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NH_4Cl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~(152)Eu、~(137)Cs、~(60)Co以及NH_4Cl产生的瞬发伽玛射线对探测器在宽能区0.1~8MeV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,10cm铅以及含~6Li和~(10)B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1m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。     

瞬发伽玛活化分析中3种探测器性能比较

利用中国先进研究堆(CARR)热中子束流孔道首次开展了瞬发伽玛中子活化分析(PGNAA)实验。对NH4Cl、Si、Fe、Al等4种样品进行了辐照,同时采用HPGe、LaBr_3、BGO 3种探测器对样品进行实时测量,在瞬发伽玛射线的能量为0.002~10 MeV范围内研究了3种探测器在宽能区的能量线性、能量分辨率、探测效率等性能。     

CARR冷中子瞬发γ活化分析系统主要性能测试

使用N型HPGe探测器第一次在中国先进研究堆上通过冷中子束流进行瞬发γ活化分析系统(PGNAA)测量技术研究。应用PGNAA测量系统对NH_4CL、Eu、Au、In、Gd、Al、Fe等单质和化合物进行测量,得到实验测量灵敏度值,同时利用标准放射源~(152)Eu、~(137)Cs、~(60)Co以及~(35)Cl (n,γ)和~( 157)Gd (n,γ)瞬发γ源对探测器在宽能区0.1～8 MeV进行能量刻度和相对效率刻度,并利用金片活化法测量了中国先进研究堆运行功率为15 MW时有无冷源情况下的中子注量率,结果显示有冷源时中子注量率约提高一个数量级,最后论述了瞬发k_0法,为定量实验做好准备。     

基于金活化片的单球谱仪研制及能谱测量

中国先进研究堆(CARR)H-8水平孔道是提供中子的实验孔道,可以提供稳定的辐射场,对于不同的中子实验,其所需的中子能谱谱形不同,准确测量中子能谱具有重要意义。为测量H-8水平孔道中子能谱,研制一种以金活化片为热中子探测器的被动式单球中子能谱仪,使用MCNP程序对10^-11～15 MeV能区的中子能量响应进行计算,并分析能量响应的合理性。在CARR堆导管大厅对单球谱仪进行测试实验,使用高纯锗探测器测量各金活化片活度,使用UGA(unfolding based on genetic algorithm)解谱程序对实验数据进行解谱计算。结果表明,导管大厅出射中子能量在10^-9～10^-6 MeV范围内,单球中子谱仪可以较为精确的给出中子能谱数据,适用于CARR堆H-8水平孔道中子能谱测量研究。     

中国先进研究堆中子织构谱仪的分辨率和极图窗研究

为计算中国先进研究堆（CARR）中子织构谱仪的分辨率和极图窗,基于倒空间衍射几何的误差分析推导了谱仪分辨率和极图窗的计算公式,并将其应用于CARR中子织构谱仪。结果表明,极图窗近似为狭窄的长方形,其沿β方向的分辨率较高,沿α方向的分辨率随衍射角变化较大。对于特定的衍射角,³He管点探测器的α分辨率为固定值,而二维位置灵敏探测器的α分辨率可根据样品和织构分布的测量需要沿纵向进行分份调整。     

瞬发γ射线中子活化分析及其应用

热中子与物质产生辐射俘获反应时,发出瞬发γ射线,用高分辨率锗半导体探测器测量瞬发γ能谱,进行能量和强度分析,从而达到识别元素及确定含量的目的,此即瞬发γ射线中子活化分析,简称PGNAA。由于~(252)Cf中子源和锗探测器的发展,PGNAA作为堆中子活化分析     

300#反应堆瞬发中子衰减常数测量

利用反应堆噪声分析技术测量300^#池式研究堆缓发临界下的瞬发中子衰减常数。堆芯采用低富集度U燃料装载，燃料元件带一定燃耗。利用紧靠堆芯布置的两个中子探测器，信号经测量系统和相关软件得到互谱密度，用非线性最小二乘法拟合得到瞬发中子衰减常数。在4kW功率水平测得缓发临界下的瞬发中子衰减常数α_c=(83.4±0.7)s^.-1。     

中国先进研究堆中子残余应力谱仪实验软件设计

设计开发了中国先进研究堆（CARR）中子残余应力谱仪的实验软件。基于中子衍射法测量了残余应力的基本原理和谱仪构型,分析了中子残余应力测量方法,提出了残余应力测量所需的功能。在谱仪运动控制和数据采集系统的基础上,设计了各项功能的流程方法,并使用LabVIEW语言编写了相应的程序。利用中子束全面测试软件的各项功能,完成了CARR中子残余应力谱仪实验软件的设计开发。     

中国先进研究堆中子织构谱仪实验软件设计

本工作设计开发了中国先进研究堆（CARR）中子织构谱仪的实验软件。基于中子衍射法测量织构的基本原理及谱仪的运动控制和数据采集系统，提出织构测量所需的功能，详细描述了各功能的流程设计，最终使用Python语言在Linux系统下编写了各功能的程序模块，完成了CARR中子织构谱仪实验软件的开发。     

中子残余应力谱仪控制系统修复改造

中国先进研究堆（CARR）中子散射工程拟建造1台测量应力的中子残余应力谱仪。为缩短研制周期，节省费用，从瑞典的R2反应堆引进了一些中子残余应力谱仪部件。这些部件包括样品台xy平台、样品台z平台、探测器台转台、欧拉环、Omega转台和控制这些设备运动的电路板组等。     

贫化铀球装置内的~(238)U(n,2n)反应率实验研究

采用两套不同尺寸的贫化铀球装置开展了装置内部的238 U(n,2n)反应率实验研究,利用PD-300加速器D-T中子源辐照实验装置,源强变化采用伴随粒子法监测,238 U圆片放置在实验装置的45°孔道内,分布在距中子源不同距离处,辐照结束后,采用HPGe探测器测量238 U圆片活化γ射线。实验结果与蒙特卡罗程序模拟计算结果进行了比较和分析。结果表明,238 U(n,2n)反应率实验结果与模拟计算值较吻合,238 U(n,2n)反应率随球体半径r的增加,近似服从e-ar/r2分布规律。     

Basic consideration of a nuclear power monitoring system using neutron-induced prompt gamma rays

ABSTRACT

Monitoring only neutron flux in a nuclear reactor core has an advantage of offering reactor power monitoring accuracy. We started the development of a new nuclear instrumentation based on the measurement of prompt gamma rays emitted from metals placed at the neutron flux monitoring positions. The thermal neutron flux at the position of each placed metal piece can be monitored by measuring the prompt gamma rays as the count rate of each energy. The gamma-ray energy range was limited from 6 to 10 MeV to mitigate the interference of environmental gamma rays. Four metals, Ti, V, Ni, and Cu, were chosen as candidates in consideration of their neutron emission rates and self-absorption. In an experiment with a high-purity germanium semiconductor detector, we considered the identification of individual peak energies in an assumed situation where prompt gamma rays were emitted from the four different metals at the same time. Energy resolutions of the peak with the largest energy gap from the nearest energy peak of the other candidate metals were smaller than the gap. Thus, we confirmed that at least one peak for each candidate metal was able to be separated from the peaks derived from other candidate metals.     

镝活化法测量低产额脉冲中子

设计一个快中子聚乙烯慢化体，用来慢化加速器的d-T和d-D中子，利用¹⁶⁴Dy(n,γ)¹⁶⁵Dy^m在热中子区极高的反应截面，得到半衰期为75s的¹⁶⁵Dy^m，使用HPGe探测器测量¹⁶⁵Dy^m放出的γ射线。由于测得的γ射线与加速器的中子产额成一定比例，故通过这种方法可测量脉冲中子源的中子产额。     

瞬发伽马活化分析与中子层析照相联合测量技术

介绍瞬发伽马(中子)活化分析(prompt gamma-ray neutron activation analysis,PGAA/PGNAA)技术的发展应用情况与国际上的最新研究成果。将PGAA与中子层析照相(neutron tomography,NT)技术结合,利用中子层析照相重建结果,得到样品内部三维结构,研究中子束流在样品内部的衰减过程,确定样品内部特定位置处的中子束流强度,获得其强度分布。结合PGAA与NT,可以实现不对样品拆解取样,对其内部元素成分进行三维分布分析。国际上,德国FRMⅡ研究堆与匈牙利布达佩斯研究堆的中子束流上已建成相关装置,并在天文、考古领域得到应用。国内相关研究也相继启动。     

医院中子照射器中子束流出口处热中子注量率的测量

医院中子照射器是基于微型反应堆而设计的专门用于硼中子俘获治疗（BNCT）的核反应堆装置,其额定功率为30 kW。在堆芯相对两侧分别设有一条热中子束流和超热中子束流用于病人照射,在热中子束流内引出一条实验用热中子束流,用于瞬发γ法测量病人血硼浓度。本工作利用²³⁵U裂变靶和白云母探测片测量了热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子绝对注量率。结果显示,在30 kW额定功率运行时,热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子注量率分别为1.67×10⁹、2.44×10⁷和3.03×10⁶ cm^-2•s^-1。以上结果达到了BNCT设计要求,并能满足瞬发γ测量血硼浓度的要求。     

利用测热技术测量核反应堆中子通量密度

一种新型中子探测器被研究,其原理是利用带电离子在矿物中沉积的能量退火时会以热量的方式释放出来,通过测量释放的热量而确定中子通量密度。对新型中子探测器进行刻度,在反应堆内某位置测量的热中子通量密度为5.108×10¹¹ cm^-2•s^-1,与标定的热中子通量密度(5.000×10¹¹ cm^-2•s^-1)在2%内符合,说明该探测器可测量中子通量密度。本文方法制作的探测器体积小,可制作成不同形状,便于反应堆不同环境下的中子通量密度测量。选取相应中子能量反应截面较大的元素,该探测器还可测量不同中子能量的通量密度。     

利用MCNP模拟气体裂变产物混合源的γ剂量率

西安脉冲反应堆辐照铀靶后,抽取Kr、Xe裂变气体,通过活性炭吸附于气体源盒内。HPGe γ谱仪测量源盒内混合气体活度,塑料闪烁探测器测量γ剂量率。将源盒、塑料闪烁探测器的几何结构、材料作为蒙特卡罗程序（MCNP）输入信息,模拟塑料闪烁探测器对源盒中核素活度与其γ剂量率对应关系,结合HPGe γ谱仪所测活度得到剂量率模拟值,结果与实测值偏差小于6%。该工作说明在已知放射源空间结构、放射性核素种类和活度的情况下,采用MCNP模拟计算复杂气体放射源γ剂量率的方法是可行的。     

Experimental simulations of planetary gamma-ray spectroscopy using thick targets irradiated by protons

To simulate planetary gamma-ray spectroscopy, gamma rays were measured during a series of five irradiations of up to 30-ton thick targets with protons beams of 1.5 and 2.5 GeV. The targets were steel (iron), basalt with structural steel, basalt with added S and Cl, and basalt with added H, S, and Cl. The pulsed proton beam was carefully monitored and counted. Spectra were collected with both proton beam on and beam off and with a lead shield both between the target and the germanium detector and with the lead shield removed. This set of four spectra was used to determine the fluxes of prompt gamma rays emitted from the target. Over 200 discrete gamma-ray lines per irradiation were observed and identified. Counting results for the more intense gamma rays were compiled, and gamma-ray fluxes determined for about 25 gamma rays of interest to planetary gamma-ray spectroscopy. The ratios of thermal and fast neutron induced gamma-ray fluxes between irradiations were similar. Thus the relative gamma-ray fluxes can be used in testing model calculations and interpreting planetary gamma-ray spectra.     

Measurement of ~(232)Th(n,2n)~(231)Th reaction cross-sections at neutron energies of 14.1 MeV and 14.8 MeV using neutron activation method

In this study, the activation cross-sections were measured for ~(232)Th(n,2n)~(231)Th reactions at neutron energies of 14.1 and 14.8 MeV, which were produced by a neutron generator through a T(d,n)~4He reaction. Induced gamma-ray activities were measured using a low background gamma ray spectrometer equipped with a high resolution HPGe detector. In the cross-section calculations, corrections were made regarding the effects of gamma-ray attenuation, dead-time, fluctuation of the neutron flux, and low energy neutrons. The measured cross-sections were compared with the literature data, evaluation data(ENDF-B/VII.1, JENDL-4.0 and CENDL-3.1), and the results of the model calculation(TALYS1.6).