用多群蒙特卡罗方法计算快中子核临界K_(eff)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κｅｆｆ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里单一能量极大值,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。     

以中子作外源的假想核弹头主动探测

通过对不同入射能量的中子在假想的核弹头中的输运计算,分析了弹头中的裂变材料芯部的核裂变、各层对中子的吸收和(n,xn)反应以及出壳中子随角度的变化,论证了以外中子源(不随时间变化的外源)对弹头作主动探测的可行性.通过对14 1MeV脉冲中子源和产生的缓发中子在模型中的输运计算,分析了用脉冲外中子源产生的缓发中子探测核弹头的可行性.     

235U(n,f)裂变的三通道理论研究

将裂变的多通道模型和无规颈断裂模型相结合,系统地计算了0≤En≤6.0MeV中子诱发²³⁵U裂变的碎片质量分布和平均总动能分布.通过最小二乘法与实验数据拟合,得到了²³⁵U(n,f)裂变的三个通道道概率随中子能量变化的规律.理论计算结果与实验数据符合得较好.     

25MeV/u 40)Ar+209Bi裂变反应研究

实验对25MeV/u ⁴⁰Ar+²⁰⁹Bi体系的裂变反应,利用线性动量转移的分窗选择不同的激发能,研究裂变动能分布和质量分布与热核初始激发能的关系.实验证实激发能小于380MeV时裂变总动能分布与低激发能复合核相似.激发能大于380MeV时,最可几动能呈现出随激发增加而增加,并出现高能非对称性,而且质量分布宽度随激发能增加而迅速增大.     

中子诱发233,235,238U裂变机制的多通道理论研究

用改进的多通道和无规颈断裂模型,计算了能量E_n=0—6MeV的中子诱发²³³U、²³⁵U裂变和E_n=1.3—5.3MeV中子诱发²³⁸U裂变的碎片的质量分布、动能分布和瞬发中子数分布,理论计算在定量上与实验符合较好.     

16O+238U垒下熔合裂变碎片角分布

利用云母核径迹探测器测量了轰击能量从73.7—93.4MeV的¹⁶O+²³⁸U反应的裂变截面和碎片角分布.用考虑了核静态形变的Wong模型很好地重现了裂变激发函数,由此抽取了复合核的自旋分布.同时,利用裂变鞍点过渡态理论以抽取的自旋分布计算了裂变碎片角分布,表明碎片各向异性实验值大于理论值.此外实验揭示出,在低能区碎片各向异性随入射能量变化的走向不同于以前的测量结果.     

重核裂变瞬发中子能谱的蒸发模型理论

本文用蒸发模型计算了重核裂变碎片的瞬发中子能谱,发现在约化后基本上是普适谱.用算得的碎片蒸发中子谱计算了^235,238U、^239,240Pu 的裂变瞬发中子谱,平均中子数及中子平均能量,得出了计算平均中子数及中子平均能量的普遍近似公式。入射中子能量为0—18 MeV,计算结果一般在5％以内与实验符合.在较严格的蒸发模型计算的基础上重新推出了 Terrell 公式.本工作表明蒸发模型的概念运用于裂变瞬发中子的情形基本上是成功的,但需要引入约10％的断裂前中子。     

中能质子入射的裂变产物质量分布计算

采用量子分子动力学(QMD)、统计衰变模型(SDM)和半经验的多模裂变模型方法计算了能量在200MeV附近的中能质子入射重核引起裂变的裂变产物质量分布,得到了与实验相符合的结果;同时对锕系核素和非锕系重核素分别给出了一组合理的多模裂变模型参数.     

梯度分布球颗粒复合介质的介电特性和光吸收特性

研究球形颗粒复合介质沿颗粒半径方向有梯度分布的有效介电响应和光吸收性质,利用微分有效偶极距近似方法计算有梯度分布球颗粒的等效介电常数.数值计算结果表明,对于一般的球形粒子,介电常数随半径按幂指数规律变化时,系统的有效介电常数随指数n的增大而减小;而对金属球形粒子,则存在等离子体共振吸收峰,且随参数mw和mv的增大,其位置将发生红移.这为复合材料的制备提供了一种新的理论依据.     

束参量对X射线照射量的影响

用蒙特卡洛方法来讨论束参量（半径、发射度和能量)对轫致辐射照射量的影响．结果表明，当束击靶半径一定时，靶正前方一米处的照射量X1随发射度增加而减小；当发射度一定时，照射量先随半径增加而急速增加，在束半径大于Rbm后，随半径进一步的增加而缓慢降低．也研究了束参量对照射量角分布的影响．因为使用了电子束的K—V分布，所得X1值是偏于保守的．     

基于3.5 MeV射频四极质子加速器硼中子俘获治疗装置的束流整形体设计

在硼中子俘获治疗(BNCT)装置中,束流整形体(BSA)的作用是将中子源产生的快中子束流慢化至超热中子能区(0.5 eVE10 keV),并尽可能减弱快中子、热中子和γ射线的成分,同时保证中子的方向性,其设计与优化是BNCT装置设计工作的核心内容之一.本文采用3.5 MeV,10 mA的质子束轰击锂靶,由核反应~7Li(p,n)~7Be产生的中子为源项,针对BSA的慢化体材料和结构、γ屏蔽层和热中子吸收层的厚度等参数进行蒙特卡罗模拟设计与优化.研究发现,采用Fluental和LiF两种慢化材料间隔2 cm层状堆叠的三明治BSA构型,在保证快中子剂量成分(D_f/φ_(epi)),γ剂量成分(D_γ/φ_(epi))和热中子比例φ_(th)/φ_(epi)满足IAEA-TECDOC-1223报告推荐要求的同时,在BSA出口处超热中子注量率优于单独使用Fluental和单独使用LiF的BSA设计.BSA出口处修正的Synder人头几何模型中的剂量分布计算结果显示:上述三明治构型的深度剂量分布与单独使用Fluental材料构型的结果基本相当,优于单独使用LiF构型,表明Fluental和LiF层状堆叠的三明治BSA构型是一种可行的BSA结构.     

引入源-样品距离影响的主动中子多重性质量反演公式北大核心CSCD

主动中子多重性计数测量方法是常用的核材料质量无损测量方法,已广泛应用于核材料衡算、核安保测量与军控核查等领域。我们通过对JMCT中子-光子输运程序的二次开发,实现了对经典点模型铀样品质量估算实验的数值模拟,并提出了改进的铀样品质量计算公式。该算法可以显著降低本实验中源-样品耦合与源中子反照等作用对铀样品质量估算精度的影响。建立了主动中子多重性计数测量探测系统模型和32个铀样品半球壳模型,模拟得到了与铀样品距离不同的DT源和AmLi源主动中子多重性计数,利用数值模拟手段检验了质量估算算法的有效性。数值模拟结果表明,改进的铀质量估算算法可以使质量估算的平均偏差率降低到10%以下。     

Diamond anvils with a spherical support designed for X-ray and neutron diffraction experiments in DAC

Here, we present new diamond anvils with a spherical support designed for applications in diamond anvil cell (DAC) technique. The main feature of the anvils is the diamond crown of a spherical shape. The assembly of the spherical diamond fixed within a spherical support of a seat made of tungsten carbide or hard metals provides enhanced stability, simple alignment, and large optical and X-ray aperture that makes it very useful for broad applications in DAC technique, particularly for single crystal X-ray and powder neutron diffraction. The anvils were tested in various experiments conducted in a wide pressure–temperature range and showed a very good performance.     

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。     

大空腔探测系统的Am-Li中子优化屏蔽

为了减少Am-Li中子本底对高浓铀部件质量主动多重性测量的影响,对大空腔探测系统(NPLNMC)Am-Li中子本底的优化屏蔽进行了模拟研究,提出了一个基于高密度聚乙烯为中子屏蔽体的优化方案。通过对比模拟结果与屏蔽前实验测量结果,发现屏蔽使Am-Li中子本底探测效率明显降低,从原来的15.77%降为屏蔽后的1.94%,大约降低了87.7%;而屏蔽对裂变中子计数的影响却相对较小,只比屏蔽前降低约2.4%。本底中子计数的降低明显提高了系统对铀部件质量测量的灵敏度,在3000s测量时间内,其质量测量下限从原来的大约6.4kg下降到屏蔽后的2.6kg;同时,屏蔽后的NPL-NMC系统在相同测量条件下,铀部件质量测量准确性提高50%以上。     

CSR的辐射防护

CSR(cooling storage ring)按计划将于2005年底建成调束,届时从¹²C到²³⁸U的重离子将可以分别被加速到900和400MeV的能量. HIRFL(兰州重离子加速器Heavy Ion Research Facility in Lanzhou)将 用作CSR的注入器. 为了CSR的屏蔽设计,本文利用现有的实验数据计算了由于束流损失产生的中子及其能谱、角分布,同时也估算了屏蔽体外表面的中子剂量、环境中子剂量及天空返照中子剂量. 在源项计算中使用了400MeV/u ¹²C+Cu反应的中子产额、能谱、角分布的实验数据. 计算表明, CSR对环境剂量影响最大的是天空返照中子.     

中子多重性钚-铀部件质量测量系统及实验进展

为了对核弹头中拆卸下来的和处于库房存储状态的核部件的质量进行无损测量,搭建了一个由32根3 He正比计数管和方型高密度聚乙烯慢化腔体构成的中子多重性探测器,采用8通道电子学处理器件进行中子脉冲信号分析,基于5组252 Cf中子源对中子多重性探测器进行标定,验证了自主开发的标定算法,获取了系统标定参数。分别对6个武器级罐装钚部件,7个罐装铀部件进行中子多重性实验测量,实验分析结果显示:基于点模型修正后的钚部件中子多重性质量测量值与标称值偏差小于1.5%,基于双Am-Li源标定曲线法的铀部件质量测量偏差小于5%。     

体积填充率变化对球床钨颗粒散裂靶中子学特性影响的研究

应用MCNPX程序,构建质子束轰击球床钨颗粒散裂靶的物理模型,模拟散裂靶泄露中子产额、能谱、通量轴向分布以及散裂靶沉积能分布。针对不同钨颗粒直径和体积填充率,研究了不同钨颗粒直径下体积填充率变化对球床散裂靶中子学特性的影响。模拟结果表明,钨颗粒体积填充率增加,散裂靶的最大沉积能密度减小。在1～20 mm的范围内,钨颗粒的直径越小,散裂靶泄漏中子产额越大,散裂靶泄漏中子产额随钨颗粒体积填充率变化的波动越小,有利于维持CIADS系统反应堆功率稳定。The physical model of the high-energy proton bombarding the tungsten pebble bed spallation target is simulated by the MCNPX program. The effect of the filling rate on the neutronic characteristics with different particle diameters is studied, by calculating the leakage neutron yield, leakage neutron spectrum axial neutron flux distribution and the energy deposition of the target. The result shows that when the diameter increases from 1 to 20 mm,the maximum deposited energy density decreases in the target, but the leakage neutron yield increases. When the filling rate reaches 74%, leakage neutron yields are almost the same value with different particle diameters. When the target is piled up with 1 mm tungsten particles, neutron leakage yield changes smaller with the variation of the filling rate than the other diameter particles which is beneficial to maintain the reactor power stability in ADS.     

氮化铀热中子截面的第一性原理计算

氮化铀（UN）因其较好的热物性和耐事故容错性成为先进动力堆的候选燃料,但目前热能区缺少可靠的UN热中子截面数据,这对于热中子反应堆物理计算是很不利的.本文基于量子力学的第一性原理,利用VASP/PHONON软件模拟计算了UN的声子态密度,以此为积分得到UN的定容比热容,并基于新制作的声子态密度,采用核截面处理程序NJOY/LEAPR,利用热中子散射理论,得到UN的S（α,β）数据,进而研究UN的热中子散射截面,并与传统压水堆的二氧化铀（UO₂）进行对比.结果表明：优化的晶格参数与数据库符合较好,UN声子态密度的声子项和光子项较UO₂的分隔更加明显,定容比热容计算结果与实验值一致,基于该声子态密度计算得到的UN中²³⁸U的非弹性散射和弹性散射截面比相同温度下UO₂中²³⁸U小,UN中N仅考虑了非相干散射部分,随着温度升高,UN弹性散射截面变小,非弹性散射变大,并在高能段趋于自由核散射截面.本文的研究结果填补了UN热中子截面数据的缺失,为下一步系统研究UN燃料在轻水堆中的中子学性能奠定了基础.     

基于~(252)Cf源驱动噪声分析法的高浓缩铀部件外加反射层效应

针对高浓缩铀部件外加的反射层材质及厚度之效应可以巧妙避开核查这一问题,依据~(252)Cf中子源驱动噪声分析法原理,采用蒙特卡罗方法模拟研究了高浓缩球形金属铀部件的不同材料、厚度的反射层的效应,获得了相应的时间关联符合计数分布和中子产额。研究结果表明,对同一材料的反射层,反射层厚度愈大,中子产额愈大,即反射效果愈好。对于同一厚度的反射层,反射层材料的密度愈大,中子产额愈大,反射敷果愈好。