基于前冲康普顿电子高能伽马能谱测量系统设计

除中子外,聚变核心同时释放大量高能伽马,其能谱可反映聚变过程的关键物理参数,并为过程诊断提供重要信息.由于聚变伽马的时间与能量特性,需要设计高探测效率及能量分辨率的伽马谱仪.根据高能伽马谱仪的概念设计(gamma-to-electron magnetic spectrometer),针对该系统中伽马-电子转换靶、电子偏转汇聚、电子探测等关键环节进行优化设计以提高系统探测效率及能量分辨率.其中采用Monte-Carlo程序Geant4模拟研究了伽马-电子转换靶中康普顿散射与多次库仑散射对由转换靶出射电子的能谱与角分布的影响.开发并行遗传算法对复杂几何偏转磁场参数进行优化,得到低强度(小于100 Gauss)复杂边界偏转磁场.根据系统优化设计结果,采用Geant4模拟了该系统对不同能量伽马的响应.此外,还可模拟该系统对特征聚变伽马能谱的测量,结果显示,该系统可在聚变中子产额分别为2.5×10~(15)及1.2×10~(16)条件下,对10—20 MeV高能伽马能谱测量实现能量分辨分别满足0.5 MeV(小于5%)及0.25 MeV(小于2.5%),说明该系统可用于聚变过程伽马能谱的诊断.     

利用超高能中子诊断惯性约束聚变的燃烧

惯性约束聚变靶丸中,高能中子相互之间发生碰撞将导致超高能中子的产生.本文讨论超高能中子产生与聚变燃烧速率的关系.数值模拟理想模型,分析超高能中子产生量与平均烧氚体积的关系,讨论利用出壳超高能中子流与烧氚量诊断二维效应和混合效应.进一步分析出壳超高能中子流与平均烧氚率的关系,探讨利用超高能中子诊断平均烧氚温度并判断是否发生非平衡效应问题.     

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根据第一壁后聚变中子通量和能谱的空间分布和 ITER 可能输出的聚变功率、聚变中子产额、第一壁(产氚包层)之后的中子通量的蒙塔-卡罗中子输运(MCNP)计算,对氦冷却固体增殖剂中子学和产氚包层模块(NT-TBM-HCSB)的聚变中子诊断提出概念性设计,本设计提出用固定位置微型裂变室探测器和可移动封装薄箔活化分析系统测量中子倍增器之后、固体氚增殖剂中及其后的中子通量;用可移动天然金刚石探测器的紧凑型能谱仪测量中子能谱。     

神光Ⅲ主机装置内爆中子和伽马辐射特性的数值模拟

采用三维中子-光子耦合输运蒙特卡罗程序JMCT,对神光Ⅲ主机靶场进行精细几何建模,使用该模型通过计算获得了DD内爆聚变中子及伽马射线在靶场环境的空间分布以及能谱和飞行时间谱。根据计算结果对散射中子和伽马射线的特性进行了讨论,并定量分析了散射中子噪声和伽马噪声分别对下散中子产额测量和高能X射线照相的影响。研究结果表明:必须进行有效的辐射屏蔽设计才能使下散中子产额测量和高能X射线照相的信噪比优于10。     

神光Ⅲ主机装置内爆中子和伽马辐射特性的数值模拟北大核心CSCD

采用三维中子-光子耦合输运蒙特卡罗程序JMCT,对神光Ⅲ主机靶场进行精细几何建模,使用该模型通过计算获得了DD内爆聚变中子及伽马射线在靶场环境的空间分布以及能谱和飞行时间谱。根据计算结果对散射中子和伽马射线的特性进行了讨论,并定量分析了散射中子噪声和伽马噪声分别对下散中子产额测量和高能X射线照相的影响。研究结果表明:必须进行有效的辐射屏蔽设计才能使下散中子产额测量和高能X射线照相的信噪比优于10。     

我国首次间接驱动内爆出中子实验成功

1990年10月中旬到11月底,中国工程物理研究院激光惯性约束聚变实验作业队在我国“神光”装置上,进行了以研究间接驱动内爆为主要目标的激光打靶实验。以可靠的诊断设备和重复的实验数据确认,两种间接驱动方式(辐射驱动和混合驱动)内爆出中子的实验均获得成功,其最高聚变中子产额分别达到:5×10~3中子/脉冲和3×10~5中子/脉冲。 实验采用中国工程物理研究院核物理与化学研究所研制的空腔靶,靶腔由金(Au)材料制成,腔内悬挂内充一定压力的氘氚气体玻璃微球,其氘氚含量比为1:1。     

ICF中子产额测量中统计涨落分析及计算

 塑料闪烁探测器通常用来测量氘氘、氘氚聚变中子产额。中子在闪烁体中产生的质子数的统计涨落及质子在闪烁体中沉积能量的统计涨落为测量结果引入了两项不确定度分量。以氘氚聚变中子为例,分析了这两种统计涨落的概率密度函数的计算方法,该计算方法也适用于其它能量的单能快中子和塑料闪烁体作用的相应计算。     

氘氘中子产额铟活化诊断方法

提出了活化法测量DD中子产额的实验方法,该方法可提高DD中子产额测量的精度。方法基于铟同位素115In与DD中子的非弹性散射反应,活化反应释放的射线被HPGe探测器记录,根据活化系统标定灵敏度推算出中子产额。分析了探测器记录的活化射线数与中子产额间的关系。介绍了一套活化测量的系统设计。通过蒙特卡罗方法模拟了活化样品出射的射线数与样品厚度的关系,模拟结果表明:样品厚度取为1 cm可兼顾活化效率和测量精度。在加速器上对铟活化样品进行了标定实验,实验结果表明:在聚变中子产额大于2109的实验中可使用铟活化诊断方法,中子产额测量的相对标准误差在10%以内。随着聚变中子产额的不断提高,铟活化测量中子产额的精度可进一步提高。     

50MeV/u 18O离子轰击Be、Cu和Au厚靶的中子产额和中子发射率

用阈探测器中子活化法测量了50MeV/u ¹⁸O离子轰击Be.Cu和Au厚靶的总中子产额和前向中子发射率. 实验结果表明,中子产额对靶核原子序数有一定的依赖性,较轻靶子的中子产额和中子发射率高于较重的靶子;当靶核(Cu)和入射离子单核能(50MeV)相同时,¹⁸O离子的中子产额约为¹²C离子的4倍.     

聚变反应随时间变化诊断装置辐射转换体设计

聚变反应随时间变化诊断装置是惯性约束聚变(ICF)研究中的一项重要诊断设备, 使用蒙特卡罗程序Geant4研究了基于气体切伦科夫探测器的聚变反应随时间变化诊断装置的时间分辨和辐射转换效率,给出了优化后的辐射转换体材料厚度,以及CO2气室压力与长度。模拟计算表明,优化后的系统时间分辨可达22 ps左右,伽马-切伦科夫光子转换效率可达4.710-3 Cherenkov photons/gamma。     

Use of the EUR LiB 15/5 data set for radiation shielding calculations in iron

Abstract

The shielding effect of an iron sphere assembly has been tested for a Pu-α-Be neutron source placed in the center of the shield assembly. Emergent neutron and gamma spectra were measured with a stilbene scintillation counter. Discrimination between neutrons and gammas was achieved by the pulse shape discrimination technique based on the zero crossing method. Calculations have been made using the one-dimensional transport code ANISN-Westinghouse version (ANISN-W) and the EUR LiB 15/5 cross section data set. The agreement between measurements and calculations indicates that the cross section set and the calculation model are suitable for studying the iron shielding experiments over the neutron energy range 1.35–10 MeV and the gamma energy range 0.3–6 MeV. Total macroscopic cross sections for fast neutrons, linear attenuation coefficients for gamma rays and half-value thicknesses for neutrons and gammas for the whole energy range and at different energies have been obtained.     

D-T中子源n-γ密度测井规律的蒙特卡罗模拟

根据D-T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射线的输运,得到了不同地层密度、不同源距处NaI探测器中的混合能谱和非弹能谱。在混合能谱2.5~4.5 MeV能区开窗,混合射线相对计数随源距的变化曲线显示,源距应选择在20~80 cm,密度与混合射线计数之间呈现非线性关系。在非弹能谱1.0~8.0 MeV能区开窗,非弹射线相对计数随源距的变化数据显示,源距应选择在20~40 cm或80 cm附近,密度与非弹射线计数之间成近似线性关系。     

Cumulative fission yield measurements with 14.7 MeV neutrons on 238U

The fission yield data in the 14 MeV energy neutron induced fission of ²³⁸U play an important role in decay heat calculations and generation-IV reactor designs. In order to accurately measure fission product yields (FPYs) of ²³⁸U induced by 14 MeV neutrons, the cumulative yields of fission products ranging from ⁹²Sr to ¹⁴⁷Nd in the ²³⁸U(n, f) reaction with a 14.7 MeV neutron were determined using an off-line γ-ray spectrometric technique. The 14.7 MeV quasi-monoenergetic neutron beam was provided by the K-400 D-T neutron generator at China Academy of Engineering Physics (CAEP). Fission products were measured by a low background high purity germanium gamma spectrometer. The neutron flux was obtained from the ⁹³Nb (n, 2n)^92mNb reaction, and the mean neutron energy was calculated using the cross-section ratios for the ⁹⁰Zr(n, 2n)⁸⁹Zr and ⁹³Nb(n, 2n)^92mNb reactions. With a series of corrections, high precision cumulative yields of 20 fission products were obtained. Our FPYs for the ²³⁸U(n, f) reaction at 14.7 MeV were compared with the existing experimental nuclear reaction data and evaluated nuclear data, respectively. The results will be helpful in the design of a generation-IV reactor and the construction of evaluated fission yield databases.     

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（ＤＷＢＡ）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． BY using the direct reaction mode and the DWBA theory, We calculate the integrated sections and angular distributions of inelastic neutron scattering of 11B(n, n )11B 2. 14MeV excited state in energy range from 7. 54MeV to 20. 0MeV. The calculated results are comparaed with the experimental values, and a good agreement has been obtained. The theory values are given for absent experimental data.     

可移动式中子监测隐性爆炸物系统的初步探索与研究

瞬发γ中子活化分析技术具有快速、原位、不需取样、准确、灵敏度高且能够实时多核素在线分析的特点,因此该技术是监测隐性爆炸物,尤其是非金属类爆炸物的最有效手段之一.在国内外有不少科技工作者对中子法监测隐性爆炸物技术进行了大量的研究,并取得了一定的成绩.主要对中子技术探测地雷和隐性爆炸物的各种方法和技术路线进行讨论,对同位素镅铍中子源和14 MeV脉冲中子管活化分析方法进行了初步探索研究,并对可移动式系统的源探的几何布置进行了探讨.Because it can on line analyze many elements quickly and precisely without sampling and movement, prompt gamma neutron activation analysis is one of the most effective methods to monitor latent dynamite especially nonmetal. Many researchers studied the neutron detecting latent dynamite technique and get some achievements. This paper mainly discussed each method and technology route of neutron detecting landmine and latent dynamite, studied the Am Be isotope neutron source and 14 MeV pulse neutron tube activation analysis, and analyzed the geometrical layout of movable system.     

10B中子非弹性散射的理论计算

本文介绍了根据直接作用模型,采用DWBA方法,对~(10)B快中子非弹性散射的一组实验数据进行分析,获得了与实验数据符合较好的理论结果及一组参数,由所得参数,计算了入射中子能量为7.54～20MeV的~(10)B(n,n′)~(10)B~0.717MeV激发态非弹性散射的积分截面和角分布,补充了实验所缺的数据。 In this paper, we analysed the experimental data of reaction cross sections induced byfast neutron on ~(10)B by using the direct nuclear reaction theory and the DWBA method. We obtainedthe results in agreement with experimental data and reported a set of parameters. Furthermore, byusing the set of parameters we have calculated systematically the inelastic integrated cross sectionsand angular distribution of ~(10)B(n, n′) ~(10)B 0.717 MeV excited state for incident neutron energiesfrom 7.54 MeV to 20.0 MeV. ...     

一种基于快中子的化学战剂无损检测技术

为了检测标识不清的弹体内的装药成分是否含有化学战剂,建立了一套基于伴随粒子技术的快中子化学战剂无损检测系统。系统的主要部分包括D-T中子源、粒子探测器、探测器及其屏蔽体以及相应的电子学处理系统等。利用该系统对沙林、VX、芥子气和亚当氏剂四种具有代表性的化学战剂进行测量,获得了四种化学战剂的14 MeV中子诱发的特征谱。谱分析的结果表明,除了As元素外,P,F,S,Cl元素的特征峰清晰可见,说明采用这种方法可以实现化学战剂的无损检测。     

基于北京大学4.5 MV静电加速器的核技术应用

北京大学4.5 MV静电加速器是20世纪80年代我国自主研发的静电加速器。该器端电压在0.7~3.8 MV连续可调,主要加速氢/氦同位素离子,并可通过打靶产生准单能直流/脉冲中子场,具有多条束线及多个实验终端。该器作为开放仪器多年来为国内外从事核技术研究的团队提供了实验平台。近年来,针对我国在能源、航天和国防等领域材料研究的重要需求,该器进行了多次升级改造。一方面通过产生7 MeV以下和14~19 MeV的准单能中子场,应用于(n, a)核反应截面的测量和聚变堆中子谱仪刻度;另一方面,通过温控辐照、核反应分析等实验终端,实现了材料辐照损伤及聚变堆材料元素定量分析等研究方向的功能拓展。此外,设计新增用于半导体材料电学性能测试的原位在线辐照终端和用于研究材料微观尺度元素分布的离子束综合分析实验终端。目前部分新终端已设计组装完成,相关搭建和调试工作正在进行中。     

Estimation of 14 MeV neutron rate from triton burn-up in future W7-X deuterium plasma campaigns

Fast ion confinement is of major importance for the ignition of a burning fusion plasma. In future deuterium plasma campaigns of the Wendelstein 7-X stellarator, W7-X, the amount of triton burn-up is one possible measure for fast ion confinement. A well-established technique to observe triton burn-up is the 14 MeV neutron rate. In this paper, it is estimated whether an existing scintillating fibre neutron detector is also suited to measure triton burn-up in W7-X with sufficient accuracy. An estimation is presented, which can be applied to any tokamak or stellarator design and is one-dimensional in the minor radius. The inputs are profiles of density, temperature, and differential volume element as well as the triton slowing-down time. The estimation calculates the thermal deuteron fusion rate and the associated deuteron-triton fusion rate; thus, the triton burn-up generated 14 MeV neutron rate. It neither takes triton diffusion nor explicit losses into account. This thermally generated fusion rate is compared to the neutral beam injection heating induced beam-plasma fusion rate.