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.     

中子物理研究及应用

文章介绍了中子物理研究的发展历程,简述了中子输运方程及其近似解法,阐明了动态系统中子物理研究的特殊性,然后慨述了中国核参数和中子输运研究的发展和近况,并讨论了中子物理中有待深入的研究课题.     

随机中子输运方程解析解的改进

在研究核材料安全、核反应堆启动、脉冲堆爆发脉冲等待时间概率分布等具有弱源的中子可增值系统时，通常用随机中子输运理论研究弱中子源引起系统发生持续裂变链的统计涨落行为，Pal、Hansen、陈式刚等都在点堆模型的基础上给出了详尽的理论分析结果。根据Bell的理论也可以用考虑了中子位置和速度（x,v），功相空间的非线性微分一积分随机中子输运方程通过S-N方法数值解方法进行此类问题的研究。     

中子输运方程基于界面修正的源迭代并行计算方法

中子输运方程的计算量非常大。在现有的计算机条件下，进行精密物理的数值模拟所需要的中子计算仍是非常的费时间和费内存的，不采用并行计算是难以承受的。并且，由于中子输运隐式离散纵标方法引起的数据强相关，以及计算过程必须严格沿中子运动方向进行(否则会出现计算不稳定)，因此会出现相当严重的算法同步的问题，使得隐式格式在大型并行计算机上实施时所能得到的并行度十分有限，严格限制了其实现具有高并行度的迭代计算的可能性。因此，对中子输运方程隐式差分格式进行并行改造是十分必要的。     

聚变裂变混合堆设计中的中子学问题

本文简要叙述了聚变裂变混合堆包层设计所涉及的中子γ光子耦合输运方程、核子数密度方程及有关计算机程序系统；介绍用于聚变堆设计的核数据工作现状及未来工作重点。     

二维球坐标系中子输运方程的一种并行SN算法

针对二维球坐标系下中子输运方程的SN算法, 提出基于(单元, 方向)二元组的有向图模型, 在已有的基于有向图的并行流水线算法基础上, 设计粒度可控多级并行SN算法。其中, 采用区域分解和并行流水线相结合的方式挖掘空间-角度方向的并行度, 提出能群流水并行方法, 并通过设置合适的流水线粒度来平衡有向图调度、通信和空闲等待开销。实验结果表明: 该算法可以有效地求解二维球坐标系下的中子输运方程。在某国产并行机1920核上, 对于96万网格、60个方向、24能群、数十亿自由度的典型中子输运问题, 获得了71%的并行效率。     

有限元方法在中子测井数值模拟中的应用

讨论了有限元方法在中子测量井数值模拟中的应用。用有限元方法求解多群Ｐ１近似中子输运方程，编制了二维有限元程序ＦＥＭＬＯＧ，并对中子测井问题进行了数值计算，所得结果同国际通用二维ＳＮ程序的计算结果进行了比较，二者符合良好，但其计算速度比ＳＮ方法快得多。     

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。     

中子测井问题中输运方程的谱有限元方法

讨论了谱有限元方法在中子测井数值模拟中的应用,用球谐函数谱展开和有限元耦合方法求解Boltzmann中子输运方程,得到了这种耦合方法的收敛性。研制了三维有限元程序,实现了中子测井问题数值模拟的正演计算,实际算例表明此方法是有效的。     

提高超高能中子计算效率的蒙特卡罗抽样技巧

利用蒙特卡罗方法模拟中子与中子碰撞及超高能中子的产生与输运,原有抽样方法需要模拟大量样本方能使与超高能中子有关统计量的计算误差达到要求.针对ICF聚变靶中子输运问题的特点,发展一种"加权赌分裂抽样方法",以增加重要区域的抽样数、减少非重要区域的抽样数,同时通过权修正保证计算结果无偏.典型模型数值模拟计算结果显示,该方法能够有效增加聚变区的中子抽样数、增加中子相互碰撞数,使超高能中子通量计算误差显著降低,达到提高超高能中子计算效率的目的.     

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.     

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。     

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     

一个奇异中子分布结构存在的判据

通过小液滴模型的中子皮厚度计算出的中子、质子均方根半径之差与实验的比较发现,实验提取的正常核的均方根半径之差与小液滴模型计算基本一致;有奇异中子分布结构(皮或晕)核的均方根半径之差的实验结果比小液滴模型的计算结果有异常增大.提出了一个与分离能相关的有效中子皮厚度,它能很好地反映有奇异中子分布结构核的中子皮厚度的反常增加,建议把它作为奇异中子分布结构存在的判据.     

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     

基于小型加速器的编码中子源成像研究

编码中子源成像可以在对中子注量率影响不大的情况下大大提高成像的准直比, 从而提高成像质量.北京大学开展了基于小型加速器的编码中子源成像技术研究工作. 不同于已有的基于反应堆的小面积编码板的研究工作, 北京大学建立了基于小型加速器的大面积编码板的编码中子源成像实验平台, 并对加速器中子源上的实验方法和数据处理进行了探索, 对比了重建算法, 获得了初步的重建照片.研究工作表明, 编码中子源成像技术可用于加速器中子源, 但重建图像质量仍须提高. 关键词： 加速器中子源 中子成像 编码源成像 图像重建     

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.     

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.     

Development of neutron detectors and neutron radiography at Bhabha Atomic Research Centre

Design and development of neutron detectors and R&D work in neutron radiography (NR) for non-destructive evaluation are important parts of the neutron beam and allied research programme of Solid State Physics Division (SSPD) of Bhabha Atomic Research Centre (BARC). The detectors fabricated in the division not only meet the in-house requirement of neutron spectrometers but also the need of other divisions in BARC, Department of Atomic Energy units and some universities and research institutes in India and abroad for a variety of applications. The NR facility set up by SSPD at Apsara reactor has been used for a variety of applications in nuclear, aerospace, defense and metallurgical industries. The work done in the development of neutron detectors and neutron radiography is reported in this article.