反应堆中子注量率谱的谱参数法解

按照费米年龄理论,提出包含6个待定参数的数学表达式来描述反应堆堆内空间某点完整的中子注量率谱,并由此使用非线性规划可变容差法建立了新的解谱方法和相应解谱程序SNAIL。对于热中子反应堆内部的中子注量率谱,根据测量的反应率数据计算得到的整个能区中子注量率谱结果很满意,与NEUSPAC解谱程序解得的中子注量率谱符合得很好。对于中能中子场和快中子反应堆,在未使用可裂变材料探测器情况下,计算结果与文献公布的结果基本符合。     

一种基于~(103)Rh(n,n′)~(103)Rh~m反应的快中子注量监测方法

给出了一种基于~(103)Rh(n,n′)~(103)Rh~m反应监测快中子注量的方法。根据干扰核素半衰期不同的特点,选取合适的冷却和测量时间,降低了~(103)Rh(n,n′)~(103)Rh~m活化率测量中干扰核素的影响。根据152Eu标定实验结果,利用遗传算法优化探测器尺寸,建立探测器蒙特卡罗算法模型。利用模型校正~(99)Mo-~(99)Tcm放射源实验效率,解决了探测器效率标定和射线自吸收问题。开展了快中子注量监测,实验结果与铁、硫、镍等快中子监测箔一致性较好,测量不确定度约为13.1%。     

核电厂压力容器材料在49-2反应堆的辐照技术研究

应用MCNP程序对堆芯建模,计算得出辐照孔道内距堆心底部高25 cm处的中子能谱,结合多箔活化法测量结果,通过SANDII程序解谱得出该位置的快中子注量率;通过相对快中子注量率测量,获得孔道内轴向快中子注量率分布,从而确定辐照时长和辐照方案,使样品辐照达到快中子(E≥1 Me V)注量~6×1019cm-2的技术指标。为完成辐照样品解体,应用ORIGEN2程序计算,获得待解体样品源项;使用MCNP程序对解体时的操作环境进行建模,计算得出不同屏蔽层厚度的γ剂量率数据;与实测结果进行对比,计算结果与实测结果符合较好,证明屏蔽设计有效。本次辐照考验完全满足技术指标。。     

能谱变化对活化法中子注量测量的影响

在反应堆中子注量测量中,活化探测器可能会经历多个燃料循环的中子辐照,不同燃料循环的中子能谱也会发生变化。考虑到中子能谱变化的影响,对某批次国产反应堆压力容器辐照材料进行中子注量测量修正。计算结果表明,探测器权重快中子注量率（E＞1.0 MeV）修正后比理论中子注量率（E＞1.0 MeV）高1.75%;与修正前相比降低了3.73%,中子能谱变化的影响不容忽视。      

启明星Ⅱ快中子能谱区裂变率分布研究

使用MCNP程序对启明星Ⅱ进行了裂变率分布的详细计算分析。根据理论计算的分布规律,优化了实验测量裂变率分布方案,合理布局了探测器位置。用固体核径迹探测器开展了启明星Ⅱ快中子能谱区裂变率分布的实验测量研究,确定了快中子能谱区的裂变率分布。测量结果显示：快中子能谱区裂变率分布与理论计算结果基本符合。测量结果对ADS次临界反应堆确定堆芯裂变功率提供了数据参考。     

238U裂变电离室测量25.5MeV中子注量率

在飞行时间谱仪测量中子能谱的基础上,利用²³⁸U裂变电离室测量了中国原子能科学研究院HI-13串列加速器产生的25.5MeV中子注量率。为验证该裂变电离室测量快中子注量率的可靠性,在中国原子能科学研究院5SDH-2串列加速器上,利用该电离室和伴随α粒子装置同时测量14.8MeV中子注量率,结果在不确定度范围内一致。     

岷江试验堆Q15孔道中子谱测量试验的研究

为了确定岷江试验堆(简称MJTR)堆芯铍反射层内中子能量E >1.0MeV的快中子注量率,采用一组中子探测片测量了岷江试验堆内第一层铍反射层外Q15孔道内的快中子注量率谱,并由测量谱求得各阈能探测片的快中子反应的谱平均截面和该孔道测量点位置的快中子注量率。结果表明,铍反射层内快中子(E>1.0MeV)注量率为1.985×1012 cm-2·s-1,MJTR每运行一段,铍反射层内快中子(E>1.0MeV)积分注量最大可达1.54×1018cm-2。通过本次试验研究,为更好的开发利用MJTR提供了试验依据。     

IHNI-1中子束快中子注量率测量

为检验和确定用于硼中子俘获治疗(BNCT)的医院中子照射器(IHNI-1)的快中子污染源项,设计了用于快中子注量率测量的包硼~(235)U裂变电离室。利用MCNP程序对电离室的注量响应进行优化设计,计算包裹不同厚度硼壳时电离室的注量响应曲线,最终选择35mm厚B4C壳作为低能中子屏蔽层。利用该电离室测量IHNI-1热中子和超热中子束的快中子注量率,并与模拟计算值比较。结果显示,实测的中子束比模拟计算结果具有更多的快中子成分,低于国际原子能机构(IAEA)推荐的目标值。     

白云母迹径探测器测量宽范围的绝对热中子注量率

我们用白云母径迹探测器测量了几种堆型的绝对热中子注量率,与活化金箔法测量结果在5％内符合。测量范围为10~2～10~8n/cm~2s。 1.原理 在所测的中子场中,裂变材料制成的靶(如~(235)U)受到热中子辐照后产生裂变,当固体径迹探测器与裂变靶贴在一起时,记录下径迹数,即可求得中子场的注量率:     

NaI闪烁体的快中子辐照损伤

中子瞬发γ活化分析(Prompt Gamma Neutron Activation Analysis,PGNAA)是工业物料成分检测的最主要方法之一,该方法通过大体积NaI闪烁体探测器测量物料被中子活化后的瞬发γ能谱来分析物料成分。测量过程中,NaI晶体处于较强的快中子场中,该快中子场对晶体的辐照损伤是影响NaI探测器性能的最主要因素,而NaI探测器的稳定性直接决定了PGNAA整体设备的性能。本文基于中国工程物理研究院CFBR-Ⅱ(China Fast Burst Reactor Ⅱ)型反应堆,精确地测量了NaI闪烁体在裂变中子场的10~8 cm~(-2)、10~9 cm~(-2)、10~(10) cm~(-2)、10~(11)cm~(-2)、10~(12) cm~(-2)、10~(13) cm~(-2)、10~(14)cm~(-2)共7个中子注量照射后,NaI闪烁体组装的闪烁体探测器的性能变化。测量结果表明,NaI探测器除有较强的中子活化效应外,能量分辨率未发生显著变化,这为PGNAA设备中探测器的中子屏蔽设计和寿命估计提供了重要参数。     

用于CSNS反角白光中子能谱及注量率测量的快裂变室

即将建成的中国散裂中子源(China Spallation Neutron Source,CSNS)反角白光中子束线可为核数据测量提供高注量率的脉冲白光中子束流,填补我国核数据测量用白光中子源的空白,提高我国核数据测量水平,满足核能、核技术及基础核物理研究对核数据的需求。该束线建成后,其中子能谱及注量率的精确测量将是开展其它物理实验的基础,快裂变电离室因其独特优点被选为中子能谱和注量率测量探测器。通过实验研究了快裂变电离室的粒子分辨性能、时间分辨性能;确定阴、阳极的合理间距为10 mm,据此测得电离室的时间分辨约15 ns;利用235U样品量计算的探测效率与利用伴随粒子法给出的探测效率在不确定度范围内符合,因此可以标定快裂变室的探测效率。通过这些工作,完成了满足反角白光中子束能谱及注量率测量需求的快裂变室的物理设计。     

14 MeV快中子照相准直屏蔽系统的设计与优化

基于强流氘氚中子源科学装置HINEG设计了一套快中子照相准直屏蔽系统。采用中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC和ENDF/B-Ⅶ.0数据库计算了准直中子束的中子能谱及注量率、γ射线能谱及注量率、直射中子注量率与γ射线注量率比值（φ_d/φ_γ）、直射与散射中子注量率比值（φ_d/φ_s）、准直束中子注量率的不均匀度等特性参数,并采用MCNP5程序进行了对比验证。研究了准直屏蔽系统的内衬材料、尺寸等对特性参数的影响规律,并通过优化获取了最优设计方案。计算结果显示,在同等计算条件下,SuperMC计算结果与MCNP计算结果相对偏差小于1%,准直屏蔽系统的φ_d/φ_γ为50.1,φ_d/φ_s为5.7,在Φ30 cm视野范围内的中子注量率为4.80×10⁷ cm^-2•s^-1,其中直射中子注量率为4.09×10⁷ cm^-2•s^-1,中子注量率不均匀度为5.8%,满足快中子照相对准直束特性参数的要求。     

陆地宇宙射线的中子剂量测量与分析

本文基于多球中子谱仪的设计原理,加工单慢化球多计数器的中子测量探头,搭建多路测量装置,形成了以双球测量方式的少道解谱剂量估算模式,并对陆地宇宙射线的中子辐射场进行测试,得到哈尔滨地区中子所致年剂量约为78 μSv/a。与多球中子谱仪的测量结果相比,中子注量率和中子周围剂量当量率的双球测量结果的相对偏差分别小于3%和12%。     

超高通量快中子研究堆需求分析

实现超高快中子通量是世界先进研究堆的重要发展方向,对于加快第四代先进核能系统燃料及材料创新发展具有重要意义。本文从先进核能堆内结构材料与核燃料的辐照考验、长反应链超钚元素生产等角度,初步分析了我国建设超高通量快中子研究堆的必要性。在此基础上,确定了超高通量快中子研究堆的堆芯最大中子注量率及其冷却剂,给出了反应堆主要参数及冷却剂流动方案。反应堆热功率为200 MW,冷却剂为铅铋合金,最大中子注量率大于1016 cm?2·s?1。      

中子反照效应实验的理论研究

为深化中子反照效应研究,获得宏观测量数据,开展了中子反照效应的理论研究。对中子反照效应实验进行理论设计,分析了可体现反照性质的实验状态,采用蒙特卡罗程序模拟了不同实验状态下的注量和反应率空间分布。结果表明,设计的实验中测点注量能谱可体现中子反照效应,给出的实验布局方案是有效的。获得实验测量数据可给出中子反照效应更多的定量信息。     

纳米晶Al的快中子辐照效应研究

采用真空热压技术将自悬浮定向流法制得的纳米Al粉压制成平均晶粒尺寸约为120nm的块体,并对其进行了注量为1.9×1012~7.2×1014 cm-2的快中子(E1 MeV)辐照。通过X射线衍射(XRD)分析、扫描电子显微镜与能谱(SEM-EDS)分析和显微硬度测试研究了快中子辐照对纳米晶Al的微观结构和显微硬度的影响。研究结果表明:快中子辐照同时造成了纳米晶Al的平均晶粒尺寸增大和显微硬度提高。随快中子辐照注量的增大,纳米晶Al的平均晶粒尺寸和显微硬度分别增大了2.09%~9.09%和3.54%~4.37%。纳米晶Al的平均晶粒尺寸的增长率随快中子注量的增加而增大。     

Development of the high-energy neutron fluence rate standard field in Japan with a peak energy of 45 MeV using the 7Li(p,n)7Be reaction at TIARA

In this study, we developed a 45 MeV neutron fluence rate standard of Japan. Quasi-monoenergetic neutrons with a peak energy of 45 MeV in the neutron standard field were produced by the ⁷Li(p,n)⁷Be reaction using a 50-MeV proton beam from an azimuthally varying field (AVF) cyclotron of the Takasaki Ion Accelerators for Advanced Radiation Application (TIARA). The neutron energy spectrum was measured using an organic liquid scintillation detector and a ⁶Li-glass scintillation detector by the time-of-flight method, and using a Bonner sphere spectrometer by the unfolding method. The absolute neutron fluence was determined using a proton recoil telescope (PRT) composed of the liquid scintillation detector and a Si(Li) detector that was newly developed in the present study. The detection efficiency of the PRT was obtained using the MCNPX code. The peak neutron production cross section for the ⁷Li(p,n)⁷Be reaction was also derived from the neutron fluence in order to confirm the neutron fluence of the TIARA high-energy neutron field. The peak neutron production cross section obtained in the present study was in good agreement with those of previous studies. The characteristics of the 45-MeV neutron field in TIARA were successfully evaluated in order to calibrate high-energy neutron detectors and high-energy neutron dosimeters.