用多群蒙特卡罗方法计算快中子核临界keff和通量密度

 用多群蒙特卡罗方法对快中子核裂变系统进行了临界计算。有效增殖因子keff的计算值与实验结果符合。计算所得中子通量密度的空间分布在球形裂变系统中随半径增大单调下降。中子通量密度的能量分布在由高浓缩铀组成的活性区内呈单一能量极大值,其对应能量对于裸球核裂变系统和具有反射层裂变系统分别为0.35MeV和0.25MeV,而在由天然铀组成的反射层中在0.1MeV附近出现能量双峰。由通量密度所得中子能谱在无反射层球形裂变系统中随半径增加变硬,在有反射层球形裂变系统中随半径增加变软。     

电子与锂和铍原子碰撞角分布的理论研究

用模型势方法研究电子与锂和铍原子弹性散射，计算了能量从０．１到１．０ｅＶ散射电子的角分布（微分散射截面），从理论计算中，看到在０．１－１．０ｅＶ能区内，随入射电子能量增加，电子被Ｌｉ和Ｂｅ原子散射的微分截面有相似变化，即小角微分散射截面越来越大     

入射能量为5．1MeV中子~（58）Ni（n，α）~（55）Fe反应截面和出射

用屏栅电离室测量了入射中子能量为５．１ＭｅＶ的５８Ｎｉ（ｎ，α）５５Ｆｅ核反应的α粒子角分布，２３８Ｕ裂变电离室作中子注量率的测量，测得该能点５８Ｎｉ（ｎ，α）５５Ｆｅ的总截面为（４７．４±５．０）ｍｂ．用中国核数据中心推荐的理论计算程序ＵＮＦ计算了在１—８ＭｅＶ能区５８Ｎｉ（ｎ，ｐ）５８Ｃｏ，５８Ｎｉ（ｎ，α）５５Ｆｅ的反应截面和入射中子能量为５．１ＭｅＶ的５８Ｎｉ（ｎ，α）反应角分布．理论和测量数据的比较说明，用复合核模型来描写该能点的角分布是可行的．     

用动力学模型计算10.6MeV/u~(84)Kr(~(27)Al,准裂变)反应的裂变时间

用单体耗散模型对１０．６ＭｅＶ／ｕ８４Ｋｒ在２７Ａｌ上引起的准裂变反应进行了计算，结果表明该准裂变反应的准裂变时间大于２００×１０－２２ｓ．发现对本反应系统，准裂变的出现至少需要８ＭｅＶ／ｕ阈能     

碳对α的非卢瑟福背散射截面研究

报道了散射角为１７０°±１．５°，α粒子能量在５－９．０ＭｅＶ之间，ｃ的背散射截面的实验测量值；用Ｒ矩阵理论，通过与实验数据拟合，分析、给出了一套能级参数，并计算了能量范围在２－９．０ＭｅＶ，ｃ的背散射截面；讨论了对背散射分析感兴趣的窄而孤立的强共振峰４２５０±１０ＫｅＶ随靶厚、角度的变化关系以及截面变化缓慢的平坦区３．６－４．２０ＭｅＶ，６．４２５－６．７００ＭｅＶ能区的截面值与背散射角度的关系。 关键词：     

Ⅱ—Ⅵ族稀磁半导体ZnSe／Zn1—xMnxSe超晶格中的应力效应

本文通过Ⅱ－Ⅵ族稀磁半导体超晶格ＺｎＳｅ／Ｚｎ１－ｘＭｎｘＳｅ的光致发光谱的测量，对其应力效应进行了讨论。样品的组分ｘ＝０．２，０．３，０．４，测量温度为Ｔ＝１１￣３００Ｋ。结果表明：由于应力效应，ＺｎＳｅ／Ｚｎ１－ｘＭｎｘＳｅ超晶格中的激子能量随ｘ值增加而发生红移。在相同组分下，不同阱、垒宽度比使应力的分布产生明显变化，从而影响超晶格中激子能量。实验与理论计算结果相一致。超晶格中光致发光峰随温度     

16O＋24Mg反应全熔合激发函数的类共振结构

本工作用位置灵敏的△Ｅ－Ｅ望远镜系统，入射能量长为１．０ＭｅＶ，测量了５５－９０ＭｅＶ１６Ｏ＋２４Ｍｇ反应全熔全激发函数，实验结果表明，这个反应的全熔合激发函数不是平滑的，存在着宽结构。峰位在ＥＣＭ＝３４．２，３７．８，４０．６，４３．８和４６．６ＭｅＶ。当ＥＣＭ＞４８ＭｅＶ时。激发函数的结构消失了。     

^11B快中子非弹性散射的理论计算

本文采用直接作用模型和扭曲波玻恩近似理论，计算了＾１１Ｂ的２．１４ＭｅＶ激发态在入射中子能量为７．５４－２０．０ＭｅＶ的非弹性散射的积分截面和角分布，计算结果与评价的实验值进行了比较，符合较好。对实验上所缺乏的数据作出了理论预期值。     

态布居测热核的核温度及其与碰撞参数的关系

测量了２５ＭｅＶ／ｕ^４０Ａｒ＋¹⁹⁷Ａｕ反应中两裂片符合下的小角α-α关联．由α-α关联函数提取了⁸Ｂｅ核的相对态布居和热核的核温度．实验测得发射温度随碰撞参数而稍有变化，从中心碰撞的４ＭｅＶ变化至周边碰撞的３.８ＭｅＶ．在周边碰撞中，观察到发射温度随着粒子能量的增加而升高     

在Si衬底上异质外延GaAs薄膜变激发强度的近红外光致发光

通过对用ＭＯＣＶＤ（金属有机物化学气相沉积）方法在Ｓｉ衬底上生长的ＧａＡｓ外延薄膜，用不同激发强度下的近红外光致发光研究了液氮温度下峰值能量为１．１３ｅＶ和１．０４ｅＶ两个带谱的发光特性，表明这两个带均属于施主－受主对复合发光。由于发光带中存在着电子－声子耦合，所以应在施主－受主对复合发光能量表示式中计及Ｆｒａｎｋ－Ｃｏｎｄｏｎ位移，从而对复合发光能量表示式进行修正。通过对复合发光带能量随激发强度变化的实验曲线和理论表达式的拟合，确定了峰值为１．１３ｅＶ与１．０４ｅＶ这两个发光带深施主－受主对的束缚能之和分别为０．３００ｅＶ和０．４０１ｅＶ。     

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.     

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.     

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.     

第一讲中子散射与散裂中子源

中子散射是研究物质微观结构和动态的理想工具之一,广泛地应用于凝聚态物质研究和应用的众多学科领域.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.文章简明地介绍了中子散射的特点和它作为物质结构和动态探针的优越性,以及散裂中子源的基本原理、发展状况和多学科的应用优势.我国计划建设的散裂中子源CSNS中,靶站将由多片钨靶、铍/铁反射体和铁/重混凝土生物屏蔽体组成.质子束功率100kW下,脉冲中子通量约为2.4×1016n/cm2/s.第一期将设计建造高通量粉末衍射仪、高分辨粉末衍射仪、小角散射仪、多功能反射仪和直接几何非弹性散射仪等五台典型的中子散射谱仪,以覆盖大部分的中子散射研究领域.     

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.      

J-PARC and the prospective neutron sciences

Overview of the neutron target system, instrument suite and perspective neutron sciences of J-PARC are described. The neutron facility of J-PARC, JSNS, will be operated from May 2008. JSNS will be a 1 MW pulsed spallation neutron source. About 10 high performance instruments are under construction to be ready by the Day-One.      

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     

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     

瞬发中子密度衰减法计算中子代时间

采用蒙特卡罗程序MCNP计算了西安脉冲堆中子代时间。使用MCNP程序模拟了反应堆瞬发中子通量密度衰减,基于忽略缓发中子项的点堆动力学方程计算出中子代时间。在微次临界下,研究了次临界度、源的分布、计数区域等对西安脉冲堆中子代时间计算结果的影响。计算分析表明:采用瞬发中子密度衰减法计算中子代时间时,微次临界度、源分布、计数区域等对计算结果影响都很小;误差产生的主要原因是忽略缓发中子项的点堆动力学方程并不能较好地反应瞬发中子通量密度的衰减规律。     

Measurements of effective delayed neutron fraction in a fast neutron reactor using the perturbation method

A perturbation method is proposed to obtain the effective delayed neutron fraction β_(eff) of a cylindrical highly enriched uranium reactor.Based on reactivity measurements with and without a sample at a specified position using the positive period technique,the reactor reactivity perturbation △ρ of the sample in β_(eff) units is measured.Simulations of the perturbation experiments are performed using the MCNP program.The PERT card is used to provide the difference dκ of effective neutron multiplication factors with and without the sample inside the reactor.Based on the relationship between the effective multiplication factor and the reactivity,the equation β~(eff)=dκ/△ρ is derived.In this paper,the reactivity perturbations of 13 metal samples at the designable position of the reactor are measured and calculated.The average β_(eff) value of the reactor is given as 0.00645,and the standard uncertainty is 3.0%.Additionally,the perturbation experiments for β_(eff) can be used to evaluate the reliabilities of the delayed neutron parameters.This work shows that the delayed neutron data of ~(235)U and ~(238)U from G.R.Keepin's publication are more reliable than those from ENDF-B6.0.ENDF-B7.0,JENDL3.3 and CENDL2.2.