多球中子探测器能量响应特性的研究

本文描述多球中子探测器的能量响应特性。慢化球由密度为0.93克/厘米~3的聚乙烯制成,直径在5.1—24.4厘米之间。中心置—φ1.9×8厘米的 BF_3正比计数器,充气压为70厘米汞柱,~(10)B丰度约为95%。当工作电压为1500伏时,分辨率约为20%,本底约为0.4计数/分,热中子灵敏度为0.5计数/(中子·厘米~(-2))。测量所使用的中子能量范围在热能—15兆电子伏之间。0.02—15兆电子伏能区的能量响应曲线直接按实验值绘出;热能—0.02兆电子伏能区的响应曲线,则根据实验值及 D.Nachtigall给出的 M65数据推算。所得结果与报道的理论值作了比较,对于较小的慢化球探测器,理论值存在较大的误差,例如对直径为7.6厘米的慢化球探测器,在10电子伏处,理论值(M.P.Dhairyawan et al.,1980;R.E.Maerker et al,1971)为实验内插值的2倍。     

含氢介质内中子能谱测量

建立了直径34 cm的含氢慢化球和含氢慢化球与φ24 cm×30 cm聚乙烯圆柱组合的2种基准装置,加速器的d-T中子入射到含氢慢化介质,用φ18 mm×20 mm的茋晶体闪烁探测器测量了2种实验装置内不同位置的1 MeV以上的中子能谱,并处理成不同能量阈值的中子数.在0.95置信水平下,本测量方法的不确定度为4.8%.     

同位素中子源参考辐射能谱测量及模拟中子谱分析

不同成分中子参考辐射场是对中子防护材料性能测试的基本条件。为获得较理想的测试中子防护材料的中子参考辐射场,构建基于³He正比计数管的多球中子能谱测量系统,对基于²⁴¹Am-Be和²⁵²Cf中子源的中子辐射场慢化情况进行MCNP模拟和能谱实验测量。为准确判断实验室校准参考位置的中子散射情况,基于多球中子能谱测量系统,开展了中子散射成分测量。采用ICRP推荐的注量-剂量转换系数对能谱进行了剂量率转化,与使用长计数器的测量结果进行比较,发现在校准参考位置的剂量率相对偏差≤20%。开展了聚乙烯慢化同位素中子源获得特定能谱的实验研究,进行了慢化谱的模拟计算和实验测量,两者结果符合较好。该工作为后续的中子计量测试和中子防护材料测试提供了可用的中子参考辐射场。     

MCNP程序在核弹头核查中子探测技术研究中的应用

为合理设计基于核弹头泄漏中子被动测量核查方法的实验方案，根据假想核弹头模型，用MCNP程序计算了其泄漏中子能谱。结果表明，核材料自发裂变中子在透射出弹体后被慢化，大部分中子成为慢中子，能量小于0.5MeV。分析了这一结果对核武器现场核查中子探测技术的意义。      

利用~(11)B(n,α)~8Li(β~-)~8Be(2α)反应测量快中子能谱的乳胶方法

本文提出了一个在强γ本底条件下测量8兆电子伏以上无定向快中子能谱的新方法。利用载硼乳胶中的~(11)B(n,α)~8Li(β~-)~8Be(2α)反应测量了9.97,12.06,14.10和18.12兆电子伏的单能中子谱以及14.1兆电子伏中子经铀球壳后的慢化能谱。     

~(238)U瞬发裂变平均中子数在快中子能区随入射中子能量的变化

用直径60厘米的载镉液体闪烁中子探测器测量了~(238)U的瞬发裂变平均中子数?_p在1.21～5.50兆电子伏能区的变化。实验在2.5兆伏静电加速器上进行。用~7Li(p,n)、T(p,n)和D(d,n)反应获得中子,质子束流约20微安。测量是相对~(240)Pu自发裂变进行的。根据我们过去的测量结果,~(240)Pu自发裂变瞬发平均中子数?_(sp)(~(240)Pu)为2.138±0.034。     

2.06MeV氘核引起的~7Li(d,n)反应中子能谱

用茋晶体闪烁谱仪和石蜡球壳慢化谱仪测量2.06 MeV氘核引起的~7Li(d,n)反应中子能谱,并得到各反应道的分支比。     

19.1MeV中子诱发~(235)U裂变质量分布研究

用双裂变电离室测量了靶物质碎片的裂变率，由阈探测器测量了中子能谱，用γ能谱法测量了19．1Mev中子诱发^235U裂变时^95Zr，^147Nd等35种产物核素的产额。并绘制了产额－质量分布曲线。     

总中子法在钚溶液系统浓度测量中的应用研究

目前被动中子法在国外钚浓度在线监测中应用较多,我国对于此项技术在钚溶液系统浓度测量中的研究则相对较少.钚溶液中的自发裂变中子和(α,n)中子,部分在慢化过程中直接被吸收,部分经慢化、吸收、裂变释放出诱发裂变中子,部分逃脱吸收最终泄漏出溶液系统,在中子探测器中形成计数,原则上可由"点模型"方程推算出溶液中的钚浓度.本文以...     

球形热中子源的研究

本文描述 Am-Be 或 Ra-Be 源置于石蜡球内所构成的球形热中子源。石蜡球的直径有21和25厘米两种。分别用 BF_3管和固体径迹探测器(~(235)U-涤纶膜)测定球源的热中子强度,二者在10%以内相符。石蜡球直径为21厘米的 Am-Be 和 Ra-Be 源的热中子强度与源中子强度之比分别为0.15±0.01和0.17±0.01。21厘米球源比25厘米球源的热中子强度约大10%。球源的方向性取决于快中子源的方向性和慢化层厚度的不均匀性,但在垂直于源轴方向上的热中子通量,接近于按各向平均的热中子通量。距源20—300厘米处的热中子通量随距离的变化服从反平方律。还测量了球源附近辐射场的剂量率。     

集成式多球中子谱仪球球干扰影响

模拟计算了集成式多球中子谱仪7路测量通道同时工作与每路测量通道独立测量时的能量响应函数。两种测量模式的能响比值结果显示,球球干扰的影响随着慢化球尺寸增大而减小;对小尺寸慢化球球球干扰随着中子能量增大而增大。     

贫化铀、贫化铀/氢化锂组合装置的泄漏中子能谱

建立了贫化铀和氢化锂球壳的聚变裂变混合能源堆的包层模拟装置.在PD300氘氚中子发生器直流运行模式下,用BC501A液体闪烁体探测器在0 °方向测量贫化铀和贫化铀/氢化锂球壳组合装置的DT中子轰击下的泄漏中子能谱(0.75-16 MeV),并用MCNP5程序和ENDF/B-VI数据库对装置进行模拟计算其泄漏中子能谱,两...     

多球中子谱仪的周围剂量当量转换研究

以辐射场全能段中子能谱获取及周围剂量当量转换为目的,针对一套以3He正比计数器为探测器的多球中子谱仪,介绍了采用脉冲幅度分析法进行中子-γ甄别,准确测量中子计数率的方法;测量并获取了实验室本底环境中子、Am-Be中子源、氘氘中子管连续出射中子三种辐射场的中子能谱,并予以分析;基于中子能谱进行周围剂量当量转换,分析了不同能量段中子所占的剂量比重,发现快中子是主要贡献者;在比较测量中,对三种单慢化体中子剂量仪器产生的误差进行了理论分析,并给出了依靠多球中子谱仪测准中子周围剂量当量的三点建议。多球中子谱仪可以直接测算周围剂量当量,可以指导其它中子剂量仪器的标校,还可以针对具体能量段进行中子防护设计,精准有效指导外照射剂量防护工作的开展。     

贝叶斯理论在脉冲裂变中子能谱诊断中的应用

本文建立了以贝叶斯理论为基础的脉冲裂变中子能谱的数值迭代计算方法,解决了脉冲裂变中子能谱测量的技术难题。对脉冲裂变中子空间输运、物质衰减、探测器灵敏度等进行了分析,将脉冲裂变中子能谱在空间传输中的飞行展宽时间谱理解为出壳时间谱在不同测点的概率分布函数,脉冲中子在不同测点的信号强度分布是出壳时间谱和脉冲中子能谱飞行展宽时间谱的卷积信号,将物质衰减、探测器灵敏度响应等转换环节对中子能谱的影响因子进行了分别处理,消除了通道物质对中子能谱衰减和探测器非线性灵敏度等因素对脉冲裂变中子能谱解谱的影响。研究结果表明,对距辐射源5 m和10 m处的中子波形进行数值处理,均能获得理想的脉冲裂变中子能谱,当考虑传输系统响应函数对中子波形影响时,仍能获得较理想的中子能谱。     

慢化球中子探测器的研制及应用

一、引言慢化球探测器是于1960年提出的,主要用于辐射防护中热能～快中子能区中子场能谱等参数测量。其主要特点在于可探测的能区较宽,灵敏度较高,γ甄别性能良好,而且无方向性。笨重是其缺陷。我们研制的球探测器已用于核反应堆周围等中子场测量。     

在线式多球中子谱仪球球干扰模拟研究

为降低在线式多球中子谱仪在测量中同时使用多个慢化球时由于球球干扰导致的测量误差,利用MCNP程序模拟了干扰球半径、探测球半径、球球距离3个因素对球球干扰的影响。综合模拟与实际测量结果,设计了一套慢化球放置方案。实验验证表明:该套方案可将干扰降至可接受水平,可为在线式多球中子谱仪的研制提供理论支持和数据参考。     

裂变碎片核发射中子能谱及角分布的模拟计算

采用蒙特卡罗方法研究²⁵²Cf自发二分裂变过程中裂变碎片核发射的中子能谱和中子角分布。文中给出了模拟计算的条件、步骤和模拟结果,详细分析了实际测量中²⁵²Cf自发二分裂变碎片核发射的中子能谱之间的相互干扰。该模拟分析与测量特定裂变碎片核的发射中子谱的实验研究密切配合,对相关实验具有指导性参考价值。     

无源符合中子计数器探测效率与泄漏增殖系数的模拟计算

无源符合中子法通常用来确定被测源项中自发裂变的钚质量,需要事先对关键参数,如探测效率和增殖泄漏因子等,开展全面深入研究和计算,然后根据探测到的符合中子计数,利用相关公式计算得到钚含量。对探测器的效率进行模拟时,采用 ²⁵²Cf 标准源充当测量样本,自发裂变中子能谱接近纯裂变谱,因此适用于快中子的被动测量,即在“快中子的主动测量”模式的基础上,去除Am-Li 中子源,保留聚乙烯慢化体和镉内衬等结构;在对泄漏增殖系数 M 进行模拟时,MCNP 输入卡中的探测器模型和进行探测器效率模拟的“快中子的主动测量”模型相同,对结果的准确性并无影响。为了得到符合中子计数器的探测效率与泄漏增殖系数,通过 MATLAB 编写脚本,实现了针对AWCC 中子计数器的 MCNP 自动建模功能,仅需输入结构参数,即可快速生产 AWCC 中子计数器的MCNP 输入文件,实现相同结构、不同尺寸的 AWCC 中子计数器的蒙卡模拟,进行探测器效率、中子与 ³He 反应率以及测定含 Pu 废料时泄漏增殖系数 M 的计算。理论探测效率为 24%,本次模拟计算出的探测器效率为 23....     

HFETR材料辐照精细中子注量率谱研究

采用蒙特卡洛程序(MCNP)模拟计算高通量工程试验堆(HFETR)典型辐照孔道内样品精细中子注量率谱,包括轴向、径向中子注量率谱及172群中子能谱,分析其特点和变化规律,同时比较辐照孔道填充不同材料时的中子能谱。结果表明:不同孔道辐照相同材料及同一孔道辐照不同材料时,所得的能谱分布趋势和特点比较一致。在高能区,中子能谱近似为于裂变中子谱分布;在慢化能区,近似为费米谱分布;而在热能区,近似为麦克斯韦谱分布。     

DF-Ⅵ堆中心平均裂变截面比~(238)■_f/~(235)■_f计算

计算和测量反应堆芯部可裂变材料的平均裂变截面比,使有可能估算出堆芯部中子能谱的硬化程度。计算和测量~(238)U和~(235)U的平均裂变截面比~(238)■_f/~(235)■_f,就能估算出堆芯部~(238)U裂变阈1.4 MeV以上的中子份额。用固态核径迹探测器法已测得DF-VI堆芯部