中子中子碰撞产生超高能中子问题模拟

ICF的聚变靶丸中,高能中子相互之间发生碰撞将导致超高能中子的产生,推导中子中子碰撞与超高能中子产生的关系,研究利用蒙特卡罗方法确定碰撞后中子速度的方法,通过求解非线性中子输运方程及对DT聚变小球中的中子输运问题进行数值模拟,研究中子与中子碰撞产生超高能中子及其与聚变中子源强的关系问题.     

利用超高能中子诊断惯性约束聚变的燃烧

惯性约束聚变靶丸中,高能中子相互之间发生碰撞将导致超高能中子的产生.本文讨论超高能中子产生与聚变燃烧速率的关系.数值模拟理想模型,分析超高能中子产生量与平均烧氚体积的关系,讨论利用出壳超高能中子流与烧氚量诊断二维效应和混合效应.进一步分析出壳超高能中子流与平均烧氚率的关系,探讨利用超高能中子诊断平均烧氚温度并判断是否发生非平衡效应问题.     

氘核与聚变中子耦合输运方法及应用

对加速器驱动中子发生器的数值模拟包括离子输运、聚变反应、中子输运等。由于核反应截面远低于带电粒子输运的库仑截面,且核反应平均自由程远大于靶厚度,直接蒙卡抽样难以抽到聚变反应。在MCNPX程序基础上,采用“强迫”聚变方法,即每个入射氘核必发生一次聚变反应,聚变反应处氘核的真实状态(位置、能量和方向)以抽样产生,并以此状态来确定聚变中子的出射状态,实现了氘核与聚变中子的耦合输运模拟计算。研究结果表明,该方法能够给出氘核输运对聚变中子能谱和角分布的影响,中子产额计算结果符合预期。     

非线性中子输运问题的蒙特卡罗模拟

针对考虑中子之间相互碰撞的非线性中子输运方程,提出一种线性化近似处理方法,导出相应的积分输运方程,利用蒙特卡罗方法求解此方程,数值实验表明算法的有效性,为研究超高能中子产生与输运问题提供了必要的模拟工具.     

聚变中子学的蒙特卡罗PVM并行模拟在ITER中子诊断设计中的应用

聚变能源很可能是人类文明得以维持发展的新型能源。未来的氘氚聚变堆的结构和工程设计很大程度上依赖于以聚变中子学为基础的计算。在过去的十余年中，很多的核数据库如FENDL和JENDL的检验工作围绕ITER设计而展开。聚变中子学计算包括中子和光子的输运计算。其计算目标是提供反应率和能谱等重要的信息。一维或二维的聚变中子学解析计算能提供一定精度的结果和高效率的优化设计，但对于一个三维的聚变托卡马克反应堆来说，只有蒙特卡罗方法能提供较精确的数值模拟结果。MCNP程序是由LANL实验室发展的用于中子和光子的蒙特卡罗计算的大型程序。PVM的并行计算环境能提高为MCNP程序的运行执行效率。     

聚变中子能谱测量系统脉冲中子灵敏度的实验研究

为多种复杂环境下的稳态和脉冲DT聚变中子能谱测量建立了一种灵敏度优化反冲质子磁谱仪. 使用成像板和同位素α源测量了谱仪的反冲质子能量-位置投影关系. 利用稳态加速器中子源平台、通过单粒子计数方法结合三维带电粒子输运程序模拟,研究了谱仪脉冲中子灵敏度能量响应. 通过高探测效率参数设置使谱仪对DT中子的探测效率达到2×10^-5 cm²水平,从而在较弱中子源上获得了较高统计精度实验数据. 程序模拟结果与谱仪α粒子刻度和DT中子标定实验结果取得了良好的一致性,可由此发展精细解谱技术,以提高脉冲中子能谱测量的灵敏度和能量分辨. 关键词： 聚变中子能谱 磁反冲质子 脉冲中子灵敏度 粒子输运     

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建立起锂球壳模型,用三个不同的聚变评价中子数据库——FENDL2.1、FENDL3.0和JEFF3.2分别进行了中子输运模拟,比较了三个数据库的模拟结果.再对水冷增殖包层分别建立一维中子学模型和三维中子学模型,进行中子输运模拟.分析模拟结果表明,选择FENDL3.0作为水冷增殖包层三维中子学模拟的数据库;水冷增殖包层一维中子学模拟优先考虑柱壳模型模拟;水冷氚增殖包层的三维中子学模拟所得氚增殖率TBR能满足氚自持要求;而且外包层的TBR贡献是主要的.     

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针对中国聚变工程实验堆(CFETR)水冷陶瓷增殖剂包层(WCCB)基本方案,进行了中子学试验模块初步设计与分析.试验模块由3个氚增殖区、2个中子倍增区、3个冷却板以及第一壁、钨保护层、背板组成,并在试验模块中放置碳酸锂探测器进行氚测量.通过MCNP输运程序和IAEA发布的聚变评价核数据库FENDEL-2.1对试验模块中子学性能进行评估,获得了试验模块各区域的中子能谱以及氚产生率(TPR)值;各个区域中子径向通量以及由中子能谱所得到的边缘效应,表明内部区域能谱最能代表原包层的中子能谱;加反射层能提高试验模块的TPR值,综合考虑能谱,TPR以及经济等因素,加钢反射层是较好的选择.     

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用蒙特卡洛中子输运程序(MCNPX)对中国聚变工程实验CFETR超导磁体进行中子学输运计算,利用欧洲活化计算程序FISPACT对其进行活化计算分析,针对计算结果重点分析了磁体系统的中子学剂量分布以及活化情况.计算结果表明,中子能量通量最大处出现在聚变堆内侧线圈处,为3.97×1014 MeV·m–2,在该条件下超导线圈可以满足设计要求.停机后磁体组件的活度为3.33×1010Bq·kg–1,停机10年后下降2个数量级达到6.14×108Bq·kg–1.研究结果验证了所使用的CFETR 3维模型满足初步设计条件.     

水冷氚增殖包层的中子学模拟

建立起锂球壳模型,用三个不同的聚变评价中子数据库--FENDL2.1、FENDL3.0和JEFF3.2分别进行了中子输运模拟,比较了三个数据库的模拟结果。再对水冷增殖包层分别建立一维中子学模型和三维中子学模型,进行中子输运模拟。分析模拟结果表明,选择FENDL3.0作为水冷增殖包层三维中子学模拟的数据库;水冷增殖包层一维中子学模拟优先考虑柱壳模型模拟;水冷氚增殖包层的三维中子学模拟所得氚增殖率TBR能满足氚自持要求;而且外包层的TBR贡献是主要的。     

一维贫铀/聚乙烯交替系统中D-T中子诱发的~(232)Th(n,γ)反应率的测定与分析

开展了钍样品装置内钍核参数的积分中子学基础研究.参考混合堆概念设计搭建了内部放置了钍样品的一维贫铀/聚乙烯交替系统装置,采用加速器D-T中子源模拟聚变堆芯,利用前期开发的离线伽马测量方法测定了不同位置、不同中子谱情况下的232Th(n,γ)反应率,不确定度约为5%.结果显示,聚乙烯对14.1 MeV中子的慢化作用可有效提升钍俘获率,且贫铀对钍俘获率也有显著提升作用.实验结果与主流核数据库计算结果的对比显示,ENDF/B-VI.6和JENDL-3.3数据库的计算值比实验值平均约大6%,而较新的ENDF/B-VII.0数据库的计算值比实验值平均约大4%.因此,相比于之前数据库的钍核数据,ENDF/B-VII.0的计算值与实验结果匹配得较好,可作为相关概念设计的推荐核数据库.     

快中子照相胶片成像法的初步实验

利用9Be(d,n)反应在北京大学4.5MV静电加速器上产生小于7MeV能区的快中子,采用胶片法进行了快中子照相的初步实验.对快中子胶片成像法的基本性能进行了初步的测试和研究.用国产的原材料研制了一种适用于快中子照相的关键部件－快中子转换屏.实验结果表明研制的快中子转换屏能够满足快中子照相的需要.A preliminary experiment is conducted with direct film method under the condition that fast neutron is generated by the reaction of 9Be (d,n) on the Peking University 4.5 MV Van de Graff, whose energy is lower than 7 MeV.Basic characteristics of direct-film neutron radiography system is researched with the help of samples in different materials, different thickness and holes of different diameter. The fast neutron converter, which is vital for fast neutron imaging, is produced with the materials made in china. The result indicates that fast neutron converter can meet the requirment of fast neutron imaging; what's more, further research of fast neutron imaging can be conducted on the accelerator and neutron-generator in China.     

中国散裂中子源反角白光中子束流参数的初步测量

中国散裂中子源(CSNS)已于2018年5月建设完工,随后进行了试运行.其中的反角白光中子束线(Back-n)可用于中子核数据测量、中子物理研究和核技术应用等多方面的实验.本文报道对该中子束的品质参数测量实验过程以及最终实验结果.实验主要采用中子飞行时间法,利用~(235)U,~(238)U裂变室和~6Li-Si探测器测量了中子能谱和中子注量率,又利用闪烁体-互补金属氧化物半导体探测系统测量了中子束斑的剖面,得到了该束线的初步实验测量结果.其中白光中子的全能谱测量范围eV—100 MeV,给出了不确定度分析;给出了中子注量率两个实验厅位置的满功率值;给出了白光中子在直径60 mm情况下的全能区束斑.通过与模拟结果的比较探讨了以上结果的合理性,并提出了改进计划.这些实验结果为以后该束线的核数据测量和探测器标定实验奠定了基础.     

中子半影成像的散射中子对点扩展函数的影响

基于ICF中子半影成像分辨力的要求,利用蒙特卡罗方法,模拟了4种系统模型的点扩展函数,分析半影孔装置、靶室和中子束流通道的钢管、高密度内爆靶丸的散射中子对点扩展函数的影响;模拟了平面中子源在4种模型中的半影成像,并用维纳滤波方法重建,分析了散射中子对中子半影成像诊断的影响。模拟结果表明:半影孔装置、靶室等的散射中子不会造成点扩展函数的变形,仅仅增加本底,对诊断的影响可以忽略;高密度内爆靶丸的散射中子会造成点扩展函数的平滑,但对诊断的影响有限。     

中子深度定量分析的相对分析法

在中子深度分析中,为了定量分析样品中某种元素的含量,采用与标准样品测量范围内的总离子计数进行比对的方法,对相对定量分析技术进行研究.主要应用最小二乘法,根据实验情况,在能量展宽修正与深度分布反演的基础上,进行定量分析的理论公式推导与FORTRAN编程;并且进行了模拟实验数据研究,通过对样品中10B元素进行定量分析,验证相对定量分析方法的可行性.经验证,采用同类标准样品对未知样品的相同元素进行对比测量的定量分析法是可行的.     

14MeV中子照相中散射中子对成像影响的Monte Carlo模拟

依据实验参数，建立了14MeV快中子照相的物理模型，并利用Monte Carlo方法对照相过程进行了模拟. 分析了经聚乙烯样品散射的中子对快中子图像的影响随样品与探测器间距及样品参数的变化. 计算结果表明，样品与探测器的距离d<5cm时，样品中的散射中子对图像的影响强烈依赖于d，而当d>20cm时，样品散射中子对图像的影响可忽略；当样品密度为3—5g/cm³时散射中子对图像的影响相对最大；样品宽度越大，图像中的散射成分越多，当宽度在3cm以上时散射成分的强度趋于饱和. 关键词： 14MeV中子 快中子照相 散射中子 Monte Carlo模拟     

脉冲源法测量次临界系统裂变衰减特性的理论分析和数值模拟

针对点堆动力学理论解释脉冲源法测试原理时存在的问题, 基于无源中子输运方程分析次临界系统总中子数、泄漏γ射线计数率随时间的变化关系。理论分析表明: 脉冲中子源作用结束后(无源条件下), 在一定时间范围内, 泄漏γ射线计数率和总中子数近似成正比, 两者随时间变化服从近似指数衰减规律, 反映系统本身的裂变衰减特性, 可以由总中子数和γ射线计数率求解瞬发中子衰减时间常数。基于蒙特卡罗程序构造类Godiva裸铀球次临界系统, 模拟脉冲中子源作用下中子和γ射线输运过程, 计算总中子数、泄漏γ射线计数率及两者比值随时间的变化关系, 结果与理论分析一致; 利用脉冲源法由总中子数、泄漏γ射线计数率计算瞬发中子衰减时间常数α₀, 得到与α-k迭代一致的α₀。说明总中子数、泄漏γ射线计数率可以准确反映系统本身的裂变衰减特性。此外, 根据理论分析和模拟计算给出脉冲源法可用数据的时间范围, 分析泄漏γ射线计数率和总中子数比值的影响因素。     

活化法测量中子活化在线分析系统样品处的中子能谱

用多箔活化法测定了由Am Be中子源慢化屏蔽系统构成的中子活化在线分析系统样品处的中子能谱。 根据待测场点的中子注量率水平, 选用了5种非裂变核材料箔, 其中4种是中能区和热区的, 1种是快区的, 给出了各箔片的特性参数。 通过在待测场点对箔片进行辐照, 并测量其生成放射性核的γ放射性, 计算出了各箔片的活化率。 运用SAND II和MSIT迭代方法, 解出了待测场点的中子能谱。 详细分析了数据处理过程中群截面的加工处理以及由于自屏蔽效应引起的群截面修正问题; 研究了影响解谱精度的主要因素; 对解谱结果作了一定的分析讨论; 并用蒙特卡罗(MC)方法对最后的中子能谱做了不确定度分析。