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.     

RIBLL终端大面积中子探测器阵列研制方案的理论计算

介绍了一种用于丰中子核研究的RIBLL终端大面积中子探测器阵列的研制.利用Geant4软件包对该探测系统的中子探测效率、时间分辨和位置分布等进行了蒙特卡罗模拟,同时对探测器的cross?talk进行了研究.给出了探测器的设计方案.     

中子注量率波动修正因子及其应用

在中子核反应研究中,尤其是在利用活化法进行中子核反应截面测量研究时,需要准确测量样品辐照的中子注量。监督反应标准截面法简便可行,在一些核反应截面测量研究中经常用来定量样品辐照的中子注量。在利用监督片核反应剩余核的放射性活度计算平均中子注量率时,中子注量率波动修正因子是一个很重要的参数。对中子注量率波动修正因子进行了详细阐述,通过理论推导给出了中子注量率波动修正因子的定义,从实际应用出发讨论了中子注量率波动修正因子的使用条件和监督反应的选择原则。Incident neutron flux has to be measured accurately in the neutron reaction study especially in the neutron reaction cross-section measurement with activation method. Average neutron flux in the irradiated sample is usually determined by the monitor reaction with reference cross-section values. However, the average incident neutron flux, based on the radioactivity of the residual nuclei produced in the monitor reaction, is dependent upon the neutron flux fluctuation. In the procedure of the average neutron flux calculation, the correction factor for the neutron flux fluctuation plays a key role. In this paper, definition of the neutron flux fluctuation correction factor is inferred heoretically. The selection principles of the monitor reaction and the utilization of the correction factor have been discussed.     

启明星Ⅱ次临界非稳态热中子注量率测量

中子注量率及分布是反应堆的重要参数,本工作通过核数守恒在非稳态情况下的推导和求解,从理论上论证了次临界反应堆非稳态情况下中子注量率测量的可行性。将活化法和固体径迹法有机结合,利用固体径迹探测器标定活化片的测量数据,测量了启明星Ⅱ零功率装置的He-3管实验孔道内及反应堆外壁的中子注量率的分布,并与模拟计算结果进行了比较,利用MCNPX程序得到的模拟计算结果与实验结果的趋势一致,证明了该测量方法可以测量低通量的中子注量率,可实现反应堆不同时刻、不同位置的中子注量率测量,为CiADS技术的研发提供了实验数据与技术支撑。Neutron flux measurements were carried out at VENUS-Ⅱ lead-based zero power reactor by neutron activation method combined with solid-state nuclear track detectors (SSNTD). This experimental method was proposed based on the principle of nuclear number conservation when a foil was irradiated in an unsteady-state neutron field. By this method, thermal neutron flux distributions inside the He-3 duct were measured when VENUS-Ⅱ was operated under unsteady-state. The neutron flux distributions were also calculated with MCNPX code and were consistent with the experimental data. In addition, the neutron fluxes in the outer layer of VENUSⅡ were measured under steady-state. These results would benefit the further study of experimental methods for neutron flux measurement and provide important support for the design of CiADS.     

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     

调Q激光光折变自适应光外差探测技术研究

基于光折变晶体中自泵浦与互泵浦相位共轭共存效应,利用新型光折变自适应光外差探测系统进行了调Q脉冲激光的光折变自适应光外差探测技术研究.结果表明,该系统可以用来实现单纵模调Q脉冲激光的自适应光外差探测,并可以通过提高本振光强度有效地提高外差探测灵敏度.进一步的实验和理论分析表明,对于一般的调Q脉冲激光,由于其各个纵模频谱分量之间不相关,难于实现光外差探测.     

（n,2n）反应实验研究中的中子准直器设计

用3He球形4中子探测器,通过直接反应法可以对核素的（n,2n）反应截面进行测量。在此类实验中,要求对中子束进行很好的准直。好的准直器设计要求能够提高样品处的中子注量率的均匀性,同时保证中子束流边缘处的下降幅度,能够降低低能中子所占份额。本工作采用FLUKA和MCNPX对圆柱形准直器、单锥形准直器及三种不同斜率的双锥形准直器对中子注量率的均匀性和低能中子所占份额进行了对比研究,结果表明,低斜率的双锥形准直器可以满足实验对这两方面的要求。同时,在有样品和无样品两种条件下,对探测系统经由这五种不同准直器准直后的中子束流的响应做了对比,结果显示,经过低斜率的双锥形准直器准直的中子束流,探测系统在有样品时表现为较高的计数率,在无样品时表现为较低的本底。除此之外,对准直器出口处的斜率对准直效果的影响也做了比较。最终中子准直器选用为这种低斜率的双锥形准直器,材料选用为紫铜、不锈钢、聚乙烯和铅。准直孔开口处直径为2.64 cm,长度为137 cm,经准直后样品处的中子束斑直径为3.2 cm。     

组合闪烁探测系统的中子能量响应研究

组合闪烁探测系统由"Pb过滤片加塑料闪烁探测器"组成. 采用直流标定方法,实验研究了ST401、ST1422、ST1423组合探测系统对0.565MeV-14.16MeV能量范围的6个能点的中子灵敏度,得到了探测系统的中子灵敏度随Pb过滤片厚度的变化、随闪烁体厚度的变化和随中子能量的变化关系. 利用理论计算和实验测量结果相结合,获得了3种组合闪烁探测系统的中子灵敏度能量响应曲线.     

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．     

狭缝式裂变探测系统的中子灵敏度解析计算方法

 利用基于解析公式的理论方法来计算狭缝式裂变探测系统的中子灵敏度。采用积分和泰勒展开法推导了铀裂变材料在中子作用下产生的碎片数目及PIN探测器接收碎片的概率,并得到该系统的中子灵敏度理论计算公式。在D-T中子源上对该探测系统的中子灵敏度进行了实验标定,并将实验结果与解析公式计算得到的理论值进行比较。结果表明：理论计算值与实验结果保持一致,两者之间的偏差小于10%。     

The progress of nuclear pumped laser in CFBR-Ⅱ reactor

Development of nuclear pumped lasers (NPL) in the CFBR-Ⅱ reactor is briefly reviewed. The results ofthe two NPL experiments in CFBR-Ⅱ reactor are described. The first one focused on the principle ofnuclear pumped laser, and 4-mW laser output power achieved. The second NPL experiment focused onthe small signal gain and the efficiency of the nuclear pumped He-Ar-Xe gas mixture at 1.73 μm. Themaximum laser power measured to be 45 mW when thermal neutron flux rate is 6.9 × 10 14 cm-2 @ s-1.The small signal gain at 1.73μm by the Rigrod analysis method is to be 0.24%.cm-1, and the saturationintensity is fitted to be 36 W/cm2.     

HT-7上射频波加热时中子辐射行为的研究

HT-7超导托卡马克进行DD等离子体放电时,中子的辐射与辅助加热射频波的类型(LHW加热、ICRF加热)及功率密切相关.利用BF₃与³He正比计数管组成的快速时间分辨中子注量监测系统,研究了不同类型的射频加热对于中子产生机理及高能离子形成的影响.LHW加热功率较低时,易形成逃逸,产生大量的光中子.特定频率的ICRF(27 MHz,24 MHz)加热时,聚变中子所占份额以及总的中子产额均随波功率的增大而显著增涨. 关键词： 射频加热 中子 托卡马克     

激光共振电离铝原子研究

就Ｎｄ：ＹＡＧ及其泵浦的染料激光进行铝原子三步共振电离。求解了非饱和共振过程速率方程，并获得解析解。在一些典型实验条件下，计算出基态和激发态吸收截面，给出电离效率分别与激发电离速率以及作用时间的关系，得到饱和激发电离的流量条件和通量条件等，并进行了讨论     

Calculation of muon fraction stopped in the dt-cell of a 14 MeV neutron generator

The muon utilization efficiency is calculated for a model of a neutron source based on muon-catalyzed fusion, and the intensity and neutron flux are estimated in this system.     

Design of the thermal neutron detection system for CJPL-Ⅱ

A low background thermal neutron flux detection system has been designed to measure the ambient thermal neutron flux of the second phase of the China Jinping Underground Laboratory(CJPL-Ⅱ),right after completion of the rock bolting work.A ~3He proportional counter tube combined with an identical ~4He proportional counter tube was employed as the thermal neutron detector,which has been optimised in energy resolution,wall effect and radioactivity of construction materials for low background performance.The readout electronics were specially designed for long-term stable operation and easy maintenance in an underground laboratory under construction.The system was installed in Lab Hall No.3 of CJPL-Ⅱ and accumulated data for about 80 days.The ambient thermal neutron flux was determined under the assumption that the neutron field is fully thermalized,uniform and isotropic at the measurement position.