和俘获伽马能谱,通过谱分析技术获取地层元素含量,根据与无机碳相关的钙、镁等元素含量确定无机碳含量,从总碳含量中扣除无机碳含量可直接提供高精度的有机碳含量信息。借助于蒙特卡罗数值模拟方法,建立了6种四川盆地龙马溪组和筇竹寺组页岩地层模型,模拟不同地层条件下的混合伽马能谱,并利用模拟元素的标准伽马能谱对模拟能谱进行谱解析。模拟结果表明,本文的方法可直接提供高精度的有机碳含量,有机碳含量大于2%时,其计算值相对误差小于6%。     

D-T中子照射下贫化铀球、钒球介质内中子能谱和伴生γ能谱测量

为获得介质内中子能谱及伴生γ能谱的实验数据，在中心D-T中子照射下，用18mm×20mm的茋闪烁体探测器，测量了与D+束成45°角的水平方向距球心7、10、13、16、19、22cm位置处贫化铀球介质内的中子能谱和伴生γ能谱，以及钒球内与D+束成0°角、距离球心1.8、4.8和8.3cm处的中子能谱和伴生γ能谱。用MCNP/4B程序和ENDF/B-VI库数据对实验模型进行模拟计算，并与实验结果进行了比较。     

中国先进研究堆实验室HPGe探测器无源效率刻度方法研究

针对中国先进研究堆（CARR）实验室目前现有的HPGe探测器,使用无源效率刻度方法对其探测效率进行了理论计算,比较了不同能量和样品体积下蒙特卡罗方法和数值积分方法计算的探测效率。测量了探测片（点源）和堆水池池水（体源）,实验测量结果和计算结果符合良好,验证了无源效率刻度方法的可行性及所建模型的合理性,与采用标准源刻度的实验方法相比,该方法突破了各种限制,减少了标准源的制备工作,节省了大量的实验成本和时间,拓宽了HPGe探测器的使用范围。     

多球谱仪测量BNCT医院中子照射器中子束能谱

用于硼中子俘获治疗（BNCT）的医院中子照射器（IHNI-Ⅰ）已由北京凯佰特技术有限公司建设完成,为获得空气中自由中子束的能谱,建立了一套改进的主动式多球谱仪,并开展了相关实验方法研究。该谱仪包含14个探测单元,中心探测器为球形³He正比计数器。为改善谱仪在超热能区的分辨率,在常规多球谱仪的基础上增加了4个包裹不同厚度硼壳的探测单元。通过MCNP程序计算谱仪的响应函数,并利用标准²⁵²Cf和²⁴¹Am-Be中子源进行了校准和验证。测量在距离照射器孔道口110 cm处进行,再采用反迭代方法将能谱修正到孔道口处,结果显示,测量的中子能谱与理论模拟结果略有差异。因而利用ROSPEC谱仪和金箔对中子能谱和PMMA体模内中子通量密度的深度曲线进行了测量,结果验证了多球谱仪测量结果的可靠性。     

Experiments and Calculations of 14 MeV Neutron Streaming through Multi-Layered Slit Assembly

A streaming experiment using a D-T neutron source was carried out to verify the calculational technique for neutron transport in a shield assembly with multi-layered slits. Reaction rate distributions of a small spherical NE213 scintillation detector to fast neutrons were measured in the slits made of 304SS and in the mortar surrounding the slits. The energy spectrum of fast neutrons in the slit was also measured with the same detector. These measurement were compared with calculations using the continuous energy Monte Carlo transport code MCNP. The calculated reaction rates in the slits agreed with the measured ones within experimental and calculational errors. Besides, it is suggested that the attenuation of fast neutrons in the mortar is significantly different from that in the slits and the behavior is nearly traced by the calculation with the MCNP code. The measured and calculated spectra at a position close to the exit inside the lower slit agreed within the both errors.     

New calculational model for self-powered neutron detector based on Monte Carlo simulation

A new calculational model of detector sensitivity, which is defined as the ratio of electric current to neutron flux, for self-powered neutron detector (SPND) is presented in this paper. Since Warren developed a sensitivity calculation model based on a multi-step analytic approach in 1972, there have been a lot of researches aimed at improving the accuracy of his model by partially employing Monte Carlo (MC) simulations in some of the calculation steps. However, there still exist assumptions such as mono-energy neutron in those models which could increase the uncertainty of the calculated detector sensitivity. In this paper, a new model which overcomes those limitations is developed by adopting the MC method more thoroughly and thereby reducing the number of calculation steps. The verification of the new method has been performed by comparing the results against the ones from the existing methods and measured data. A detailed analysis of SPND depletion by ORIGEN-S and BETA-S codes has shown that the proposed model can predict accurately the measured depletion data in a commercial pressurized water reactor (PWR) plant.