精确测定ST451型快中子探测器的有效中子阀和电子的相…

本实验用薄膜＾２５２Ｃｆ源的裂变中子测定ＳＴ４５１型快中子探测器的有效中子阈。文中叙述了用单能ｒ射线源刻度探测器对电子能量响应的方法，康普顿边的位置通过比较测量的脉冲幅度谱和Ｍｏｎｔｅ Ｃａｒｌｏ模拟的分布与探测器的冲幅度分辨进行折叠的理论谱被精确地确定，。给出了中子能量在７ＭｅＶ以下，ＳＴ４５１型快中子探测器的有效中子阈和相对闪烁响应数据。     

ST—451液体闪烁体中子探测器效率的测量

利用伴随粒子飞行时间方法，通过测量１４．７ＭｅＶ中子在聚乙烯和碳样品上的次级中子谱，得到了在０．９９－１４．７ＭｅＶ能量范围内ＳＴ－４５１液体闪烁体中子探测器的探测效率值，其总误差＜４．７％，其中统计误差＜３．５％。     

n-γ分辨应用于252Cf自发裂变中子飞行时间谱测量

使用液体闪烁体BC501作为快中子探测器，对应用脉冲上升时间法符合甄别^252Cf自发裂变中子飞行时间谱中的γ射线的效果进行研究。实验测量了γ射线和能量大于1MeV的^252Cf自发裂变中子的脉冲上升时间分辨谱，分辨优质因子M达到4．6。符合甄别了中子能量下阈分别为0．5、0．8和1MeV时的^252Cf自发裂变中子飞行时间谱中的7射线，与未符合时相比，γ甄别率在99．90％以上。     

液闪探测器中子光响应函数刻度研究

BC501A液体闪烁体在临近空间高能中子测量中具有重要的应用价值,其光响应和能量分辨率对测量结果影响较大。对中子与BC501A液体闪烁体作用产生的反冲质子的光响应函数以及液闪的能量分辨函数进行了研究。利用5SDH-2串列加速器通过核反应获得单能脉冲中子源,实验获得单能中子的脉冲幅度谱,应用GEANT4等MC软件对实验进行模拟计算得到光响应谱,并与脉冲幅度谱进行拟合得到各能点中子的光输出以及其对应的能量分辨率,应用最小二乘法对中子光响应函数以及能量分辨函数进行了计算,并将计算结果与推荐光响应函数进行了对比分析。结果显示:模拟计算反冲质子能谱与单能中子脉冲幅度谱在末端边沿处拟合效果较好,中子光响应函数与其他文献中的研究结果基本一致。     

20keV～17MeV中子能谱测量

基于质子反冲方法，建立了一套宽能区，高效率的中子谱仪系统，分别用三支充不同气压氢和甲烷的球形正经计数管和一个有机闪烁探没器分段测量２０ｋｅＶ～１７ＭｅＶ的中子能谱，为了去除γ射线本底，对两种探测器分别采用了两种不同的脉冲形状别技术，谱仪直接测量的是中子在探测器中产生的反冲质脉冲幅度谱，通过解决矩阵方程的方法得到中子谱，解谱中所用的各个探测器的中子响应矩阵均蒙特－卡洛方法计算得到，谱仪在全能区的中子     

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。      

keV能区中子注量率测量初级标准装置研制

由于大多数中子探测器在keV能区处于共振能区,截面数据无法精确已知,无法作为中子注量率测量初级标准装置。⁶Li在keV能区的截面精确已知,本文以此设计了一种包含⁶LiF转换体的硅半导体探测器系统（LiF-SSD探测器）,建立了keV能区中子参考辐射场中子注量率测量初级标准装置。利用SRIM和TRIM程序估算了LiF-SSD探测器的计数率;基于Geant4开发了探测器响应计算程序,给出了中子能量为27.4 keV的探测器脉冲幅度计算谱;利用⁴⁵Sc(p,n)-⁴⁵Ti反应,测量了27.4 keV中子能量点的探测器脉冲幅度谱,测量结果与理论计算谱符合较好。     

基于3层硅探测器的主动式中子个人剂量计研制

研制了一种具有能量分辨能力的中子个人剂量计。该个人剂量计由3层硅探测器组成,硅探测器周围装有⁶LiF、聚乙烯和含硼聚乙烯作为转化体、慢化体和吸收体。个人剂量计有直读和解谱两种工作模式。直读模式将中子能区划分为低能、中能和快中子3个能区,可实时测量。解谱模式可获得快中子能区的中子能量分布。利用GEANT4程序模拟了7 MeV γ射线的能量沉积谱,设置适当的甄别域以降低γ射线的影响。采用GEANT4程序模拟了个人剂量计对不同能量入射中子的个人剂量当量率响应。在加速器单能中子参考辐射场中完成了单能中子剂量响应的实验校准,对模拟计算的响应函数进行了实验修正,并得出了不同能区的平均中子个人剂量当量率响应。     

用蒙特卡罗方法研究塑料闪烁探测器厚度对测量H''''(0.07)能量响应的影响

本文采用蒙特卡罗模拟计算方法，研究了塑料闪烁体探测器在测量定向剂量当量H’(0．07)时，探测器入射窗、塑料闪烁体厚度对能量响应和角度响应的影响，讨论了产生能量响应的原因；考察了闪烁体内沉积能量、沉积能谱与电子入射能量的关系，可为脉冲幅度加权积分法测量H’(0．07)提供参考。     

上升时间甄别法测量中子能谱

波形甄别法是测量中子-γ射线混合场中快中子能谱的一种方法。本工作利用大体积NE213液体闪烁体,以及标准NIM插件,搭建了利用上升时间甄别法测量中子脉冲幅度谱的一套测量设备。本文基于蒙特卡罗方法计算得到闪烁体对中子的响应函数矩阵后,使用60Coγ放射源对测量得到的中子脉冲幅度谱进行刻度,然后通过解谱,得到了加速器单能中子源的解谱结果,该结果与参考谱是一致的。     

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     

Neutron Activation Analysis with Low Neutron Flux

Procedures are described for identifying and determining concentrations of trace impurities in minerals by means of neutron activation analysis with low neutron flux and standard gamma measurement equipment. Techniques developed in this work may be of use to those involved with the ever increasing need for mineral assays and for pollutant measurements, but who do not have the latest and most sophisticated equipment. This is especially true for institutions without formal nuclear programs and for developing countries desiring to be self-sustaining.     

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。     

Reactor Neutron Fluctuation Simulator Using Pulsed Neutron Source

The fission phenomena in a multiplying medium are simulated by neutron bursts in a non-multiplying medium produced by a pulsed neutron source. To simulate the chain reaction, the pulsed neutron source is triggered by neutronic signals from a detector installed in that medium. The kinetic parameters can be changed at will by regulating the detector sensitivity, the system medium and the burst yield of the pulsed neutron source.

This simulator has been tested on experiments with Rossi-a, Feynman-a and pulse die away methods and is also applied to the experiments with waiting time method and observation of neutron families to verify the recently developed theory in this domain.

The results prove that, in principle, the number of neutrons in this simulator can represent the probabilistic nature of the neutrons in a multiplying medium described by one point model. Furthermore, the newly developed theory for reactor parameter measurement has been substantiated with use of the simulator.

The simulator in its present form is restricted in applicable range to keff=0–0.66 by limitations in the performance of the pulsed neutron source used.     

Study of Neutron Detector in Neutron Uranium Logging

正Following the development of the nuclear electricity technology,the demand of nuclear fuel is increasing constantly.Neutron uranium logging technology is an important on line geological exploration method.The system can calculate the uranium content by detecting secondary fission neutron and data analysis software.     

241Am-Be中子源快中子成像研究

中子成像是一种与X射线成像互补的无伤探测技术。快中子比热中子等低能中子具有更强的穿透力而适合更厚材料的检测。但是快中子难于探测使得快中子成像研究直到最近几年才受到人们的重视。同位素和加速器中子源适合发展可移动中子成像无伤检测系统，而且同位素中子源还有发展便携式无伤探测系统的潜能。本文介绍作者利用同位素中子源241Am-Be开展快中子成像研究的初步结果。     

医院中子照射器热中子束能谱特性研究

医院中子照射器是我国建造的第1座用于医疗目的的微型反应堆,已于2009年12月7日首次达临界,2010年1月22日达到满功率运行。在治疗前,需测量出口处的中子通量密度及能谱等参数,为后续实验提供依据。本文用MCNP建立医院中子照射器模型,得到能谱计算值。选用金箔活化法测量绝对中子通量密度,多箔活化法测量中子能谱,用SAND-Ⅱ程序解谱,并将实验结果与计算结果进行了比较。     

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。     

中子能谱对瞬发中子衰减测量的影响

为了考察泄漏中子能谱及中子飞行时间对瞬发中子衰减曲线测量结果的影响,运用MCNP-4C程序计算了一个聚乙烯反射金属钚系统的瞬发中子在系统内、外不同距离的衰减曲线.计算结果表明,由于泄漏中子的能量不同,其飞行时间不同,因此,测量的衰减曲线相对堆内的瞬发中子衰减曲线的衰减速度变慢,且随着飞行距离的增加,变慢的程度增大.如果不同能量的泄漏中子的飞行时间差与核系统瞬发中子衰减时间接近,则泄漏中子衰减曲线的衰减指数不能用来表征核系统的瞬发中子衰减常数.