四中子-中子探测器脉冲中子测井仪

一种应用于矿场地球物理领域中的四中子一中子探测器脉冲中子测井仪，主要解决现有的中子探测器脉冲中子测井仪一次下井只能获得两组测井数据、信息量较少的不足。其特征在于：所述脉冲中子发生器为小直径井下脉冲中子发生器，所述热中子探测器单元由4个热中子探测器构成，分别为上端近源距热中子探测器、上端远源距热中子探测器、下端近源距热中子探测器、下端远源距热中子探测器。具有一次下井可获得4组地层物质测井数据、信息量大且可减少放射性统计起伏误差、增强测井曲线的可靠性、提高仪器的测量精度的特点。     

脉冲中子-裂变中子铀矿测井技术的蒙特卡罗模拟

脉冲中子-裂变中子铀矿测井方法（PNFN）是采用脉冲式中子源,利用-3He管中子探测器记录瞬发裂变超热中子或缓发裂变热中子,得到地层中铀矿含量信息的测井方法。利用MCNP程序模拟了不同铀含量、不同地层孔隙度地层条件下PNFN的响应,分析了瞬发裂变超热中子和缓发裂变热中子与地层铀含量和孔隙度的关系。结果表明,地层孔隙度对利用PNFN确定地层铀含量有影响,孔隙度越大,利用裂变中子直接计算得到的地层铀含量比真实含量越小。利用瞬发裂变超热中子或热中子时间衰减谱计算得到地层宏观俘获截面,对裂变中子进行校正,可以有效提高地层铀含量计算结果的准确度。     

蒙特卡罗方法在脉冲中子测井中的应用

利用蒙特卡罗中子-粒子输运程序(MCNP)分别模拟了不同脉冲宽度的脉冲中子源产生的中子与地层作用过程中,各种能量的中子和热中子的时间谱;利用不同孔隙度、矿化度、含水饱和度等条件下的热中子时间谱,分析得出储层的宏观俘获截面和孔隙度、矿化度以及饱和度的线性关系,为PNN(脉冲中子-中子)测井方法的理论研究提供了依据.     

蒙特卡罗方法在脉冲中子测井中的应用

利用蒙特卡罗中子-粒子输运程序(MCNP)分别模拟了不同脉冲宽度的脉冲中子源产生的中子与地层作用过程中，各种能量的中子和热中子的时间谱；利用不同孔隙度、矿化度、含水饱和度等条件下的热中子时间谱，分析得出储层的宏观俘获截面和孔隙度、矿化度以及饱和度的线性关系，为PNN(脉冲中子-中子)测井方法的理论研究提供了依据。     

D-T脉冲中子发生器随钻中子孔隙度测井的蒙特卡罗模拟

利用蒙特卡罗方法模拟研究了D-T脉冲中子发生器和241Am-Be中子源产生的中子与地层的作用过程,以探讨D-T脉冲中子发生器在随钻中子孔隙度测井中的应用价值。模拟结果显示,使用这两种中子源,热中子计数均随源距增加而呈指数下降;孔隙度较小时,两者的计数差异较小,当地层孔隙度达到40%时,D-T脉冲中子发生器产生的热中子和超热中子计数均比²⁴¹Am-Be中子源高很多,其分布范围也更宽,近探测器的源距选择20～30 cm,远探测器的源距选择约60～70 cm;D-T脉冲中子发生器用于中子孔隙度测井时对地层孔隙度的灵敏度降低,而相同源距条件下探测深度几乎不变。以上结果提示,利用D-T脉冲中子发生器可以进行补偿中子孔隙度测井,在增加源距的同时既可以保证计数统计性,又可以提高灵敏度和探测深度,在随钻测井仪器设计中可以取代²⁴¹Am-Be中子源。     

我国脉冲中子测井技术发展综述

脉冲中子测井是以脉冲中子源产生快中子,与井眼和地层物质元素原子核发生作用,通过记录γ射线或热中子,从而进行含油饱和度、孔隙度及水流量等地质和工程参数确定的测井技术。概述了国外几种饱和度测井和氧活化水流测井技术及国内对仪器的引进和应用情况,总结了国内中子寿命和碳氧比能谱测井仪的研发历程,并对我国脉冲中子测井技术的发展前景和突破口进行了阐述。     

西安脉冲堆超热中子束的理论设计

建立超热中子束孔道筛选的三维扩散型,并用蒙特卡罗程序MCNP／4B验证了热柱孔道是实现超热中子束的佳孔道,还建立了硼中子俘获治疗（BNCT）所需超热中子束的理论设计方法,对超热中子束过滤材料的特性进行了分析,提出了将西安脉冲堆热柱孔道改造成超热中子束孔道的3种材料组合方案。     

适用于脉冲中子-中子测井仪的采集电路设计

脉冲中子-中子测井仪采用加速器中子源向地层发射能量为14MeV的中子,经过非弹性散射、弹性散射和俘获散射等相互作用过程,生成了可供测量的热中子。本文介绍了该仪器的基本测量原理、工作方式,以及采集电路设计。实验结果表明,该仪器的工作方式及采集电路设计是合理的。     

快热中子法检测煤的低位热值

介绍了利用脉冲中子发生器产生的快热中子感生的瞬发γ射线的两种反应,快中子非弹性散射(n,n'γ)反应和热中子俘获(n,γ)反应,对煤的低位热值进行分析的方法、原理和设备.γ射线探测器采用BGO探头.采用多元回归分析方法,较好地解决了元素间的干扰问题.用脉冲中子法测得的低位热量分析值与化验值的误差＜0.4MJ/kg.     

西安脉冲堆中子照相系统性能测试及应用

介绍了西安脉冲堆中子照相系统的组成以及对该系统进行性能测试的方法与结果。结果表明，所用BAS－ND中子屏的固有不锐度为0.15mm；在稳态堆芯及脉冲堆芯布置中，中子照相孔道射线束中的有效热中子含量偏低，而有效γ射线含量偏高；在孔道中采用铅来过滤射线束能明显降低有效γ射线含量。     

考虑6组缓发中子效应的中子倍增公式

导出了 6组缓发中子效应的中子倍增公式     

Neutron Activation Analysis with Low Neutron Flux

Procedures are described for identifying and determining concentrations of trace impurities in minerals by means of neutron activation analysis with low neutron flux and standard gamma measurement equipment. Techniques developed in this work may be of use to those involved with the ever increasing need for mineral assays and for pollutant measurements, but who do not have the latest and most sophisticated equipment. This is especially true for institutions without formal nuclear programs and for developing countries desiring to be self-sustaining.     

Study of Neutron Detector in Neutron Uranium Logging

正Following the development of the nuclear electricity technology,the demand of nuclear fuel is increasing constantly.Neutron uranium logging technology is an important on line geological exploration method.The system can calculate the uranium content by detecting secondary fission neutron and data analysis software.     

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。     

Reactor Neutron Fluctuation Simulator Using Pulsed Neutron Source

The fission phenomena in a multiplying medium are simulated by neutron bursts in a non-multiplying medium produced by a pulsed neutron source. To simulate the chain reaction, the pulsed neutron source is triggered by neutronic signals from a detector installed in that medium. The kinetic parameters can be changed at will by regulating the detector sensitivity, the system medium and the burst yield of the pulsed neutron source.

This simulator has been tested on experiments with Rossi-a, Feynman-a and pulse die away methods and is also applied to the experiments with waiting time method and observation of neutron families to verify the recently developed theory in this domain.

The results prove that, in principle, the number of neutrons in this simulator can represent the probabilistic nature of the neutrons in a multiplying medium described by one point model. Furthermore, the newly developed theory for reactor parameter measurement has been substantiated with use of the simulator.

The simulator in its present form is restricted in applicable range to keff=0–0.66 by limitations in the performance of the pulsed neutron source used.     

医院中子照射器热中子束能谱特性研究

医院中子照射器是我国建造的第1座用于医疗目的的微型反应堆,已于2009年12月7日首次达临界,2010年1月22日达到满功率运行。在治疗前,需测量出口处的中子通量密度及能谱等参数,为后续实验提供依据。本文用MCNP建立医院中子照射器模型,得到能谱计算值。选用金箔活化法测量绝对中子通量密度,多箔活化法测量中子能谱,用SAND-Ⅱ程序解谱,并将实验结果与计算结果进行了比较。     

241Am-Be中子源快中子成像研究

中子成像是一种与X射线成像互补的无伤探测技术。快中子比热中子等低能中子具有更强的穿透力而适合更厚材料的检测。但是快中子难于探测使得快中子成像研究直到最近几年才受到人们的重视。同位素和加速器中子源适合发展可移动中子成像无伤检测系统，而且同位素中子源还有发展便携式无伤探测系统的潜能。本文介绍作者利用同位素中子源241Am-Be开展快中子成像研究的初步结果。     

用于硼中子俘获治疗的医院中子照射器的反应堆光致缓发中子参数

在介绍单群扩散方程基础上,引入堆芯和反射层的中子价值,根据考虑了光致缓发中子及其价值因素的点堆动态方程,建立了利用现有计算程序进行计算和分析的方法,分析了医院中子照射器光致缓发中子的特性参数,在原有6组缓发中子基础上增加了9组光致缓发中子,为进一步进行用于硼中子俘获治疗的医院中子照射器反应堆的点堆动力学研究提供了重要参数。     

中子能谱对瞬发中子衰减测量的影响

为了考察泄漏中子能谱及中子飞行时间对瞬发中子衰减曲线测量结果的影响,运用MCNP-4C程序计算了一个聚乙烯反射金属钚系统的瞬发中子在系统内、外不同距离的衰减曲线.计算结果表明,由于泄漏中子的能量不同,其飞行时间不同,因此,测量的衰减曲线相对堆内的瞬发中子衰减曲线的衰减速度变慢,且随着飞行距离的增加,变慢的程度增大.如果不同能量的泄漏中子的飞行时间差与核系统瞬发中子衰减时间接近,则泄漏中子衰减曲线的衰减指数不能用来表征核系统的瞬发中子衰减常数.