~7LiH材料热中子散射数据研究

基于热中子散射理论,编制热中子散射数据计算程序Sirius。采用基于密度泛函理论的第一原理冻结声子方法,得到7Li H中7Li和H的声子态密度。利用Sirius程序和声子态密度,获取7Li H的热中子散射数据。理论分析表明,获得的数据合理。     

热中子散射数据处理程序TSC的研制

为获得核工程应用上准确的热中子散射数据,同时顺应国内近年来对核电软件自主化的迫切需求,利用FORTRAN90计算机语言研制了热中子散射数据处理程序TSC。TSC程序的研制主要基于中子热化理论和变步长积分法,程序的设计采用模块化设计以及数据I/O独立设计以提高其可扩展性和可维护性。采用TSC程序计算了现有的热中子散射评价核数据,并与同类程序THERMR的处理结果进行对比。结果显示,两者计算结果符合很好,从而验证了TSC程序的正确性与可靠性。     

TPLIB—9469群截面库的研制

介绍了ＴＰＬＩＢ－９４６９群截面库的研制。此截面库可供ＴＰＦＡＰ和ＣＡＲＭＰ等热中子反应堆物理计算程序使用。     

固体热中子散射数据研制程序SIRIUS

基于热中子散射的相干弹性散射、不相干弹性散射、相干非弹性散射、不相干非弹性散射4种机制,开发了可用于固体材料热中子散射数据库(TSL)研制的SIRIUS程序,并采用第一性原理晶格动力学方法计算固体材料的声子谱和声子能态密度。在此基础上计算了简单面心立方晶格(FCC)结构的金属~(27)Al的热中子散射数据,与ENDF/B-Ⅶ.1库中数据基本符合,验证了程序和方法的正确性。     

我国的热中子散射工作现况和展望

我国已在中国原子能科学研究院建成了国内唯一的、面向全国的热中子散射实验研究基地,并已形成了一些稳定的研究方向,取得了一些有学科价值和应用前景的成果。今后如能继续得到重视和支持,可望开拓一些新的课题,取得新的成果,为以后的发展打下基础。     

测量中子辐射俘获截面中多次散射修正的蒙特卡罗计算

本文针对实验装置的具体情况,对中子输运过程采取了“强迫碰撞”的办法,关于中子一次散射的贡献采取了“指向概率”的办法。为了提高计算效率,对于放置在样品架上不同角度的4个样品(大小结构相同)同时记录贡献。计算结果与实验估算基本一致。     

二苯并-18冠-6的热中子散射谱和红外光谱

一、引言冠醚是一种良好的吸附剂,它能有选择地吸附某种物质,起到有效地浓缩的作用、例如吸附自然界中丰度极低的~(235)U或~6Li等。它的静态结构已用X衍射和中子衍射技术研究过,而它的动态结构尚待作进一步的研究。十多年来,使用红外吸收光谱和喇曼散射光谱来研究大环多醚类化合物的动态结构与性能间联系等工作已取得了不少结果,然而由于光谱受光学选择定则的限制,不能真实地反映它的本来面貌,使用中子散射技术能较好地反映它的本质。到目前为止,国外关于中子散射方面的工作报导寥寥无几。本文主要介     

铁基非晶态因瓦合金的热中子散射研究

因瓦（ｌｎｖａｒ）合金具有热膨胀性能随温度变化反常的特性，很多非晶态合金也具有显著的因瓦效应。用中子非弹性散射方法测量了铁基非晶态金属－金属型Ｆｅ９０－ｘＣｏｘＺｒ１０（ｘ＝１０，４０）和金属－类金属型Ｆｅ８０－ｙＣｒｙＰ１３Ｃ７（ｙ＝４，８）合金，以及Ｆｅ８６Ｃｏ４Ｚｒ１０因瓦合金居里点（ＴＣ＝３３０Ｋ）上下的广义声子谱。从３组声子谱的比较中，观察到了与因瓦效应相关的声子软化现象。结合已经观察到的晶态因瓦合金的声子软化现象，认为声子软化现象是因瓦效应的基本特征之一，它与晶格的长程有序无关，与材料类型无关。它的出现可能与在因瓦合金中存在增强的电子－声子相互作用有关     

用中子散射幅度谱研究石蜡厚度响应的初探

用中子散射幅度谱研究石蜡厚度响应的实验装置由^241Am-Be中子源、锂玻璃探测器和BH1224多道谱仪组成。实验表明，热中子幅度谱峰区计数Y与0～54．7mm的石蜡厚度D间存在较好的线性关系；对石蜡在0≤D≤54．7mm测得的7点Y值进行线性拟合，源距r=5．5cm时，斜率B最大，测厚准确度为2．5mm。     

利用中子散射研究生物材料

中子散射是一种研究生物大分子结构及动力学运动规律的重要手段.通过测量散射中子的强度函数可以得到生物大分子的体积、质量、形状、回转半径、生物大分子中的原子成分,特定原子所处的位置及分布,生物大分子动力学运动的信息等.测量中子在生物样品上的动量和能量转移,可以得到动力学结构因子.结合理论模型分析计算可以得到生物大分子内原子、原子团快速运动和生物大分子慢的集体运动的信息,提取生物大分子中原子的涨落行为,生物分子构象变化及生物大分子材料的柔性等信息.中子散射能识别出生物物质中轻的元素及同位素.和X射线方法相比,中子散射法对生物材料的损伤较小.     

NECP-Atlas中热中子散射律数据生成模块的开发与验证

基于热中子散射理论,在核数据处理程序NECP-Atlas中开发了热中子散射律数据生成模块。在相干弹性散射中,去除了传统方法中的晶体立方近似和原子位置近似,采用各向异性位移参数（ADPs）方法得到考虑了不同原子位置和作用力方向影响的相干弹性散射律数据,使得相干弹性散射模型适用于任意结构晶体。运用有效宽度模型或自由气体模型考虑液体靶中的扩散效应,运用离散谐振子模型考虑多原子分子靶的分子内部振动,以及舍尔德近似考虑分子间的相干效应。通过对D2O中D非弹性、LiH中H非相干弹性、金属Be相干弹性散射律数据的计算,证明了程序和方法的正确性。采用ADPs方法计算的金属Be相干弹性散射律数据与传统方法相比,精度最大提高约10%。ICSBEP基准题计算结果表明,采用ADPs方法获得的金属Be热散射截面,会使计算的有效增殖因数更接近实验基准值平均约60 pcm。     

Development and Verification of Thermal Neutron Scattering Law Data Producing Module in Nuclear Data Processing Code NECP-Atlas

Based on the theory of thermal neutron scattering, the thermal neutron scattering law data producing module was implemented in the nuclear data processing code NECP-Atlas. In the coherent elastic scattering, the cubic approximation and the atomic site approximation in the conventional method were removed. The anisotropic displacement parameters (ADPs) method was used to obtain the accurate coherent elastic scattering law data considering the influence of the different atomic positions and the direction of the forces, which makes the coherent scattering model suitable for any crystal structure. The effective width model or the free gas model was used to consider the diffusion effect in the liquid target. The discrete oscillator model was used to consider the internal vibration of the polyatomic molecular target, and the Sk-ld approximation was used to consider the inter-molecular coherence effect in liquid target. D in D₂O, H in LiH and metal beryllium were selected to verify the new sab_calc module. Compared with the conventional method, the accuracy of the coherent elastic scattering law data of metal beryllium calculated by ADPs method is improved by about 10%. The numerical results of ICSBEP benchmarks show that metal beryllium using ADPs method makes the calculated keff closer to experimental reference value, about 60 pcm on average.     

热能点裂变截面系统规律

为建立缺乏实验测量数据的热能点裂变截面的评价方法和手段,本文从裂变理论基本公式出发,提出了其系统学公式的基本形式。在推荐热能点裂变截面以及单峰裂变位垒高度的基础上,研究了热能点裂变截面与鞍点态激发能之间的关系,发现了核素的热能点裂变截面与激发能之间的对数关系,通过拟合得到了质子数Z对应的系统学参数。进一步研究这些参数随Z的变化规律,发现了参数与Z的奇偶的关系,并通过拟合建立了全局的系统学公式。研究结果表明,热能点裂变截面与Z相关。     

MCNP程序用热中子散射数据制作和检验

基于ENDF/B-Ⅶ.0评价库,以前已陆续研制了可供MCNP程序使用的连续截面库,以及多套多个温度、多组邦达连柯背景截面修正的多群参数库。本文采用NJOY程序以及ENDF/B-Ⅶ.0评价库热散射子库,完成了MCNP程序使用热中子散射数据库S(α,β)的制作和检验。比较了自制库与MCNP自带基于ENDF/B-Ⅵ版热散射数据库(sab2002),对改进较明显的重要介质“轻水中氢”和“重水中氘”给出了分析说明。通过48个基准装置k_eff计算结果可看出,MCNP程序自带热中子散射库sab2002与自制库thb70计算的k_eff整体上偏差不大,k_eff平均偏差约65pcm。     

热化截面库SabDEP制作与热化截面插值方法

加工生成了基于ENDF/B Ⅶ及其评价方法的新热化ACE(ACompactENDF)截面库SabDEP（工程物理系热化截面库）,包括轻水、重水、Be、石墨、H/Zr和Zr/H共6种材料,每种材料含6个温度点。对SabDEP库进行了微观截面比对验证和积分计算验证,重水的截面相对于原来生成的截面有很大改进。在清楚ACE文件结构基础上,对热化截面开展了温度插值方法研究,取得了很好的插值结果。     

裂变核全套中子数据评价

裂变核全套中子评价数据对反应堆设计和安全运行、乏燃料少锕系核素嬗变率、嬗变系统及高燃耗反应堆设计提供重要的基础数据。文章对核数据分类、现行主要全套评价数据库及全套核数据评价方法进行阐述,并对234U(n,f)和237Np(n,2n)反应截面的实验数据进行评价。完成的裂变核全套中子数据整体满足用户需求,比原评价结果有较明显改进。     

Influences of Neutron Source Spectrum and Thermal Neutron Scattering Law Data on the MCNPX Simulation of a Cyclotron-Based Neutron Field for Boron Neutron Capture Therapy

In our previous study, the simulation of a cyclotron-based neutron field for boron neutron capture therapy (BNCT) using a (p,n) spallation source with the MCNPX code was validated through measurements of the neutron energy spectrum behind the moderator assembly and the thermal neutron distribution in an acrylic phantom using reaction rates of ¹⁹⁸Au. These validations showed that the simulation generally well reproduced the measurements. However, some discrepancies between the measurements and the calculation remained for clinical trials. In this paper, we investigated the influences of neutron source spectrum and thermal neutron scattering law data in the simulation to resolve those discrepancies. We also compared measured and calculated neutron doses behind the moderator assembly with results obtained using a tissue equivalent proportional counter. We clarified that the neutron source spectrum calculated using the LA150 data led to the overestimation of high-energy neutrons in a phantom, but this overestimation did not significantly affect the neutron dose distribution in a phantom, because a dominant part of the absorbed dose is due to neutrons of energies below 1MeV. The study of the influence of neutron scattering law data in a phantom also indicated that the use of selected S(α,β) data led to an improvement in the simulation of thermal neutron behavior.     

Angular Distributions of Resonance Neutron Scattering from Fe-56

Chromium depletion near grain boundaries of austenitic stainless steel during irradiation was investigated. Specimens were kept at 1,473 K for 30 min, and were quenched into the water. Irradiations were done using 400 keV He⁺ ions at 573, 673 and 773 K up to 10dpa with a dose rate of 2.4×10^?4 dpa/s. After irradiation, the Cr concentration profile near the grain boundary was measured using an analytical electron microscope with a 1 nm beam diameter. At 573 K, Cr depletion is small, and its concentration at the grain boundary decreases to 15.5 mass% at 3 dpa from the initial concentration of 18.5 mass%. At 673 and 773 K, Cr concentration at the grain boundary rapidly decreases between 0 and 0.2dpa, and then gradually approaches a constant value, 7.0 mass% at 673 K and 5.0 mass% at 773 K. Two stages are found in radiation induced segregation (RIS) behavior, one stage in which Cr depletion and Ni enrichment balance and another in which Fe depletion and Ni enrichment balance.

These experimental results were compared with the calculations based on the vacancy-induced inverse Kirkendall effect. Predicted Cr segregation at 673 and 773 K above 3dpa agrees with the experimental results. But Cr depletions at low doses which were obtained in the experiments are much faster than calculated. At 573 K in the experiments, depletion is smaller than calculated up to 10dpa.     

基于第一性原理的氢化锆热散射律计算分析

声子态密度是计算热散射律数据的基本参数。氢化锆（ZrHx）中含氢量的变化会导致晶体结构的变化,进而影响其声子态密度。国际上一般通过拟合实验数据获得ZrHx中氢的参数化的声子态密度,不能体现氢化锆真实的晶体结构。本文基于δ-ZrH1.5和ε-ZrH2,采用第一性原理计算了ZrHx中氢的声子态密度,研究分析不同方法获得的声子态密度对热散射截面的影响,以及对含氢化锆的TRIGA反应堆的反应性的影响。数值结果表明,与ENDF/B-Ⅷ.0和JEFF-3.3评价核数据库中的声子态密度模型相比,用第一性原理计算得到的声子态密度模型能产生更精确的热散射截面,且显著提高TRIGA反应堆反应性计算的精度。