散裂中子源靶站谱仪的物理设计

中子散射广泛地应用于凝聚态物质研究和应用的众多学科领域,是研究物质微观结构和动态的理想工具之一.散裂中子源能是新一代的加速器基脉冲中子源,能为中子散射提供高通量的脉冲中子.文章重点介绍了散裂中子源项目CSNS中靶站和谱仪的建设内容和设计工作的进展.     

散裂中子源与中子散射

文章介绍了散裂中子源的物理基础、中子散射用散裂中子源对加速器的要求和靶系统的特点，阐述了利用散裂源，尤其是脉冲散裂源进行了散射实验的主要优点，并对我国建造散裂中子源的发展战略提出了建议。     

中国散裂中子源在大气中子单粒子效应研究中的应用评估

由于缺少可用的散裂中子源,多年来我国在大气中子单粒子效应方面主要依靠模拟仿真和单能中子试验的方式开展研究.随着中国散裂中子源(CSNS)通过国家验收,基于CSNS开展大气中子单粒子效应研究成为可能.本文利用CSNS反角白光中子源开展多款静态随机存取存储器器件的中子单粒子效应试验,并与早期开展的高原大气试验结果进行对比,对CSNS在大气中子单粒子效应研究中的应用进行评估.结果表明,相同器件在CSNS反角白光中子源测得的单粒子翻转截面小于大气试验的结果,且不同器件的翻转截面与特征尺寸没有明显的单调关系.分析得到前者由于CSNS反角白光中子谱偏软;后者由于特征尺寸降低导致的临界电荷变小和灵敏体积变小对截面的贡献是竞争关系.针对截面偏小的问题,根据能谱差异分析了中子能量阈值对器件翻转截面的影响,发现能量阈值取12MeV进行计算时,器件在CSNS反角白光中子源和高原大气中子环境中能够得到较一致的截面.研究结果表明CSNS反角白光中子源能够用于加速大气中子单粒子效应试验.考虑到CSNS的运行功率正在逐步提高,且多条规划中的白光中子束线与大气中子能谱更为接近,预期未来CSNS将能更好地应用于大气中子单粒子效应研究.     

第二届散裂中子源多学科应用研讨会简讯

散裂中子源是基于质子加速器产生的高能质子轰击重金属靶造成重金属原子散裂从而提供高脉冲中子通量的平台型大科学装置，散裂中子源在众多学科领域，特别是物质科学领域得到了广泛的应用，结合目前正在筹备阶段的北京散裂中子源（BSNS）项目的“第二届散裂中子源多学科应用研讨会”于2005年7月27日—29日在北京中国科学院物理研究所召开。     

基于多反应通道的高产额激光中子源实验研究

基于超短超强激光的短脉冲中子源是实现超快中子探测的理想中子源。如何提升中子产额是目前短脉冲激光中子源实现应用需求亟需解决的关键问题。提出基于靶背鞘场加速机制和束靶反应方案,采用LiD复合组分靶作为中子转换体,可以有效提升激光中子产额。与常规的LiF转换体相比,除了p-Li和d-Li两个反应道之外,LiD转换体可以多出p-D和d-D两个反应道,因此可充分利用激光加速的质子和氘离子的多反应通道优势来提升中子产生概率。实验结果表明,相比于LiF转换体,LiD转换体可带来中子产额2～3倍的提升,达到5.2×108 n/sr的最高中子产额,并具备更好的前冲性。实验还区分了多反应通道的贡献,证明中子产额提升主要来自于p-D反应。     

中国散裂中子源二期靶站关键部件辐照损伤模拟计算

中国散裂中子源一期工程于2018年通过国家验收,当前束流功率已经达到140 kW.为进一步提高靶站慢化器输出中子强度,已经提出中国散裂中子源二期500 kW功率升级计划.靶站关键部件长期受到高通量、高能量的粒子辐照,会产生较强的辐照损伤,影响着这些部件的使用寿命.本文首先使用PHITS3.33程序计算了钨、SS316不锈钢、6061铝合金3种材料的质子和中子原子离位截面以及氢、氦的产生截面,并分析了NRT (Norgett-Robinson-Torrens)模型和热平衡前原子复位修正(athermal recombination corrected,ARC)模型对材料离位损伤的影响.在此基础上结合中国散裂中子源二期靶站基线模型计算了靶站关键部件在500 kW的束流功率下运行5000 h产生的原子离位次数(displacement per atom,DPA)以及氢、氦的产额.计算结果表明,钨靶受辐照后产生的NRT-dpa,ARC-dpa,H和He产额最大值分别为8.01 dpa/y (1 y=2500 MW·h),2.39 dpa/y,5110 appm/y (atom parts pe...     

不同厚度镥样品中子俘获反应实验研究

C₆D₆闪烁体探测系统结合脉冲权重技术被广泛应用于中子俘获反应截面测量研究.实验中采用的样品厚度直接影响中子束流时间,同时也影响实验数据的可靠性.本文基于中国散裂中子源反角白光束线(CSNS Back-n)C₆D₆探测系统,对比研究了不同厚度的镥(Lu)样品中子俘获反应截面的实验测量.利用GEANT4蒙特卡罗程序模拟了考虑样品厚度的探测系统光响应,计算出精确的脉冲权重函数.实验中,通过采用较长中子飞行距离和本底测量,得到了高精度的共振区产额分布.通过R矩阵理论分析产额分布,得到了相应的实验共振参数.结果发现,较厚Lu样品因其厚度效应导致共振曲线发生变化,实验共振参数与ENDF/B-Ⅷ.0评价数据库差距较大;然而,较薄Lu样品实验结果能够很好地再现ENDF/B-Ⅷ.0评价数据.     

中国先进研究堆中子科学平台发展现状及展望

依托中国先进研究堆(CARR)高通量中子源，建成了初具规模的中子科学平台，具备中子散射、中子成像和中子活化分析等多种研究技术。其中，中子散射技术包括中子衍射、小角中子散射及中子反射、非弹性中子散射，可以用于分析材料微观结构和动力学性质；热中子成像和冷中子成像可以用于材料内部缺陷等无损检测；中子活化分析系统可以用于物质内核素成分分析。目前已建成和在建中子谱仪共计19台，并初步配备了样品环境装置，为相关应用研究提供了条件基础，可为我国物理、化学、材料科学、生命科学、能源和环境等领域基础研究及工业应用提供重要技术支撑。CARR中子科学平台始终坚持合作共享对外开放的宗旨，将继续为国内外用户提供优质中子技术，服务基础科学前沿和国家重大创新需求研究。     

散裂中子源耦合慢化器的中子学研究

利用蒙特－卡罗方法研究了散裂中子源中耦合慢化器的中子学特性。给出了冷中子与热中子慢化器的中子能谱。甲烷慢化器提供了性能非常好的冷中子，在低功率的散裂中子源中得到了应用。计算了慢中子引出的角分布。由于较低的氢密度，液态氢的漫化能力低于水与液态甲烷，但是可以通过增加预慢化器来弥补这一问题。2cm厚的水预慢化器层可以大约减少热量在低温慢化器中的热量沉积33％而不破坏中子特性。     

中国散裂中子源的多学科应用

中国散裂中子源(China Spallation Neutron Source,CSNS)是我国首台、世界第4台脉冲型中子大科学设施。CSNS基于加速器产生的高能质子轰击钨靶产生中子,然后利用中子进行实验。CSNS面向全世界的用户开放,为科学研究和工业研发服务,在物理、化学、生物、能源、材料等领域都有广泛的应用。文章将介绍CSNS的基本构成、发展历程和中子散射的多学科应用。     

中子准直实验装置设计

设计了以中子发生器为源的中子准直实验装置,分别做了不同材料准直器的厚度、准直孔大小改变时,从准直孔和孔周围不同位置射出中子的实验,并将实验中得出的数据与理论值相比较,从而确定该实验装置的使用可行性.     

National facility for neutron beam research

In this talk, the growth of neutron beam research (NBR) in India over the past five decades is traced beginning with research at Apsara. A range of problems in condensed matter physics could be studied at CIRUS, followed by sophisticated indegenous instrumentation and research at Dhruva. The talk ends with an overview of current scenario of NBR world-wide and future of Indian activities.     

HT-7上氘等离子体放电时中子注量的测量与分析

利用三氟化硼（BF₃） 和氦三（3He）正比计数管组成的快速时间分辨中子注量探测系统,对HT-7超导托卡马克上氘等离子体放电时光中子和聚变中子的产生机理进行研究.结合γ射线、硬X射线等相关诊断的实验结果,分析了纯欧姆放电和低杂波辅助加热放电时,中子注量信号随时间演化的典型特征.结果表明：HT-7在投入大功率低杂波辅助加热等离子体放电时,能够产生数量可观的氘-氘（D-D）聚变中子. 关键词： 中子注量 聚变中子 光中子 托卡马克     

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.     

基于D-T紧凑型中子源的快中子照相准直屏蔽体设计及中子束特性模拟研究

中子照相是一种重要的无损检测技术,它能用于火工产品、毒品和核燃料元件等的检测。基于紧凑型D-T中子发生器,完成了一个用于快中子照相的准直屏蔽体系统（BSA）的物理设计。根据D-T中子源的能谱和角分布建立了中子源模型,采用MCNP4C蒙特卡罗程序,模拟了准直屏蔽体系统中中子和γ射线的输运,准直中子束相对于单位源中子的中子注量可以达到9.30×10-6 cm-2,准直中子束中主要是能量大于10 MeV的快中子;在设置的样品平面直径14 cm的照射视野范围,准直束中子注量的不均匀度为4.30%,准直束中中子注量与γ注量的比值为17.20,中子通量和中子注量比值J/Φ为0.992,说明准直中子束有好的平行性;准直屏蔽体外的泄露中子注量率与准直束中子注量率相比降低了2个量级。所设计的准直屏蔽体能满足快中子照相的要求。Neutron radiography is an important nondestructive testing technique. It can be used to detect the explosive devices, drug and the nuclear fuel element, etc. A beam-shaping-assembly (BSA) based on a compact D-T neutron generator is designed for fast neutron radiography in this paper. D-T neutron source model is constructed based on the neutron energy spectrum and angular distribution data. The transportation of neutron and γ-ray in the BSA is simulated using MCNP4C code. The neutron fluence of the collimated neutron beam with respect to the neutron source of the unit source is 9.30×10-6 cm-2. The collimated neutron beams is mainly fast neutrons with energies greater than 10 MeV. In the irradiation field range with a diameter of 14 cm, the neutron fluence uniformity of the collimated beam is 4.3%, the ratio of the neutron fluence to the gamma fluence in the collimated beam is 17.20, and the neutron flux and the neutron fluence ratio (J/Φ) is 0.992 which indicates that the collimated neutron beam has good parallelism. The leakage neutron fluence in outside of BSA is two orders of magnitude lower than that of the collimated neutron beam. The designed BSA can meet the need of fast neutron radiography.     

HL-2A装置上DD热核聚变中子产额和通量的估算

用蒙特卡罗方法,利用MCNP3B编码计算了HL 2A装置芯部离子温度为5keV、离子密度为5×1013cm-3的DD热核聚变中子产额的空间分布,以及高场边A、低场边D、偏滤器的B和C点所在位置各种能量的中子辐射通量和平均通量。计算了由于D+D→P+T反应产生氚,在10%的氚与氘发生DT反应产生中子的条件下,热核聚变中子的产额以及在A、B、C、D各位置通量发生的变化。计算结果为发展新的聚变中子诊断系统、辐射防护和环境评估提供了依据。     

Neutron Transmission of Single-crystal Sapphire Filters

An additive formula is given that permits the calculation of the nuclear capture, thermal diffuse and Bragg scattering cross-sections as a function of sapphire temperature and crystal parameters. We have developed a computer program that allows calculations of the thermal neutron transmission for the sapphire rhombohedral structure and its equivalent trigonal structure. The calculated total cross-section values and effective attenuation coefficient for single-crystalline sapphire at different temperatures are compared with measured values. Overall agreement is indicated between the formula and experimental data. We discuss the use of sapphire single crystal as a thermal neutron filter in terms of the optimum cystal thickness, mosaic spread, temperature, cutting plane and tuning for efficient transmission of thermal-reactor neutrons.     

241Am-Be中子参考辐射的蒙特卡罗模拟研究

研究用于校准场所中子剂量监测仪表的241Am-Be中子参考辐射场计量特性。采用蒙特卡罗方法模拟了空气自由中子参考辐射(FRNR),GB/T 14055规定的最小尺寸中子参考辐射(SRNR)和实际中子参考辐射(ARNR)中不同检验点处中子周围剂量当量率、散射中子占比和能谱分布特征。研究结果表明,空气对FRNR中的剂量率和能谱分布影响小,近似为理想中子参考辐射;采用5%含硼聚乙烯作屏蔽的最小尺寸SRNR可减少热中子,降低散射中子占比,影锥法不适用于小尺寸中子参考辐射中对散射中子的修正;ARNR中的散射中子更少、占比更低,影锥法所得散射中子占比与理论值基本一致。     

中子散射对快中子照相质量影响的分析

通过一内空的圆柱体模型，对在快中子照相时由样品引起的散射中子强度与样品形状和探测距离之间的关系进行模拟，并用^241Am—Be作中子源对散射中子的影响进行实验验证。结果表明，在快中子照相时，由样品引起的散射中子的强度与探测距离以及样品形状有关。对于同一样品，探测距离增加，散射中子的影响则降低。The relationships between intensities of scattered neutrons by specimens and their shapes and detecting distances have been simulated using a hollow cylinder model, and the results were validated by experiments of fast neutron imaging using ^241Am-Be neutron source. The results showed that the intensities of scattered neutrons are closely related to the detecting distances and sample＇ s shapes. The influences of scattered neutronns in fast neutron imaging will be reduced while detecting distances increased.     

厚闪烁体内次级中子对快中子图像质量的影响研究

利用编制的快中子照相数值模拟程序(FNRSC)模拟计算了入射中子能量为14 MeV时,厚度5—300 mm闪烁体内次级中子对快中子图像质量的影响,结果表明闪烁体厚度d<50mm时,次级中子对图像的影响强烈依赖于闪烁体厚度,而当d>50 mm时,次级中子对图像的影响趋于饱和.将文献中利用蒙特卡罗中子-光子输运程序(MCNP)计算的次级中子对图像影响和文中计算结果进行了对比,给出了二者存在差异的主要原因：次级中子分布对入射中子空间分布的强烈依赖性;能量沉积和荧光输出这两种计算方法对 关键词： 14 MeV中子 快中子照相 次级中子 Monte Carlo模拟