^238U裂变电离室修正因子及探测响应的蒙特卡罗模拟计算

利用蒙特卡罗(MC)粒子输运程序MCNPX分别计算了用238U裂变电离室测量由加速器产生的14.8 MeV和25.5 MeV准单能中子注量率以及将其推广应用于测量散裂中子源和宇宙中子源的中子注量率时,由电离室结构、电离室气体、空气等引起的对探测器裂变计数率的修正因子,并给出了探测器在各种情况下的探测响应.为解决蒙特卡罗模拟中探测片太薄、统计误差过大的问题,计算中采用了Dxtran球和强迫碰撞两种方差减少技巧,以降低统计误差、提高计算效率.对于源中子谱覆盖范围较宽、抽样效率低的情况,采用了高能和低能两部分能谱分别计算的方法,以提高计算效率.将模拟计算得到的修正因子应用于探测响应的理论公式,得到相应的探测响应,并与MC模拟计算直接得到的探测响应进行了比较,对模拟计算进行自洽性验证.利用伴随α粒子测量装置和电离室同时测量14.8 MeV准单能中子注量率,得出238U裂变电离室对串列加速器上14.8 MeV准单能中子场的探测响应,与MC模拟计算结果进行比较,对模拟计算进行实验验证.     

小型平板铀裂变电离室研制

为了测量特定实验条件下狭小空间内中子注量率分布,研制了小型平板浓缩铀裂变电离室,该裂变室具有体积小、结构材料少等优点。论文叙述了裂变电离室的结构和制作工艺,通过测量自发衰变α粒子谱、裂变碎片谱对裂变电离室的性能进行了测试和评定,并标定了裂变电离室测量裂变碎片的探测效率。从指标上看,裂变电离室能达到设计要求和目的,可用于中子注量率的测量。     

用于CSNS反角白光中子能谱及注量率测量的快裂变室

即将建成的中国散裂中子源(China Spallation Neutron Source,CSNS)反角白光中子束线可为核数据测量提供高注量率的脉冲白光中子束流,填补我国核数据测量用白光中子源的空白,提高我国核数据测量水平,满足核能、核技术及基础核物理研究对核数据的需求。该束线建成后,其中子能谱及注量率的精确测量将是开展其它物理实验的基础,快裂变电离室因其独特优点被选为中子能谱和注量率测量探测器。通过实验研究了快裂变电离室的粒子分辨性能、时间分辨性能;确定阴、阳极的合理间距为10 mm,据此测得电离室的时间分辨约15 ns;利用235U样品量计算的探测效率与利用伴随粒子法给出的探测效率在不确定度范围内符合,因此可以标定快裂变室的探测效率。通过这些工作,完成了满足反角白光中子束能谱及注量率测量需求的快裂变室的物理设计。     

0.57、1.0和1.5MeV中子诱发~(235)U裂变时~(95)Zr、~(140)Ba和~(147)Nd产额的绝对测量

用HPGeγ能谱法绝对测量0.57、1.0和1.5 MeV中子诱发235U裂变的裂变产物95Zr、140Ba和147Nd的产额。P型同轴HPGe探测器的体积为110 cm3,对60Co 1 332.5 keVγ射线的分辨率为1.8 keV。使用双裂变电离室监测裂变率,应用SPAN程序解析γ谱。对影响产额测量的主要因素进行了分析,并用MCNPIVB程序模拟计算了非主中子的影响。实验测得0.57 MeV中子诱发时,95Zr、140Ba、147Nd的产额分别为(6.64±0.21)%、(6.37±0.22)%、(2.37±0.08)%;1.0 MeV中子诱发时,95Zr、140Ba、147Nd的产额分别为(6.49±0.19)%、(6.35±0.18)%、(2.25±0.07)%;1.5 MeV中子诱发时,95Zr、140Ba、147Nd的产额分别为(6.59±0.19)%、(6.25±0.18)%、(2.37±0.07)%。对95Zr、140Ba、147Nd的产额随入射中子能量的变化趋势作了简要分析与讨论。     

核反应堆中高能中子份额的测量

开展了铀、镎及裂变产物在阴离子交换树脂和TBP萃淋树脂上的吸附行为研究,建立了大量铀中微量镎的去除方法。该流程铀的化学收率约90%;对Np、Ce、Ba、La的去污因子大于1×104,对Nd、Ru的去污因子为1×103,对Zr、Nb的去污因子约为1×102。应用该放射化学分离流程,分别利用238U(n,2n)237U反应,测量了堆中高能中子(6 MeV)的注量率;利用238U(n,γ)239U反应,测量了堆中热中子的注量率,得到了反应堆中高能中子(6 MeV)所占的份额。     

IHNI-1中子束快中子注量率测量

为检验和确定用于硼中子俘获治疗(BNCT)的医院中子照射器(IHNI-1)的快中子污染源项,设计了用于快中子注量率测量的包硼~(235)U裂变电离室。利用MCNP程序对电离室的注量响应进行优化设计,计算包裹不同厚度硼壳时电离室的注量响应曲线,最终选择35mm厚B4C壳作为低能中子屏蔽层。利用该电离室测量IHNI-1热中子和超热中子束的快中子注量率,并与模拟计算值比较。结果显示,实测的中子束比模拟计算结果具有更多的快中子成分,低于国际原子能机构(IAEA)推荐的目标值。     

235U裂变电离室法及金箔活化法测量热中子注量率的不确定度分析

文章简述²³⁵U裂变电离室法及金箔活化法测量热中子注量率的基本原理,并对测量过程中的各项不确定度因素进行了分析评定,包括中子衰减、裂变计数率、全谱平均反应截面、金箔活性等。计算出的两种注量率测量相对合成标准不确定度满足2%～5％的要求。对减小中子注量率测量不确定度的方法进行了讨论。     

裂变初级产物质量及电荷分布实验测量研究进展

<正>2019年4月在中国原子能科学研究院HI-13串列加速器开展了裂变电离室能量分辨率刻度实验。实验上将能量范围为80～160 MeV的弱束流~(63)Cu离子依次注入裂变电离室,测试探测器对~(63)Cu离子能量峰的分辨能力。对于80 MeV的~(63)Cu离子,实验测得能量响应峰半高宽为320keV,表明该裂变电离室能量分辨率为0.4%,达到了该项目需要的技术指标。     

移动式微型裂变电离室中子探测器研制与核特性测试

微型裂变电离室是一种反应堆上广泛使用的堆芯中子探测器。国内CPR1000核电机组的堆芯中子注量率测量系统采用移动式微型裂变电离室作为中子探头，在反应堆运行过程中测量反应堆中子通量，提供堆芯中子通量分布图，是核电站重要的安全仪控设备。对标现役国外产品的服役条件和技术指标要求，研制了一款移动式微型裂变电离室中子探测器，并参照国家标准GB/T 7164-2022和行业标准NB/T 20215-2013，对探测器的核特性进行了测试。测试结果表明：其核特性与国外产品相当，有望实现该反应堆安全产品的“国产替代”。     

1.4MeV-5MeV中子诱发~(238)U裂变产额测量

~(238)U裂变产额测量工作在核数据测量中有着重要意义,本工作利用2.5MeV质子静电加速器产生的1.4MeV-5MeV单能中子诱发238U裂变,通过对裂变产物放射性的测量对裂变产物核素~(135)I、~(133)I、~(105)Ru和~(91)Sr的产额进行了测定。照射过程中中子通量用活化法确定。分析了影响实验测量的多个因素,包括用MCNPX程序对中子在靶头及样品中的多次散射和自屏蔽效应进行了修正,对γ射线在样品中的自吸收进行修正等。得到产额数据典型误差为3.5%,最后把测量结果与已有的裂变产额数据进行比对。     

BF3长计数器效率刻度及其应用

利用²³⁸U裂变反应，通过测量裂变碎块的数量，能够较为准确地测量快中子注量。但这种方法在中子能量为1.6MeV以下（裂变道未开或处于裂变截面第1个台阶上升处）和6.0～7.0MeV能区（第2个台阶上升处）由于不确定度过大而不适用。本工作采用4种不同的核反应作中子源，对北京大学4.5MV静电加速器中子实验大厅的BF₃长计数器的相对效率进行了刻度。将²³⁸U(n,f)反应与相对效率已知的BF₃长计数器相结合，解决了在上述能区准确测量中子注量的问题。      

14MeV中子引发SRAM器件单粒子效应实验研究

在中国原子能科学研究院的高压倍加器装置上开展了SRAM器件的14 MeV中子单粒子效应实验研究。介绍了中子的产生、中子注量率的测量和调节以及中子单粒子效应的测试等的实验方法,获得了HM628512BLP型和R1LV1616HSA型SRAM器件的14 MeV中子单粒子效应截面。前者与文献的单粒子效应截面在误差范围内一致,验证了实验方法的科学性和可行性。后者与由效应机制出发获得的理论分析结果在量级上一致,对实验结果给出了定性的解释。     

~(71)Ga(n,γ)~(72)Ga和~(180)Hf(n,γ)~(181)Hf反应截面的测量与评价

为解决目前71 Ga(n,γ)72 Ga反应和180 Hf(n,γ)181 Hf反应截面实验数据的分歧,在中国原子能科学研究院的600kV高压倍加器和5SDH-2串列加速器上用活化法在0.5～3MeV能区内测量了这两个反应在4个能点的反应截面。并对国内外0.01～4MeV范围内的实验数据进行了修正和评价,最终给出了这两个反应在此能区范围内的推荐值。     

0.144~1.2MeV单能中子参考辐射场的建立

本工作利用2×1.7MV串列加速器建立了0.144、0.250、0.565和1.2MeV单能中子参考辐射场。所需能量的中子通过⁷Li(p,n)⁷Be和³H(p,n)³He反应产生。利用TARGET程序计算了中子注量谱，利用自行设计的反复充气式反冲质子正比计数器绝对测量了上述能量点的中子注量，合成标准不确定度≤2.0%。2001年参加了由国际电离辐射咨询委员会第三分部组织的单能快中子注量测量国际比对，取得了较为满意的结果。     

利用缓发中子法测量235U裂变数的实验研究

缓发中子伴随核裂变产生,通过对它的测量估算核裂变数是一需实验检验的新方法。在中国原子能科学研究院微堆辐照²³⁵U样品,采用³He正比计数器测量缓发中子,并通过缓发中子数反推得到铀样品的总裂变数。利用高纯锗γ谱仪测量被辐照样品发射的缓发γ射线,通过缓发γ射线数得到样品总裂变数。对两种测量方法得到的结果进行了对比和分析,结果表明,用缓发中子法和缓发γ法对同一样品测量的结果一致,缓发中子法可作为一种辅助诊断方法。     

活化法测量散裂靶中子能谱的实验验证

散裂靶中子的能谱对加速器驱动次临界系统的倍增因数和嬗变率等影响很大,计算表明散裂靶中子谱在MeV能区与裂变中子谱相近。本文利用活化法测量临界装置的泄漏中子谱和中子注量率,提出了用In、Al、Mg、Ti、Au、Zn、Ni、Rh、Fe和Co等活化箔测量散裂靶中子能谱和中子注量率的方案。结果表明,将活化箔在散裂靶中子场中辐照5h,中子注量最高达5×1014 cm-2量级,辐照后1h内取出活化箔,根据半衰期的长短安排测量顺序,可测量散裂靶的中子能谱和中子注量率。     

The determination of the Nb(n,n′) Nb cross-section in the neutron energy range 1–6 MeV

Measurements of the 30 keV isomer production cross-section in ⁹³Nb, excited by neutron inelastic scattering have been made at 10 neutron energies in the range 1–6 MeV. Small foils of niobium and suitable monitor elements were exposed to high fluences of monoenergetic neutrons and the cross-section was determined from the K X-ray activities so induced. The high purity Ge detector used in these X-ray measurements was calibrated against a standard solution of ^93mNb which is used as an international reference material for reactor neutron dosimetry. The neutron fluence of the irradiation was measured with a low-efficiency ²³⁵U fission chamber in which the thin fissile deposit was located immediately behind the niobium and monitor foils. The latter acted as secondary measures of the neutron fluence but could be used as the primary standard in the event of failure of the fission chamber. Thus, the production cross-section was measured relative to the ²³⁵U fission cross-section which is a standard reference cross-section. Comparisons are made with other experimental data and with nuclear model calculations of the cross-section and recommended values based on these and our experimental data are presented.     

基于活化法及MCNP程序的临界装置功率刻度

介绍了临界装置功率刻度的方法,在不同功率台阶下利用活化法测量临界装置的中子注量率分布及归一点的绝对中子注量率,并利用经修改编译的MCNP程序对临界装置的中子注量率分布进行校核计算。基于中子注量率测量及计算结果通过裂变率法计算不同功率台阶下临界装置的功率,同时外推到堆芯最大热中子注量率为1×10⁸cm^-2•s^-1时的功率,实现了临界装置的功率刻度。