电子直线加速器驱动的光中子源装置的研制

核反应堆的安全运行、新一代反应堆设计以及核废料处理等需要精确的中子核数据。光中子源联用飞行时间谱(Time of Flight,TOF)测量是最精确的中子能量测量技术,在热中子和共振中子能区的截面测量中发挥了非常重要的作用。钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)项目中15 MeV电子加速器驱动的光中子源装置(TMSR Photo-Neutron Source Phase 1,TPNS1)是专为钍-铀循环核数据测量设计和建造的,它位于中国科学院上海应用物理研究所嘉定园区内。第一阶段采用15 MeV电子直线加速器(LINAC)驱动,第二阶段拟建造电子能量约100 MeV(TPNS2)驱动的光中子源。前者建成后可提供飞行路径5 m、通量约104 n·s-1·cm-2的连续能量中子束(白光中子)及约1 MeV低能伽马射线,它们分别用于测量中子反应截面和伽马辐照研究,这是国内首台用于核数据测量的白光中子源。     

CSNS反角白光中子实验终端本底及中子准直系统模拟计算

散裂中子源可产生白光中子,具有中子注量率高、热功率小、可脉冲化等优点,其应用十分广泛。其中一个重要的应用是核数据测量。目前,中国缺少白光中子源,因此一直没有开展基于白光中子源的核数据测量工作。目前在建的中国散裂中子源(China Spallation Neutron Source,CSNS)的反角中子束线,在距散裂靶80 m处的中子强度约为9.25×106n·cm-2·s-1,时间分辨率为0.3%-0.9%,能够较好地用于核数据测量工作。本文介绍了该白光中子束线及实验终端的概况,并重点介绍该实验终端本底计算结果、中子准直系统和束斑参数。通过计算结果得出,CSNS反角白光中子源物理终端具有较低的实验本底和较好的中子束斑,可以开展较高精度的核数据测量工作。     

基于150 MeV电子束的光中子特性模拟分析

高能中子源是研究高能太空宇宙射线中子对人体和电子仪器辐射损伤的必备装置,基于高能电子加速器的光中子源是目前能够提供较高能量白光中子的方式之一。本工作以清华大学先进加速器实验室的激光电子加速器束流参数为基础,借助Geant4对产生的光中子的能量特性、产额特性、角分布特性、时间特性进行了分析。模拟结果表明,Φ2 cm×2 cm的圆柱体Ta靶时,150 MeV电子束流可产生最高能量约为110 MeV、中子产额约为1.2×10~5n/10~7e-、出射时间在0~100 ns之间呈负指数分布的几乎各向同性的光中子。根据拟合的中子能量-出射时间离散指数函数,估算得到对产生的1~100MeV中子,在飞行距离为5m时中子飞行时间的时间分辨率好于2.23%。本工作为该加速器的光中子产生和实验测量工作提供了参考依据。     

中国第一台高性能白光中子源——CSNS反角白光中子源及其应用

基于中国散裂中子源（CSNS）建设的我国第一台高性能白光中子源--反角白光中子源（Back-n）是国际上综合性能最好的白光中子源之一,能区范围覆盖meV～百MeV,飞行时间测量分辨率可在全能区达到1%以内,中子注量率国际领先。自2018年3月建成以来,Back-n已开展了一系列的核数据测量实验、探测器标定实验、中子辐射效应实验和中子照相研究,科研产出效率非常高,实验数据质量达到了研究要求,为我国多领域的科学研究和应用研究提供了一个强大的平台。本文对该白光中子源的性能特点、已投入运行和规划中的核数据测量实验谱仪进行了综述,并指出了主要应用方向。     

中国第一台高性能白光中子源——CSNS反角白光中子源及其应用

基于中国散裂中子源(CSNS)建设的我国第一台高性能白光中子源——反角白光中子源(Back-n)是国际上综合性能最好的白光中子源之一,能区范围覆盖meV～百MeV,飞行时间测量分辨率可在全能区达到1%以内,中子注量率国际领先。自2018年3月建成以来,Back-n已开展了一系列的核数据测量实验、探测器标定实验、中子辐射效应实验和中子照相研究,科研产出效率非常高,实验数据质量达到了研究要求,为我国多领域的科学研究和应用研究提供了一个强大的平台。本文对该白光中子源的性能特点、已投入运行和规划中的核数据测量实验谱仪进行了综述,并指出了主要应用方向。     

共振区中子辐射俘获截面测量技术研究

<正>中子辐射俘获反应截面是一类重要的核数据。在共振区,中子核反应截面随中子能量变化剧烈,需要通过实验测量才能确定各种核反应截面。在中国散裂中子源反角白光中子束线上建立了一套C_6D_6探测器系统,用于开展共振区的中子辐射俘获反应截面测量。开展了~(197)Au、~(169)Tm和     

基于白光中子源的169Tm辐射俘获截面测量和共振参数分析

中子辐射俘获截面及共振参数在核工程设计、核天体物理等研究领域中有重要的应用价值。在中国散裂中子源（CSNS）反角白光中子束线（Back n）上,使用C6D6测量系统开展了169Tm辐射俘获反应测量。通过脉冲高度权重技术、共振吸收法和饱和归一法得到169Tm辐射俘获反应的产额。利用SAMMY程序拟合169Tm的产额数据,得到169Tm在1~100 eV能量区间的共振能量、中子宽度、辐射俘获宽度等共振参数。使用实验测得的共振参数和Reich Moore近似计算了169Tm在1~100 eV能量区间的辐射俘获截面。实验测量结果与ENDF/B Ⅷ.0数据库的推荐值总体符合较好,部分共振参数和截面存在一定的差异。产生这些差异的原因与Back n的源中子能谱结构、能量分辨率、实验本底的精度有关。     

冷中子非弹性散射谱仪能量分辨率的模拟研究

能量分辨率是中子散射谱仪设计中需重点模拟计算的一项指标。本文阐述了基于反应堆中子源的两种冷中子非弹性散射谱仪——三轴谱仪和广谱谱仪的基本测量原理,利用MCSTAS软件分别建立两种谱仪的中子束追踪模型,完成了不同中子入射能量和出射能量下的谱仪整体能量分辨率的定量模拟计算。通过对比发现,广谱谱仪由于其测量原理即特殊的变异散射平面的限制,较三轴谱仪具有低的能量分辨率,但这种特殊的变异散射平面的中子散射轨迹却可优化广谱谱仪的分析器和探测器空间布局。通过分析模拟计算结果给出了适用于提高广谱谱仪能量分辨率的中子准直器类型。     

中国散裂中子源反角白光中子束斑测量

中国散裂中子源（CSNS）反角白光中子（Back-n）束斑品质是核数据测量和其他物理实验的基础。利用像增器脉冲选通特性和飞行时间法搭建了一套具有时间分辨能力的成像系统,其空间分辨小于1 mm,初步实现了束斑轮廓、尺寸和非均匀性等特性参数的测量和定量分析。在距散裂靶约55、75 m处测得束斑FWHM分别为55、63 mm,对应峰值强度约75%处束斑直径分别为50、60 mm,且束斑边缘陡峭,呈台阶状。分析表明,束斑轮廓、尺寸和非均匀性等特性参数均与中子能量无关,在束斑中心区域80%范围内非均匀性小于10%。测量结果表明,CSNS反角白光中子源物理终端具有较好的中子束斑品质,可开展较高精度的核数据测量。     

中国散裂中子源反角白光中子束斑测量

中国散裂中子源(CSNS)反角白光中子(Back-n)束斑品质是核数据测量和其他物理实验的基础。利用像增器脉冲选通特性和飞行时间法搭建了一套具有时间分辨能力的成像系统,其空间分辨小于1 mm,初步实现了束斑轮廓、尺寸和非均匀性等特性参数的测量和定量分析。在距散裂靶约55、75 m处测得束斑FWHM分别为55、63 mm,对应峰值强度约75%处束斑直径分别为50、60 mm,且束斑边缘陡峭,呈台阶状。分析表明,束斑轮廓、尺寸和非均匀性等特性参数均与中子能量无关,在束斑中心区域80%范围内非均匀性小于10%。测量结果表明,CSNS反角白光中子源物理终端具有较好的中子束斑品质,可开展较高精度的核数据测量。     

Monte Carlo Calculations of Source Characteristics of FNS Water Cooled Type Tritium Target

The source neutron characteristics of a water cooled type tritium target at the Fusion Neutronics Source (FNS) facility were calculated using a three-dimensional Monte Carlo method. The angular distribution and the energy spectra of the source neutrons were calculated and compared with the measured results. The comparison showed a reasonable agreement which increased the confidence of both measurement and calculation. The calculated neutron spectra which are free from the detector resolution smearing and which extend to lower neutron energy, will be used as the reference source for the future analyses of the experiments using the present-type water cooled target.     

石墨双晶单色器性能检验及应用

中子能量选择成像作为一种前沿中子成像技术,可实现传统白光中子照相技术无法实现的功能,如研究工程材料中的晶粒分布、应变/应力分布、织构测量和相变分析等。本文依托中国先进研究堆(CARR)上的中子成像测试平台,在国内首次研制了石墨双晶单色器,建立能量选择中子成像技术。飞行时间实验测试结果表明,该双晶石墨单色器在选择4×10^-10 m的中子时波长分辨率可达2.6%,优于3.0%的设计指标。虽然在冷源未开启的实验条件下该石墨双晶单色器产生了较多的次级中子,但基于现有条件开展的镍基高温合金的中子能量选择成像实验能清楚分辨特定取向微晶粒的形貌及分布。结果表明研制的石墨双晶单色器可在CARR上开展能量选择成像实验,随着未来CARR冷源的开启,次级中子数量降低,中子束流品质进一步提高,将开展高质量的中子能量选择成像实验。     

Evaluation of D(d,n)3 He reaction neutron source models for BNCT irradiation system design

A mathematical method was developed to calculate the yield,energy spectrum and angular distribution of neutrons from D(d,n)~3He(D-D)reaction in a thick deuterium-titanium target for incident deuterons in energies lower than 1.0MeV.The data of energy spectrum and angular distribution were applied to set up the neutron source model for the beam-shaping-assembly(BSA)design of Boron-Neutron-Capture-Therapy(BNCT)using MCNP-4C code. Three cases of D-D neutron source corresponding to incident deuteron energy of 1000,400 and 150 key were inves- tigated.The neutron beam characteristics were compared with the model of a 2.45 MeV mono-energetic and isotropic neutron source using an example BSA designed for BNCT irradiation.The results show significant differences in the neutron beam characteristics,particularly the fast neutron component and fast neutron dose in air,between the non-isotropic neutron source model and the 2.5 MeV mono-euergetic and isotropic neutron source model.     

Evaluation of D（d,n）^3 He reaction neutron source models for BNCT irradiation system design

A mathematical method was developed to calculatc the yield.energy spectrum and angular distribution of neutrons from D(d,n)3 He(D-D)reaction in a thick deuterium-titanium target for incident deuterons in energies lower than 1.0MeV.The data of energy spectrum and angular distribution wefe applied to set up the neutron source model for the beam-shaping-assembly(BSA)design of Boron-Neutron-Capture-Therapy(BNCT)using MCNP-4C code.Three cases of D-D neutron source corresponding to incident deuteron energy of 1000.400 and 150 kaV were investigated.The neutron beam characteristics were compared with the model of a 2.45 MeV mono-energetic and isotropic neutron source using an example BSA designed for BNCT irradiation.The results show significant differences in the neutron beam characteristics,particularly the fast neutron component and fast neutron dose in air,between the non-isotropic neutron source model and the 2.5 MeV mono-energetic and isotropic neutron source model.     

Spectra of neutrons inelastically scattered on U238

The spectra of neutrons, inelastically scattered on U²³⁸ have been measured with a Wilson cloud chamber. The neutron source was a heavy-ice target, bombarded by accelerated deuterons. The mean initial neutron energies were 2.5 and 3.5 Mev. The scatterer was a spherical layer of impoverished uranium 18 mm thick. The target was centered in the scatterer. The energy distribution for the inelastically scattered neutrons was measured in the energy range from 100 to 1,300 key and is in agreement with the statistical theory. The most probable energy for the scattered neutrons is about 275 kev for neutrous with an initial energy of 2.5 Mev and about 375 kev for neutrons with an initial energy of 3.5 Mev.     

Spectra of neutrons inelastically scattered on U238

The spectra of neutrons, inelastically scattered on U²³⁸ have been measured with a Wilson cloud chamber. The neutron source was a heavy-ice target, bombarded by accelerated deuterons. The mean initial neutron energies were 2.5 and 3.5 Mev. The scatterer was a spherical layer of impoverished uranium 18 mm thick. The target was centered in the scatterer. The energy distribution for the inelastically scattered neutrons was measured in the energy range from 100 to 1,300 key and is in agreement with the statistical theory. The most probable energy for the scattered neutrons is about 275 kev for neutrous with an initial energy of 2.5 Mev and about 375 kev for neutrons with an initial energy of 3.5 Mev.     

EJ339A型液体闪烁探测系统光输出响应函数的理论模拟与实验研究

对液体闪烁探测器EJ339A中子与伽马辐射测量问题,采用理论模拟与实验分析方法,结合自主设计搭建的基于Lab VIEW的数字化信号处理系统,分别完成22Na、133Ba、137Cs和60Co等4种不同能量的γ源等效电子能量测量与刻度。在此基础上,利用中子飞行时间测量原理,在不同时间窗下将锎(252Cf)源近似分化成若干个单能中子源,获得1.9 7.8 Me V范围内中子在探测器中的光输出响应函数。结果表明,理论模拟与实验测量值在低能段比较吻合,而高能段存在约7.3%的误差。     

MC法模拟地层元素测井仪优化中子屏蔽体

利用MC法模拟了D-T中子源发出的粒子通过地层元素测井仪内部屏蔽体结构的过程,获得了不同粒子通过不同材料的屏蔽体后能量和核反应截面的分布,从而得出不同材料在不同厚度下的粒子屏蔽效果。模拟结果表明:采用17 cm厚的三层复合屏蔽体结构,所用材料第一层为10 cm厚的钨镍合金,第二层为5 cm厚含20%碳化硼的聚乙烯,第三层为2 cm厚的铅。三层结构对中子的屏蔽率达到98.47%,对γ光子的屏蔽率达到97.68%。可有效降低仪器内部元素干扰,提高分辨率与精确度。