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。     

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。     

用聚乙烯薄膜测中子绝对注量率

在测量中快中子（ｎ,ｐ）反应的实验中,同样利用屏栅电离室测得聚乙烯薄膜反冲质子的能谱,并利用蒙特－卡罗方法对其进行校正,则得到中子的绝对注量率,将其结果与＾２３８Ｕ测得的结果进行比较,二者在误差范围内相同,说明用此方法测量中子绝对注量率是可行的。     

能谱变化对239Pu裂变室测量快中子注量的影响

热中子和共振区的中子在快中子临界装置中所占的份额很小,但是由于其相对大的截面,在慢化物存在的情况下,热中子和共振中子份额的微小变化,对^239Pu裂变室测量中子注量的结果影响很大。通过测量^239Pu裂变电离室在包镉和包硼、周围有无慢化物等情况下的反应率,Au、In活化片的镉比,S活化片在能谱变化下与^239。Pu的反应率比等,分析了快中子临界装置中热中子和共振区中子的分布,讨论了中子能谱变化对^239Pu裂变室测量快中子注量的影响及解决办法。     

固体径迹探测器测量绝对中子注量率的一种简便法

文章叙述了用4πβ-γ符合仪器测量金箔的活性,求得所测中子场的绝对中子注量率,然后对固体径迹探测器进行刻度。由于将几个因子归并为一个简单系数,简化了公式,用时十分方便。本方法适用于任何厚度的裂变源。     

235U裂变电离室法及金箔活化法测量热中子注量率的不确定度分析

文章简述²³⁵U裂变电离室法及金箔活化法测量热中子注量率的基本原理,并对测量过程中的各项不确定度因素进行了分析评定,包括中子衰减、裂变计数率、全谱平均反应截面、金箔活性等。计算出的两种注量率测量相对合成标准不确定度满足2%～5％的要求。对减小中子注量率测量不确定度的方法进行了讨论。     

0.1—18MeV单能快中子注量率的绝对测量和国际比对

本文描述了用于0.1—18MeV单能快中子注量率绝对量的闪烁望远镜,半导体望远镜,含氢正比计数器和伴随粒子法等绝对测量装置。并刻度了用作这一能区次级标准的长中子计数器的效率,用这套装置参加了最近由国际计量局组织的中子注量率测量的国际比对,并给出了比对结果。     

蒙特卡罗共轭输运法计算反应堆压力容器快中子注量率

为了保证压力容器（RPV）在核电厂寿期内的安全,通过理论方法准确评估其受到的快中子积分注量率非常重要。本文提出了一种应用共轭输运理论解决深穿透问题的计算方法,并将该方法的计算结果与基准题HBR-2给出的实测值及确定论方法的结果进行了比较。结果表明：本文计算结果与基准题给出的实测数据吻合良好,大多反应率计算相对误差小于10%,最大相对误差不超过35%;70%以上的计算结果准确性优于确定论方法,表明本文提出的解决蒙特卡罗深穿透问题的方法是有效且准确的。     

CFBR-Ⅱ堆中子注量测量

介绍了分别用^239Pu裂变电离室、S活化片和CR-39固体径迹探测器测量CFBR-Ⅱ堆稳定功率运行和脉冲工况运行时的中子注量的实验及结果,用S活化片测量脉冲堆裂变产额的方法和原理。     

基于MCNP的压力容器快中子注量率计算参数敏感性分析

本文以NUREG/CR-6115PWR压力容器注量计算基准题中的标准堆芯装载模式为基础,使用MCNP程序及基于ENDF/B-Ⅵ库的连续能量截面库对其进行了压力容器快中子注量率（E＞1.0MeV）的计算,并在此基础上对截面库、燃耗、裂变谱以及NONU卡等影响计算精度的因素进行了敏感性分析。结果表明,上述参数对基准模型快中子注量率的影响分别为4.12%、5.5%～7.6%、18%和6.7%左右。     

测量反应堆快中子注量率的电流型宽禁带半导体探测器设计

为解决强流混合场快中子注量率实时测量的难题,本文基于反冲质子法,以耐辐照性能强、噪声低的半绝缘型（SI）GaN半导体材料为基础,采用带石墨平衡体及聚乙烯转换靶的并联结构,设计补偿式电流型探测器的方案,有效地降低了γ射线灵敏度。利用该探测器测量了西安脉冲堆1#径向孔道内混合场的快中子注量率,其结果与已有测量结果符合较好,验证了该方案的可行性。     

不同235U快裂变缓发中子群参数比较和验证

分析了ENDF/B7、JEFF3.1、JENDL3.3、CENDL2.2及Keepin数据中的²³⁵U快裂变缓发中子群参数的差异,通过CFBR-Ⅱ堆超瞬发临界实验检验了这几套缓发中子数据的准确性。检验结果表明,用于计算反应堆反应性,Keepin缓发中子群参数仍比数据库数据准确;数据库数据中,JEFF3.1的8群结构数据好于其他数据库6群结构数据。     

SPRR-300反应堆大热柱内中子注量率及能谱分布

利用MCNP程序校核ANISN程序计算出的堆芯分布，进行一维空间简化的修正；同时采用延伸横向尺寸的方法近似替代无法在一维模型中建立的反射层，以进行横向中子泄漏修正。经此修正后，用一维ANISN程序计算了SPRR-300反应堆热柱内的中子注量率分布和中子能谱。热柱内镉比的程序计算值与实验测量结果基本一致，两者间的偏差在5%以内，个别位置处的偏差不大于10%。这一结果表明，对热柱内中子注量率分布及能谱等深穿透问题，采用确定论一维离散程序ANISN可获得很好的计算结果。     

单晶硅受照热中子注量率的双箔活化法测量研究

由于活化箔材料和单晶硅目标核素的活化截面随中子能量的变化曲线形状不同,导致等效2200 m/s热中子注量率的活化箔法确定值与单晶硅目标活化率的对应值存在一定的偏差。为研究活化截面的变化差异对测量的影响,对热中子活化截面均服从1/v规律,但共振积分和2200 m/s热中子活化截面的比值相差较大的Zr箔和CoAl箔进行了测量比较。结果表明,由于超热中子对前者的活化率贡献更大,导致Zr箔确定的值明显高于CoAl箔的值,活化截面的变化差异对测量结果有显著影响。为消除该影响,采用通过两种活化箔确定的值和Stoughton-Halperin约定关系式建立方程组的方法,确定了与单晶硅目标活化率对应的等效2 200 m/s热中子注量率。     

反应堆中子注量率相对分布测量装置中多通道放大甄别器研制

为了测量反应堆内中子注量率分布,保证反应堆内活化 55 Mn- 58 Ni合金探测片γ计数测量的可靠性,本文研制了中子注量率分布测量装置中9通道放大甄别器。多通道放大甄别器性能指标测试与应用测试结果表明：每个通道放大器增益1～21连续可调、甄别器阈值独立连续可调,具有最大计数率高、灵敏度高、稳定性好、系统抗串扰能力强等优点;放大器增益长期稳定性≤1%,甄别器最小输入脉冲宽度≥ 0.1 μs,甄别器最大计数率≤4×10 6 s -1,能用于实时长期稳定测量反应堆内中子注量率分布。     

基于蒙特卡罗-离散纵标双向耦合方法的快中子注量基准分析

蒙特卡罗（MC）-离散纵标（S_N）双向耦合方法是解决大型复杂核装置屏蔽问题的有效方法。本文针对三维MC-S_N双向耦合方法在大型压水堆核电站屏蔽计算中的应用,进行了基准验证分析。基于美国核管会（NRC）发布的NUREG/CR-6115压水堆基准模型,采用自主开发的三维MC-S_N双向耦合屏蔽计算分析方法,利用MCNP4C精确计算堆芯到热屏蔽精细模型以及位于压力容器内部计算区域的精确模型,三维S N 程序TORT用于进行热屏蔽到第2下降区外表面间的计算。通过自主研发的接口程序实现MC粒子概率分布与S_N角通量密度间的相互转换,实现MC和S_N 双向耦合计算。三维MC-S_N双向耦合方法计算结果与基准报告提供的MCNP、DORT结果符合良好,初步验证了该方法解决大型复杂核装置屏蔽问题的可行性。