利用气泡探测器测量激光快中子

在利用超强激光驱动中子源的研究和应用研究中,中子源的产额及其角分布至关重要.我们在星光Ⅲ号激光装置上采用气泡探测器对强激光驱动的中子源的产额及其角分布进行了测量.利用超强皮秒激光与碳氘薄膜靶相互作用产生高能氘离子束撞击次级碳氘靶,通过氘-氘核反应产生准单能快中子.实验发现中子束的发射具有一定的方向性,在入射氘离子的传输方向上中子束具有更高的强度,测量得到的中子束最大强度为5.13×10⁷ n/sr.利用实验测量的氘离子能谱和角分布对中子束角分布进行了理论计算,结果与实验测量基本一致.     

厚靶D（d,n）^3He反应加速器中子源的产额、能谱和角分布

给出一种计算氘钛厚靶D(d,n)3He反应加速器中子源的产额、能谱和角分布的方法,并发展了一个计算机模拟程序,程序能够计算氘束流能量小于1.0 MeV的中子源的产额、能谱和角分布.计算时使用推荐的D(d,n)3He反应截面数据和来自SRIM-2003程序的氘在氘钛靶中的阻止本领数据.给出一些典型计算结果,包括中子积分产额、中子能谱和角分布.     

强激光场中氘团簇的离子能谱与团簇尺度

在SILEX-Ⅰ装置上进行了超短超强激光与氘团簇相互作用的实验。采用法拉第筒测量了激光与氘团簇靶相互作用后发射出的氘离子能谱,并根据氘离子能谱计算出氘团簇的尺寸和分布。由于激光预脉冲的影响,得到了团簇的尺度比瑞利散射测量的结果小。这些结果对团簇源制备系统的改进和优化激光打靶有着重要的参考意义,而且可以为团簇尺度的测量提供一种新的方法。     

超热电子角分布和能谱的实验研究

对超短超强脉冲激光与固体薄膜靶相互作用产生的超热电子的空间分布和能谱特性进行了研究. 结果表明，超热电子的角分布和能谱均表现出各向异性. 分析认为这主要与超热电子产生的机制有关. 能谱的各向异性解释了目前各研究小组在相同的激光功率密度下，得到的超热电子温度却有很大差别的现象. 关键词： 飞秒激光 等离子体 能谱 角分布 各向异性     

超强超短脉冲激光诱发大尺度氘团簇聚变

 利用低温脉冲气阀获得了平均含有3×103氘原子的氘团簇。在飞秒激光装置上实现了氘团簇聚变,每发中子产额为1×10³。中子产额对激光功率密度敏感,保持激光能量不变,随着激光焦斑的变大,DD聚变中子产额逐渐增加,最大值出现在激光焦斑为470 mm时;继续增大激光焦斑,没有观察到中子信号。实验结果还表明激光氘团簇聚变发生的区域主要是激光辐照的等离子体热区,此区域内邻近氘团簇库仑爆炸发射的高能氘离子碰撞引发聚变反应。     

空腔靶超热电子实验研究

本文介绍了激光与空腔靶、平面靶相互作用时，利用多道高能X射线滤波-荧光谱仪(FF谱仪)、高能X射线角分布探测器以及激光功率能量计，对等离子体发射的超热X射线和受激喇曼散射光进行测量的情况；给出了不同实验条件下典型的超热X射线能谱、角分布、超热电子温度Th以及受激喇曼散射光能量ESRS，对实验结果作了分析和讨论。     

不同偏振态下的飞秒激光脉冲与铝靶相互作用中超热电子的产生

研究了P偏振、S偏振和圆(C)偏振态下亚相对论强度飞秒激光脉冲与铝靶相互作用时产生的超热电子的能谱和靶背向角分布，并对S偏振产生的超热电子的特殊角分布通过引入表面磁场的概念进行了定性解释. 关键词： 超短超强激光 等离子体 超热电子 表面磁场     

团簇在超强超短脉冲激光场中的演化

 利用低温脉冲气阀产生氘团簇束,在SILEX-Ⅰ激光装置上开展实验,研究氘团簇在超强超短脉冲激光场中的演化过程,获得了数十keV的高能氘离子,这些氘离子的能谱分布与库仑爆炸模型计算结果一致。实验结果表明,在一定的激光功率密度条件下,团簇的平均尺度决定了释放出高能离子的能谱分布。激光辐照团簇后,通过阈上电离部分电子逃逸团簇,随着初始电离电子屏蔽作用加强,碰撞电离变成了团簇的主要电离机制。     

Nb,Ag原子的K壳层和L壳层电离截面的理论计算

电子离子碰撞电离截面是模拟激光等离子体的超热电子的能谱和产额的主要过程之一.基于相对论性的电子离子碰撞的K壳层电离截面理论,计算了Nb、Ag的K壳层和L壳层电子碰撞电离截面,结果和最近的文献实验数值和其它理论数值进行了比较,计算结果比其它模型更加准确,与最近的实验结果也吻合较好,该结果可用来模拟激光等离子体的超热电子能谱和产额.     

SILEX-I装置上激光-团簇聚变实验中子产额测量

 超短超强脉冲激光与CD4团簇相互作用可以产生高能量的氘离子,从而产生DD聚变中子,这种团簇聚变中子源有着非常广阔的应用前景。在SILEX-I 100 TW飞秒激光装置上,超短超强脉冲激光与CD₄团簇相互作用实现了DD核聚变。团簇聚变的中子产额是实验中最为重要的物理量,在实验中采用高灵敏的中子探测器对团簇聚变产生的中子进行了测量,在现有实验条件下测得中子产额为10³。     

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。     

Measurement of 248Cm/252Cf Cf Spontaneous Prompt Fission Neutron Spectrum

In order to treat the waste material of nuclear power and develop new type of clean nuclear power,it is necessary to measure the neutron adta of long half life nuclei existed in the waste material.The prompt spontaneous neutron spectrum is one of the most important unclear data for new type nuclear power facilities as well as for understanding the mechanism of fission neutron emission.The measurements of ²⁴⁸Cm/²⁵²Cf spontaneous prompt fission neutron spectrum in the neutron energy range form 200keV to 12MeV wer performed by using TOF method.A micro-ionization chamber aws used as fission fragment detector and stibene crystal as neutron detector.The flying paths of neutrons for the measurements were 30cm,50cm and 100cm respectively.The spontaneous prompt fission neutron spectrum of ²⁴⁸Cm was fitted by the Maxwellian distribution and the temperature was determined as (1.401±0.006)MeV in the corresponding neutron energy range.     

A new simulated neutron workplace field at PIAF

The range of neutron energies encountered at workplaces extends from 10^?2 eV to 10⁷ eV or even higher neutron energies. The monoenergetic neutron calibration fields cover the neutron energy range from 10⁴ eV to 10⁷ eV. Hence calibrations in so-called realistic fields with a broad spectral distribution similar to those at workplaces are still essential for radiation protection equipment.This is the reason why PTB has developed a simulated workplace field. The field is produced using a proton beam on a thick Li or Be target installed in a moderating sphere which produces the intermediate and thermal part of the spectrum. Different target materials and compositions and different constructions of the target were investigated with special focus on the long-term stability of the neutron yield, as well as the stability of the spectral neutron fluence of the primary neutron spectrum. The spectral distribution outside the moderator sphere was measured using the PTB Bonner sphere spectrometer NEMUS and calculated using MCNPX.     

非平衡辐射烧蚀对内爆中子产额的影响

 利用1维多群非平衡辐射输运RDMG程序，对不同能谱分布的辐射场驱动的靶丸的辐射烧蚀过程及中子产额进行了模拟计算，并与实验测量结果进行了初步比较。结果发现，辐射驱动源的能谱平衡性，特别是高能金M带成分对内爆靶丸产生预热效应，降低核燃料区压缩度，电子及离子温度，从而显著降低了中子产额。计算结果表明：中子产额随CH壳厚增加而下降，该变化规律与实验结果基本符合。     

Abrasion-ablation model for neutron production in heavy ion collisions

In intermediate energy nucleus-nucleus collisions, neutron production at forward angles is observed to occur with a Gaussian shape that is centered near the beam energy and extends to energies well above that of the beam. This paper presents an abrasion-ablation model for making quantitative predictions of the neutron spectrum. To describe neutrons produced from the abrasion step of the reaction where the projectile and target overlap, we use the Glauber model and include effects of final-state interactions. We then use the prefragment mass distribution from abrasion with a statistical evaporation model to estimate the neutron spectrum resulting from ablation. Measurements of neutron production from Ne and Nb beams are compared with calculations, and good agreement is found.     

CFETRˮ���մɰ�������ѧ����ģ�������������

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.     

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。     

CFETR水冷陶瓷包层中子学试验模块初步设计与分析

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。     

D-D 中子发生器n-γ 密度测井的蒙特卡罗模拟研究

根据D-D 反应中子的能谱和角分布数据,建立了中子源模型;根据石灰岩地层标准刻度井群数据,建立了井模型。采用MCNP 程序模拟了井中中子和γ 射线的输运,得到了不同地层密度和不同源距处NaI 探测器中的混合γ 射线能谱和非弹γ 射线能谱。在混合γ 射线能谱2.5~5.0 MeV 能区开窗,研究了开窗区混合γ 射线相对计数随源距的变化关系,确定源距应选择在30~80 cm 范围,给出了密度与混合γ 射线计数之间的非线性关系。研究表明,可以利用D-D中子源的混合γ 射线能谱来实现n-γ 密度测井。A D-D neutron source model was developed according to the neutron spectrum and the neutron angular distribution of D-D reaction. A standard calibration well model was built. The transports of the D-D neutrons and γ-rays in the well were simulated using MCNP code. The mixed γ-spectra and inelastic γ-spectra in the NaI detector were obtained for both different distances from a neutron source and different densities. Mixed γ count in the energy range of 2.5 to 5.0 MeV as a function of distance shows that the NaI detector should be located at a distance of 3080 cm from the neutron source. The nonlinear relationships between the density and the mixed γ count were presented in this paper.It was demonstrated that the energy spectrum of mixed γ rays can realize the n-γ density logging.