8.0 MeV中子与天然镓作用的弹性散射微分截面实验研究

基于镓中子反应截面实验数据的匮乏和评价数据的分歧,利用中国原子能科学研究院串列加速器上的多探测器快中子飞行时间谱仪,开展了8.0 MeV中子与天然镓样品的弹性散射微分截面实验研究。实验测量了21个角度的弹性散射微分截面数据,使用n-p散射作为标准截面进行归一。采用Monte-Carlo方法,对中子在样品中的中子注量率衰减、多次散射及实验的有限几何进行了修正,通过模拟得到次级中子飞行时间谱(Time-offlight,TOF)与实验测量的TOF谱进行直接比较的方法获得中子与镓作用的弹性散射微分截面。实验测量结果与评价数据的对比分析结果表明:当前几大数据库中,CENDL-3.2数据库的结果更贴近实验测量结果。本实验为8.0 MeV中子能区的首次实验测量,澄清了几个评价库数据之间的分歧,为核数据评价、理论模型改进提供了实验数据支撑。     

基于TMSR-PNS装置0.008〜0.1 eV能区Th的全截面测量

Th是Th-U燃料循环的起始核素,其核数据精度关系到Th-U转换性能。基于TMSR-PNS中子源采用透射法对高纯ThO2样品进行测量,得到ThO2的全截面实验数据。利用ENDF/B-Ⅶ.1库中氧的评价数据,扣除氧的全截面,得到Th的全截面。测量结果显示,Th的全截面在0.02~0.1 eV能量范围测量数据的不确定度为3.25%~4.51%,与ENDF/B-Ⅶ.1库评价数据差异在实验误差范围内。中子能量小于0.02 eV时Th的全截面实验数据出现了布拉格散射结构,其与ENDF/B-Ⅶ.1库UO2的U热中子散射截面类似。     

厚活化箔群截面的加工制作方法

在利用活化法进行中子能谱测量中,活化箔的多群截面是必须的输入参数之一.本工作研究利用原始的评价核数据库数据进行群截面加工制作技术,提出对不同厚度的活化箔,特别是对于吸收和散射截面较大的核反应,需对活化箔无限稀释的群截面作相应的修正,不能盲目套用文献上已有或别人解谱中用到的群截面.本工作综合考虑Cd及活化箔本身对中子的吸收和散射作用,首次提出采用MCNP程序对包Cd后不同厚度活化箔的群截面进行加工.在实验基础上,对加工得到的群截面加工方法及准确度进行了检验.     

基于OpenMC的多群截面库制作及有效性验证

OpenMC是麻省理工大学计算反应堆物理组开发的开源蒙特卡罗程序,能够方便地制作适用于特定堆芯中子能谱分布的多群反应截面及高阶勒让德散射截面以用于离散坐标输运程序ANISN的计算。本文基于ENDF/B-Ⅶ.1和CENDL-3.1评价数据库,利用OpenMC计算制作了ANSIN格式的多群截面并通过基准题的计算验证计算结果的准确性。通过截面转换程序的编写,将OpenMC给出的堆芯各阶勒让德散射分量,堆芯中子能谱分布,散射、吸收反应率以及裂变中子产生速率等信息转换为ANISN程序可读取的截面库格式。采用制作的截面库利用ANINS计算有效中子增殖因子及堆芯中子通量分布。结果表明,ANISN确定论的计算结果与OpenMC给出的蒙特卡罗计算结果相吻合,验证了这种方法可有效地为ANISN提供截面数据,将来可推广应用于二维、三维确定论中子输运计算。     

基于Neville插值的脉冲中子铀矿测井热散射截面生成方法

在深部探测过程中,脉冲中子铀矿测井受环境温度影响较大,需要使用不同温度的热散射数据对探测结果进行修正。本文根据热中子散射的S(α,β)原理,使用Neville插值方法生成脉冲中子铀矿测井用多温度热散射数据。使用热散射基准题与脉冲中子测井饱和模型例题对生成截面的准确性进行了验证,其计算结果与基准题的结果符合良好,证明设计的多温度热散射截面数据生成方法能够满足铀矿脉冲中子测井的需求。     

快中子64Zn(n,α)61Ni反应微分截面实验测量

由于64Zn(n,α)61Ni反应的剩余核是稳定的,不能用通常的活化法来测量,致使该反应截面实验数据缺乏.利用双屏栅电离室作为带电粒子探测器,在En=2.54,4.00,5.03,5.50与5.95MeV 5个能点,对64Zn(n,α)61Ni反应的微分截面进行了实验测量,并通过微分截面对角度的积分得到了反应截面.实验在北京大学4.5MV静电加速器上进行.2.54MeV的单能中子采用固体氚-钛靶T(p,n)3He反应产生,其余四种能量的准单能中子通过氘气体靶D(d,n)3He反应获得.绝对中子通量采用238U(n,f)反应来确定,实验过程中用BF3长中子计数器进行相对中子通量监测.测量结果与已有的实验与评价数据进行了比较.     

100eV以下~(169)Tm中子共振参数的测量与分析

本文介绍了在韩国浦项中子源上应用中子飞行时间方法进行的169 Tm的全截面穿透测量,发布了1组新的169 Tm透射率和全截面数据,并在此基础上介绍了应用SAMMY程序结合实际实验环境,对169 Tm在100eV以下能区的中子共振参数进行的分析和计算。结合此次计算结果及前人的169 Tm共振能区实验数据和评价结果,对169 Tm的100eV以下能区中子共振参数进行了评价和推荐,探索并总结了中子共振参数评价的基本方法和流程。     

CENACE热散射中子文档的研制

为模拟计算相关中子学问题,中国核数据中心研制了ACE格式的多温度连续能量点截面库CENACE。其中,为计算热中子相关问题,采用NJOY99程序,将ENDF/B-Ⅶ.1库中18种材料的热散射率数据制成ACE格式的热中子散射数据。为验证热中子ACE文档的完整性和可用性,对加工得到的数据进行绘图测试,并将热散射截面的计算结果与实验测量值进行比较。测试结果表明,所有ACE文档数据准确可靠,不存在异常或不合理等现象;对于常见反应堆慢化剂材料,新制作的热散射数据与实验值符合良好,个别材料的热散射率评价数据有待进一步改进。     

中子小角散射实验技术

从实验技术角度出发,介绍了中子小角散射谱仪中各主要部件及其相应功能和参数,“Membrana-2”中子小角散射实验装置及详细技术特点。并以实际工作过程为主要内容,介绍了中子小角散射实验测量过程中所需要满足的基本要求和条件,分别详细阐述了实验样品选择方法、中子探测器效率刻度技术、标准样品选择技术、绝对散射强度标定技术和实验数据的初步处理过程,提出了中子小角散射实验中各参数优化与基本实验方法。可为今后国内开展中子小角散射实验提供主要的实验技术信息。     

利用瞬发γ射线法测量209Bi的中子非弹性散射截面

在铅铋快堆、空间堆等先进反应堆中,铋作为冷却剂和慢化剂材料被大量使用,其中子核反应截面,尤其是中子非弹性散射截面的准确性对这些核装置的安全性和经济性等具有重要的影响。基于中国原子能科学研究院HI 13串列加速器瞬发γ射线实验平台,通过瞬发γ射线法测量了209Bi在90、105和120 MeV 3个能点的中子非弹性散射截面。在相对于中子束30°、70°、110°和150°方向放置4个Clover探测器测量中子与样品相互作用产生的γ射线。实验采用相对测量,通过测量中子与48Ti发生非弹性散射发射的9835 keV γ射线的产生截面来确定209Bi的截面。209Bi金属样品的尺寸为50 mm×4 mm,参考样品为1块50 mm×1 mm的天然钛金属样品。将实验测量结果与已发表的实验数据、ENDF/B Ⅷ.0、JEFF 33、JENDL 40、ROSFOND 2010和CENDL 31等评价库数据以及Talys 195程序默认参数的计算结果进行对比,发现趋势一致,90、105 MeV能点的测量结果与Talys 195程序的计算结果符合得更好,120 MeV能点的测量结果与ROSFOND 2010评价库数据符合得更好。     

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.     

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.     

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.     

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.