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。     

中子活化分析法测定镓样品中杂质元素

样品和标准置于同一铝筒内,在热中子通量为5×10~(13)n·cm~(-2)·s~(-1)的反应堆中辐照50小时。冷却18天后剥去样品的外包铝箔,用王水进行表面去污,制成定形的测量源,先用Cosynus-γ谱仪系统进行仪器分析,测定样品中In、Hg、Zn、Sn和Fe的含量。然后用王水溶解样品,用放化分离β计数法测定Ca的含量。几种镓样品分析结果及分析探测极限见表。     

不同体积聚乙烯样品泄漏中子飞行时间谱测量与模拟研究

采用T(d,n)~4 He脉冲中子源和中子飞行时间法测量了3种不同尺寸聚乙烯样品在60°方向的泄漏中子飞行时间谱。通过3种模拟模型(点探测器简化模型、点探测器复杂模型和环探测器复杂模型),应用MCNP程序分别模拟得到了泄漏中子飞行时间谱,并与实验数据进行比较。结果显示:对于小体积样品(?13cm×6cm),3种模型的模拟数据和实验结果在n-p散射峰符合均很好;对于大体积样品(30cm×30cm×6cm,40cm×40cm×6cm),采用环探测器复杂模型的计算结果更加接近实验值。该研究工作为将来开展大体积样品基准检验奠定了基础。     

加速器驱动的次临界系统散裂靶泄漏中子谱研究

为研究加速器驱动的次临界系统（ADS）散裂靶的散裂中子学特性,采用Geant4计算不同能量质子轰击铅铋靶产生的泄漏中子产额、能谱、轴向积分分布。模拟得到1 GeV质子对应的靶的优化尺寸及优化后泄漏中子谱,计算结果可为ADS散裂靶件和堆芯设计提供参考。     

脉冲中子煤质快速分析仪的研制与应用

应用中子感生瞬发γ射线原理研制成功脉冲中子煤质快速分析仪。它主要由脉冲中子发生器、γ射线探测器构成，可以在15min内同时检测出煤中碳、氢、氧、硫等元素的含量以及全水分、灰分、挥发分和低位热值等，而且检测结果都在误差允许范围之内。它可以用于原煤生产、销售以及燃烧等场合。它的测量结果既可作为经济结算的依据，又可指导混煤和配煤。该仪器应用于火电厂，已为火电厂带来巨大的经济效益和社会效益。     

脉冲中子煤质快速分析仪的研制与应用

应用中子感生瞬发γ射线原理研制成功脉冲中子煤质快速分析仪.它主要由脉冲中子发生器、γ射线探测器构成,可以在15 min内同时检测出煤中碳、氢、氧、硫等元素的含量以及全水分、灰分、挥发分和低位热值等,而且检测结果都在误差允许范围之内.它可以用于原煤生产、销售以及燃烧等场合.它的测量结果既可作为经济结算的依据,又可指导混煤和配煤.该仪器应用于火电厂,已为火电厂带来巨大的经济效益和社会效益.     

一种探测裂变谱高能中子方法的分析研究

探讨了提高系统中子灵敏度和测量信噪比的技术措施,通过结构参数的优化设计,提高了探测高能中子灵敏度.对影响信号测量的内本底干扰水平进行了理论计算.结果表明,在强辐射内本底条件下,可实现较低强度下探测裂变谱高能中子.     

微型中子源反应堆中子谱参数测量

以Au、Zr和Fe为活化探测器,采用裸探测器法测量中国原子能科学研究院微型中子源反应堆的中子谱参数f、α、f_F和φ_th。内辐照座的α、f和f_F分别为－0.007±0.003、20.8±0.4、5.5±0.2。该方法对φ_th的测量结果与4πβ-γ符合法的一致,相对偏差小于2%。与SLOWPOKE相比,微堆有较高的α、f_F值。与已有测量数据的比较表明,微堆中子谱在很长一个时期内是稳定的,利用微堆作为中子源的k₀法中子活化分析不需中子注量率监测器,且比较器一经照射和测量后,可用于其后较长时间内所有分析的计算标准。     

微机上求解中子谱的实现

利用最小二乘法和ＳＡＮＤ－Ⅱ迭代法在微机上设计２个中子谱解谱程序，分别计算＾２５２Ｃｆ中子源通过空气及石墨、铝、铁、铅、混凝土、聚乙烯后的中子场和反应堆热柱超热中子谱，并由此计算出几个防护量。２种方法的计算结果及实验结果，相互符合较好。     

CENDL库中Fe、W评价数据的改进对屏蔽积分实验计算结果的影响

利用中国原子能科学研究院核数据重点实验室中子积分实验装置,分别完成了氘氚中子与不同尺寸Fe、W样品作用的泄漏中子飞行时间谱实验测量。利用MCNP 4C程序开展了泄漏中子飞行时间谱的模拟计算,Fe和W的评价数据分别采用CENDL 32库及CENDL 31库的数据,并将两数据库模拟结果与实验结果进行对比分析,重点分析了CENDL 32库中Fe和W的数据的改进与不足。结果表明：对Fe中子评价数据,CENDL 32库在弹性散射能区、连续能级非弹性散射能区及分立能级非弹性散射能区,模拟结果均与实验结果符合较好,较CENDL 31库有明显改善;对W中子评价数据,CENDL 32库在非弹性散射能区的模拟结果与实验结果符合较好,较CENDL 31库有明显改善,但在弹性散射能区模拟结果高于实验结果,在(n,2n)反应能区模拟结果低于实验结果。CENDL 32库关于天然W的中子评价数据有待进一步改善。     

双转子中子散射飞行时间谱仪

在中国原子能科学研究院的重水研究性反应堆上设计建造了一台双转子中子散射飞行时间谱仪。该谱仪采用高速同步双转子(最高转速为15000r/min)系统,并在90°角范围内配置54支~3He管(可扩展为108支)记录散射中子,散射中子讯号由飞行时间编码单元编码后送入DG-10/SP微机数据获取系统,该系统采用了通用智能接口并具有实时显示54路谱的功能。该谱仪还在转子本体中填入大量含硼含氢物质,在费米转子准直系统中采用超薄(0.025mm)钆(Gd)片作为芯片,既增强了准直效果,又使转子系统屏蔽快中子本底的能力增强10倍,解决了径向水平孔道本底高的困难。谱仪指标:单能入射中子能量范围5 200 meV,分辨率AE/E～(3—8)%,样品上单色中子强度～10~3S~1·cm~2。信号本底比优于20:1,在转速为13000r/min时连续工作10 d,相位及速度漂移均不大于0.04%。     

Neutron Transport Calculations by Using Double-Differential Cross Sections

Some test calculations were carried out to demonstrate the usefulness of double-differential cross sections for neutron transport calculations including anisotropic scattering. A transport code system NITRAN was applied for the purpose. In NITRAN, the anisotropy of elastic and inelastic scattering can be treated in a general form by double-differential total neutron-emission cross sections, which are generated from single-differential and/or original double-differential cross section data base.

The test calculations were performed for neutron flux spectra in aluminum and lead slabs, and also for tritium production rates in a natural lithium sphere. Since the treatment free from collision kinematics is possible by using the double-differential cross sections in the Sⁿcalculations, the discretization of secondary neutron energy distribution becomes independent of the segmentation of angular distribution. A significant improvement due to this independence can be seen in calculating the anisotropy of general inelastic scattering and the extreme anisotropy of elastic scattering by heavy nuclei. For precise anisotropic transport calculations, it is therefore concluded that the nuclear data of double-differential type are more suitable than those of single-differential type.     

核数据评价与中国评价核数据库CENDL

核数据是核基础研究、核能开发与利用以及核技术发展的基础数据,是连接核物理基础研究与核工程和核技术应用的重要桥梁,在国防与国民经济建设以及核科学发展领域起重要作用。核数据评价建库与检验是核数据研究过程中的两个重要部分,是核数据应用于核工程必不可少的环节。本文介绍了核数据内涵、核数据研究意义以及国内外核数据评价研究的简要发展历史,并结合中国评价核数据库CENDL的研究过程介绍了实验数据调研与分析评价、核数据理论模型计算、核数据统调建库与核数据宏观检验的主要评价核数据研究过程,以及我国自主建立的核数据评价方法和技术、模型及计算程序、评价数据建库和评价数据库的检验方法;介绍了基于我国自主建立的核数据评价建库与检验系统而研制的中国评价核数据库最新版CENDL 32以及对其进行的相关基准检验及应用结果;最后简要介绍了CENDL 32在反应堆屏蔽设计以及压水堆、高温堆等方面的实际应用以及与其他主流评价核数据库的比对结果。     

Co掺杂对充填型方钴矿化合物PrFe4P12的强关联电子性质的影响

充填型方钴矿化合物PrFe₄P₁₂在低温6.5 K显示出异常有序相变及重电子性质。为研究3d电子在这些相变中的影响,采用助溶剂方法制备了Pr(Fe_1-xCo_x)₄P₁₂样品,通过测量比热、磁化率及非弹性中子散射对掺杂前后f电子状态的变化进行了研究。实验结果表明,PrFe₄P₁₂的物性对Co的掺杂极为敏感,仅3%的掺杂即可导致异常有序相迅速消失,同时其重电子态受明显抑制,f电子由与传导电子的混合态转变为局域态。     

结构材料核的原子位移截面计算

中子辐照引起的材料损伤是裂变反应堆设计的重要考虑因素。对于晶体结构材料,其辐照损伤主要来自晶格原子的位移。结构材料核与中子发生带电粒子反应的截面、原子位移(DPA)截面、KERMA因子是计算辐照损伤的基础。为比较不同程序计算的DPA截面的差异和基于不同评价核数据库的DPA截面的差异,采用核模型计算程序UNF及核数据处理程序NJOY计算了27 Al、48 Ti、90Zr、Cr、Fe、Ni、Cu等结构材料核的DPA截面,将二者计算结果进行了比较分析;比较分析了基于不同评价核数据库的采用NJOY计算的DPA截面;比较分析了NJOY与蒙特卡罗程序计算的DPA截面。结果表明,UNF与NJOY的结果存在一定的差别,不同评价库的结果也是有差别的,蒙特卡罗程序采用不同模型计算时结果也存在一定的差别。     

评价核数据在热管冷却空间核反应堆设计中的应用

热管冷却反应堆是空间核反应堆电源系统的重要候选堆型,具有良好的发展前景。热管冷却空间堆堆芯使用的材料与传统压水堆相比有很大不同,以HP-SMTCs堆芯为例,广泛使用了含有Re、Mo、Li、Be等元素的材料。为研究相应的评价核截面数据对热管冷却空间堆核设计产生的影响,以HP-SMTCs空间堆核设计为平台,选用不同来源、不同版本的评价核数据,对堆芯在不同构型下的临界安全进行了计算,对Re、Mo等耐高温材料的中子截面数据对空间堆核设计结果的影响进行了评价,比较了使用ENDF/B、JEFF、CENDL等常用评价库的核数据时的计算结果,对主要核素的截面数据进行了敏感性系数计算,并分析指出了未来空间堆发展对相关评价核数据的需求。     

我国的热中子散射工作现况和展望

我国已在中国原子能科学研究院建成了国内唯一的、面向全国的热中子散射实验研究基地,并已形成了一些稳定的研究方向,取得了一些有学科价值和应用前景的成果。今后如能继续得到重视和支持,可望开拓一些新的课题,取得新的成果,为以后的发展打下基础。     

钒球14 MeV中子的泄漏能谱测量

建立了厚度为 1 0 5cm的金属钒球基准实验装置。钒的纯度为 99 9%。用NE 2 1 3谱仪测量了d T中子的 0 75～ 1 5MeV泄漏中子能谱 ,能量大于 0 75MeV的中子的穿透率为 0 84± 0 0 3 ,中子能谱实验误差为 5 %～ 7%。用MCNP/ 4AMonte Carlo程序和FENDL 2库核数据进行了模拟计算 ,并与实验结果进行了比较