主动中子多重性法估算铀材料质量的不确定性（英文）

近年来,国际社会对核材料保护、控制和衡算日益加强。对不明材料损失量(MUF)的关注逐渐提升。铀材料质量不确定性测量在估算铀材料生产量中扮演重要角色。由于铀材料自发裂变相对较弱,主动中子多重性法被应用于估算铀材料质量。通过拟合对不同系列铀金属壳的数值模拟结果,获得了描述铀材料质量与主动中子多重性特征之间的算法和参数。得到的关系表明,可以通过分析不同重数中子多重性探测结果获得铀部件的质量。对不同探测条件下的模拟结果的定量分析,确定了探测系统设置对铀质量估算的影响,以及认知不确定性和随机不确定在估算过程中传播对质量估算的影响。对不确定度的分析获得了本文模拟采用的探测系统的最佳源强和探测时间窗设置,在此设置下,质量估算的不确定性最小。     

固体径迹火花自动计数器效率标定

采用固体径迹法并结合火花自动计数器读径迹数的方式测量弱中子场中的中子引发铀产生的裂变碎片，以此得到中子引发铀产生的裂变率。要获得绝对裂变率，需标定固体径迹火花自动计数器效率。     

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。     

利用MCNPX模拟研究不同中子源对有源符合中子法的影响

利用MCNPX软件建立了有源井型符合计数器(简称AWCC)测量模型，模拟了诱发中子源分别为Am-Li源和Am-Be源时AWCC测量贫化铀的中子符合计数率，研究了两种诱发中子源下AWCC测量贫化铀质量的精度。研究表明，Am-Be源引起的诱发中子符合计数率低于Am-Li源引起的诱发中子符合计数率，Am-Be源下的质量刻度曲线拟合度高于Am-Li源下的，相应的质量测量误差也小于Am-Li源下的，Am-Li源下的检验点铀质量相对误差区间为0.3%~13%，Am-Be源下的为0.1%~4.5%。使用AWCC装置测量贫化铀质量时，选取Am-Be源作为诱发中子源时相对误差更小。     

低能裂变反应的碎片角动量激发机制研究

用一个包含了半导体探测器, 液体闪烁计数器和60%效率的HPGe探测器的四参数关联实验测量了²⁵²Cf(sf)反应的中子多重性和γ多重性与裂变碎片特征参数(质量, 总动能TKE)间的关联. 由于在测量裂变中子多重性绝对值的同时, 本工作首次从实验数据确定了特定碎片的γ多重性的绝对值, 故测量数据为进一步深入研究碎片角动激发提供了新的信息. 结果表明, 角动激发并不与裂变核在断点的形变成正关联, 但两者间却存在着复杂的关联特性. 实验数据不能从现有核理论的弯曲(bending)和扭动(wriggling)碎片角动量激发模式得到理解; 但可用碎片角动激发与裂变核的断点核激发能存在正关联而得到部分解释.     

裂变中子角关联分布的数值模拟

为了实现对自发裂变中子源能量、多重性和中子角关联分布的数值模拟,开发了根据裂变过程,逐步给出裂变中子多重性、能量和角分布等参数的NESF数值模拟程序,并将该程序集成到现有中子输运软件中.重点介绍我们开发的用于模拟自发裂变中子源能量、多重性和中子角关联分布的程序的背景、物理依据、程序流程,以及基于该程序开展的中子角关联分布特征与核部件特征关联的数值模拟.     

铀材料快中子多重性测量方程推导

随着国际核裁军的深入推进,针对核材料的属性认证愈发受到关注.快中子多重性测量技术作为一种无损检测技术,采用闪烁体探测器进行测量,在军控核查体系中发挥着越来越重要的作用.目前对于钚材料的快中子多重性测量方法发展较为成熟,对于铀材料的快中子多重性分析模型和测量方程还处于发展中.为建立铀材料的有源快中子多重性测量方程,本文在中子多重性分析方程推导过程的基础上,根据铀钚材料二者物理过程的区别,不考虑(α,n)反应,考虑快中子散射串扰的影响,利用概率母函数完成铀材料快中子多重性测量方程的推导.在此基础上,为检验测量方程的有效性,利用Geant4搭建一套3×8的井型探测系统进行模拟测量.通过分析对比耦合系数与增殖系数的拟合函数关系、多重计数率、质量求解偏差,证实了测量方程的可靠性和准确性,对快中子多重性技术的发展具有重要意义.     

~(252)Cf自发裂变中子发射率符合测量的回归分析

~(252)Cf同位素源具有标准的自发裂变中子能谱,但由于其半衰期较短,应用中常需要对源强进行标定修正.随着源年龄增加,来自源中~(250)Cf和~(248)Cm自发裂变的影响愈加凸显,不能简单按~(252)Cf的衰变规律计算源中子发射率,而通过锰浴活化的间接测量方法周期较长,且在源强低于10~4 n/s时误差较大.最近,基于中子多重性计数的源强绝对测量算法已得到验证.本文进一步从点模型假设的测量方程出发,在将符合计数率与总中子计数率关联的基础上,分别对符合计数率随源位置、符合门宽的变化关系进行回归分析,提取变化过程的特征系数,建立了两种避规效率变化的~(252)Cf中子发射率测量方法,并基于JCC-51型中子符合测量装置开展实验验证.结果表明:两种回归分析方法的测量值均与标称值的修正结果在2%的偏差范围内一致;反推求得装置中轴线上的探测效率也与基于MCNPX程序的蒙特卡罗模拟计算值相符.研究结果可为活度信息不明的~(252)Cf源强标定及符合测量装置的效率刻度提供便携准确的实验方法.     

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。     

裂变室探测器组合研制

裂变室探测器己广泛应用于中子的辐射强度、中子产额以及剂量测量，是一种气体计数器，内有裂变材料，在热核聚变研究中，需研制两种裂变室探测器组合，即微裂变室探测器组合和通用型多裂变室探测器组合。微裂变室探测器是铅笔大小的气体计数器，它作为裂变堆的堆芯监察器而被研制。     

大空腔探测系统中子多重性随机模拟及参数计算

为优化中子多重性探测器设计、指导多重性实验的正确实施,论述了利用蒙特卡罗程序获取中子时间脉冲序列链进行多重性随机模拟的方法。提出了一种新的三均分算法计算中子衰减时间常数,解决了生成时间序列链超大矩阵排序问题。基于大空腔探测系统,利用无死时间的时间序列链经过数据解谱,分析利用252 Cf中子源标定的参数在钚样品多重性测量过程中的匹配问题,考察了探测效率的差异和二阶矩三阶矩的门份额的适用性,并提出了移位寄存器(MSR)处理过程中门宽的优化选取原则。模拟了大量不同质量的钚样品,建立了大空腔探测系统的质量相对标准偏差(RSD)曲线。结果表明:252 Cf源标定的探测效率比Pu样品的效率差3%左右,比值法与公式法计算的门份额完全一致,大空腔探测系统对公斤级的金属钚在1000s时间内的质量测量RSD约为4%。     

Characterization and performance evaluation of a new passive neutron albedo reactivity counter for safeguards measurements

A prototype ³He-based Passive Neutron Albedo Reactivity (PNAR) counter was developed and tested at Los Alamos National Laboratory (LANL) in collaboration with the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) to measure the fissile content in electrochemical recycling (ER) product materials. The counter consists of 16 ³He cylindrical gas-filled proportional counters at 4 atm of pressure embedded in high-density polyethylene. In this work, experimental measurements were performed at LANL to characterize the performance of the PNAR counter using surrogate materials for the uranium metal ingot. The purpose of these experiments was to: 1) measure the operating and calibration parameters of the PNAR counter (e.g. efficiency profiles, coincidence gate fractions, die-away time) and 2) evaluate the accuracy and sensitivity of the PNAR method and the time correlated induced fission (TCIF) method for quantifying the ²³⁵U mass in PWR fresh LEU fuel rods and Materials Testing Reactor (MTR) HEU fuel plates. A small ²⁴⁴Cm reference source (13,373 n/s) was placed in the center of the fuel rods and fuel plates to simulate spontaneous fission from sub-ppm (parts per million) levels of Cm contamination in the U ingot. In order to compare the relative accuracy of the PNAR and TCIF methods for quantifying ²³⁵U mass, calibration curves were generated for the net doubles rate and the doubles Cd ratio using the Deming software. The results from this experiment will be used to obtain a better understanding of the sensitivity of the PNAR and TCIF methods for samples with low neutron multiplication. Furthermore, this experimental measurement data will also help inform safeguards research and development (R&D) efforts on the viability of nondestructive assay (NDA) techniques and detector designs for quantifying fissile content in ER product materials. Future work will include performing measurements with the PNAR counter on small samples of U/TRU materials.     

Performance of an active well coincidence counter for HEU samples

Neutron coincidence counting is the reference NDA technique used in nuclear safeguards to measure the mass of nuclear material in samples. For high-enriched uranium (HEU) samples active neutron interrogation is generally performed and the most common device used by nuclear inspectors is the Active Well Coincidence Counter (AWCC).Within her master thesis at the Polytechnic of Milan, the first author performed an intensive study on the characteristics and performances of the AWCC in order to assess the ²³⁵U mass in HEU oxide samples at the PERLA laboratory of JRC. The work has been summarised in this paper that starts with the optimisation of the use of AWCC for nuclear safeguards, describing the calibration procedure, reporting results of a series of verification measurements, summarising the performances that can be obtained with this instruments during inspections at fuel production plants and concluding with the discussion of uncertainties related to these measurements.     

Prompt gamma ray multiplicity distributions in spontaneous fission of252Cf

The shape parameters of the multiplicity distribution of prompt gamma rays emitted in spontaneous fission of²⁵²Cf were obtained using the multiple coincidence technique. The multiplicity distribution is well represented by a Gaussian distribution. Assuming the average number of prompt gamma rays emitted per fission to be 10.3, the standard deviation of the multiplicity distribution was estimated to be 4.2±0.4. The variation of the standard deviation of the multiplicity distribution has also been obtained as a function of kinetic energy of one of the fragments and was found to exhibit a strong zigzag dependence on the single fragment kinetic energy. The results have been discussed on the basis of the emission mechanism of prompt gamma rays in fission.     

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%。