中子反照效应实验理论设计

为深化中子反照效应的认识,获得宏观测量数据,本文开展了中子反照效应实验的理论设计,给出了反照效应分析的理论公式。采用两组不同的实验状态分别给出了直照能谱和反照能谱下两种核素反应率的测量结果,再通过某测点这两种核素反应率的测量实现反照影响的定量分析。分析认为,给出的理论公式和实验布局方案是有效的,获得实验测量数据后可给出中子反照效应的定量信息。     

地下核爆的中子反照效应研究

地下核爆炸中竖井空腔半径小,受围岩介质的影响,核爆中子对核材料的燃耗有一定影响,继而影响放射化学诊断分析。本文采用Monte Carlo程序模拟了装置自身燃耗与竖井环境下中子反照引起的核材料燃耗之间的关系,给出了特殊环境下反照效应对不同反应道燃耗的影响和分析方法。俘获反应道受反照影响大,放射化学诊断方法中用到核素的俘获反应道时需考虑反照的影响后才能对装置本身开展正确的分析。     

中子反照实验的理论模拟

中子反照实验的目的是检验和标定工程设计使用的程序、参数和方法。本工作采用蒙特卡罗粒子输运程序模拟中子反照实验。模拟结果表明，铁球壳外表面各测点处的中子活化反应率及反照系数在实验数据不确定度范围内符合。     

中子注量空间分布规律的理论模拟

分别以高斯聚变中子谱和麦克斯韦裂变中子谱为源谱,采用Monte-Carlo方法,对中子从不同的源高度到达不同轨道高度及不同角度处的中子注量进行数值计算,通过对计算结果进行曲线拟合,获得中子注量的空间分布规律。同时引入方向散射因子的概念,并通过对方向散射因子变化规律的研究来获得中子的大气散射规律。     

LiF-TLD对中子响应的LET效应研究

针对LiF-TLD在n-γ混合场的区分测量、抗核辐射加固实验和辅助核查时,存在TLD吸收剂量响应的LET效应问题,开展了TLD对中子响应的LET效应实验研究。研究工作从实际应用角度出发,优选了目前国内重视现性指标最好的LiF-TLD探测器,设计了从热中子至14MeV中子的辐照装置,进行了严格的实验测试和必要的理论计算,得出了LiF-TLD对较宽能区中子响应的LET效应因子。其结果可用于n-γ混合场的区分测量、抗核辐射加固实验和核查。     

JR-1104型~6LiF、~7LiF热释光反照中子剂量计标定实验

介绍国产~6LiF、~7LiF热释光剂量计,反应堆热柱、静电加速器、高压倍加器及Am-Be中子源,中子剂量当量—照射量转换标定实验方法。给出100 keV~10 MeV中子通用标定曲线;14.87 MeV中子专用标定曲线实验结果。     

由中子注量率空间分布形状测量确定反应堆次临界度的方法研究

从堆物理的基础理论出发,提出了通过堆内中子注量空间分布的测量来确定反应堆次临界度的一种新方法,并通过对我国启明星1 号次临界实验装置的数值模拟,初步说明了该方法的可行性.     

用D-D密封中子发生器为源获得热中子的研究

介绍了以Ｄ－Ｄ密封中子发生器为源获得热中子的小型装置,用实验的方法确定了从聚乙稀慢化体内引出热中子的最佳条件,为开展热中子的实际应用了一种较好的热中子源。     

HT-7超导托卡马克上聚变中子产额和中子注量率分布计算

利用所编制的三维托卡马克中子计算程序,计算了HT-7装置上中子产额随等离子体中心离子温度与密度的变化.同时计算了中子注量率及其在空间不同位置与方位角的分布特性.考虑了离子温度与密度分布的形状因子不同所带来的误差.计算结果为中子诊断和中子辐射防护等提供了依据.     

中国先进研究堆冷中子导管的模拟研究

应用蒙特卡罗方法对中国先进研究堆(CARR)上的两条冷中子导管CNG1和CNG2的设计方案进行了模拟研究。在假定的冷中子源谱分布下,两条导管出口处的中子注量率均达到1×109cm-2·s-1以上。CNG1和CNG2的中子传输效率分别为50%和42%,中子束最大发散角分别为2 2°和1 9°。中子束沿水平方向的分布均匀,其最大起伏不超过3%。重力显著影响中子束沿垂直方向的分布。     

252Cf自发裂变谱形对中子反射实验数值模拟的影响

针对裂变源中子反射实验中涉及到的中子源能谱问题,选取两套用公式拟合、被普遍认可的252Cf自发裂变能谱,分别将其应用于该类实验的数值模拟中。对实验测点的中子注量及裂变反应率进行了对比研究,结果表明,相对于Maxwell谱,Watt谱能更好地与实验结果符合。     

Albedo Analytical Method for Multi-Scattered Neutron Flux Calculation in Cavity

A simple formula which describes multi-scattered neutron flux in a spherical cavity was derived based on the albedo concept. The formura treats a neutron source which has an arbitrary energy-angle distribution and is placed at any point in the cavity.

The derived formula was applied to the estimation of neutron fluxes in two cavities, i. e. a spherical concrete cell with a 14-MeV neutron source at the center and the “YAYOI” reactor cavity with a pencil beam of reactor neutrons. The results of the analytical formula agreed very well with the reference data in the both problems. It was concluded that the formula is applicable to estimate the neutron fluxes in a spherical cell except for special cases that tangential source neutrons are incident to the cavity wall.     

New Efficient Albedo Monte Carlo Method for Neutron Streaming Analyses

An efficient albedo Monte Carlo method newly developed has been studied by analyzing two types of experiments on neutron streaming. The method is characterized by employing the energy-angle dependent doubly differential albedos for slab, which can be calculated in a short computer time with a one-dimensional transport theory, such as the Sn method and more efficient invariant imbedding method. This paper describes the features of the present albedo Monte Carlo method, including fundamental formulas. In the analyses of the neutron streaming experiments, the calculated results agreed with the measured data within a factor of 2 for a benchmark experiment at the YAYOI reactor and within a factor of 3 for an SNR sodium duct mock-up experiment.

It is concluded that the present albedo Monte Carlo method is practical and applicable to the reactor shielding analysis concerning radiation streaming.     

使用活化探测器和成像盘技术相结合的方法测量混凝土屏蔽体内中子空间分布

描述了一种联合使用活化探测器和成像盘技术（IP）探测中子注量的方法。利用这种方法测量了高能中子束线装置KENS（KEKspallationneutronsourcefacility）中混凝土屏蔽体内中子的空间分布。高能中子注量衰减的实验结果与使用蒙特卡罗程序MARS14模拟计算的结果符合很好。结果表明，联合使用活化探测器和成像盘技术可以同时测量多个位置的中子注量，直观展现出混凝土屏蔽体内中子强度的分布情况。     

西安脉冲堆中子照相屏蔽体改建设计计算

文章采用蒙特卡罗程序耦合抽样技巧，对西安脉冲堆中子照相孔道外的屏蔽体进行改建设计计算，确定了中子照相孔道口出射束流参数和多种材料组合的屏蔽参数。实验测试结果表明，理论计算可靠，达到了改建指标。     

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。     

中子吸收材料累积中子注量研究

中子注量可作为加速辐照实验的辐照指标。为了通过加速辐照的方式检验中子吸收材料的中子吸收性能,计算了中子吸收材料贮存不同时间下的中子注量。通过对乏燃料组件初始富集度、燃耗深度以及乏池温度、可溶硼浓度的研究,得到中子吸收材料在乏池贮存时中子注量的包络值,同时计算得到不同贮存时间材料¹⁰B的消耗量。结果表明,材料的中子吸收性能在贮存10～60 a的情况下并无明显变化。本文结果可为检验材料的中子吸收性能提供支持。