用于神光Ⅲ主机燃料面密度诊断的下散射法探测系统的准直设计北大核心CSCD

在惯性约束聚变实验中,用下散射法诊断燃料面密度对本底的屏蔽要求较高。分析了神光Ⅲ主机纯氘燃料靶在实际诊断环境中产生的本底辐射场,通过蒙特卡罗方法得知测量点处散射本底主要来源于初级中子与真空腔室、周围诊断平台、天花板和地板的作用。据此分析选取合适的材料和屏蔽方案。通过模拟计算,得到尺寸优化后的准直器设计方案,该方案达到了实验要求。     

聚乙烯和铝组合壳体的反照中子测量

在聚乙烯和铝组合壳体上测量反照中子，检验数值模拟计算方法和程序。建立了3种组合装置，即等厚聚乙烯壳和铝壳组合，不等厚聚乙烯壳和铝壳组合，铝壳。D-T聚变中子由K-400中子发生器产生。中子屏蔽体由铁和含氢慢化吸收体组成。采用铀核裂变法测量反照中子。中子探测器为小型平板贫化铀和浓缩铀裂变室。探测器放在屏蔽体后面的铁球壳水平赤道方向上的不同测点上测量。贫化铀中的^235U同位素采用迭代方法扣除。实验大厅的散射中子本底采用实验屏蔽法和数值模拟计算结合的方法扣除。     

中子半影成像的散射中子对点扩展函数的影响

基于ICF中子半影成像分辨力的要求,利用蒙特卡罗方法,模拟了4种系统模型的点扩展函数,分析半影孔装置、靶室和中子束流通道的钢管、高密度内爆靶丸的散射中子对点扩展函数的影响;模拟了平面中子源在4种模型中的半影成像,并用维纳滤波方法重建,分析了散射中子对中子半影成像诊断的影响。模拟结果表明:半影孔装置、靶室等的散射中子不会造成点扩展函数的变形,仅仅增加本底,对诊断的影响可以忽略;高密度内爆靶丸的散射中子会造成点扩展函数的平滑,但对诊断的影响有限。     

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。     

强中子本底辐射屏蔽体优化设计技术研究

在国内首次采用高强度窄脉冲DPF中子源,采用直照法测量零功率堆瞬发中子时间常数α。由于外中子源本底太强,导致直照中子和散射中子产生的干扰信号比测量信号高三个量级。为有效地抑制外本底,针对不同能量的干扰中子,采用不同材料进行屏蔽。通过数值模拟的方法优化辐射屏蔽体设计,在屏蔽中子的同时也对散射γ 进行了有效屏蔽,使测量信噪比达到了7.5:1,并与实验结果相符合,实验中所采用的新型无机晶体也有效抑制了中子本底。The value of prompt neutron multiplication, α, is measured under the condition of using a denser plasma focus(DPF) neutron-source irradiating zero power assembly for the first time in China. The acquired signal is lower three orders of magnitudes than that of the noise caused by direct and scattered neutrons from the extra-high-intensity neutron-source. Using different kinds of material to decrease the noise caused by neutron with different kinds of energies, an optimized design for radiation shielding is developed by the method of numerical simulation to suppress noise signal. Both neutron and γ-ray are shielded simultaneously. The Signal/Noise Ratio (SNR) with the optimal design was up to 7.5:1 and was consistent with the experimental results. The noise of neutron is decreased effectively by the new kind of unorganic crystals used.     

TMSR白光中子源本底屏蔽设计

为了满足钍基熔盐堆对核数据的需求，中国科学院上海应用物理研究所自行设计并建造了紧凑型的15 MeV电子加速器驱动的白光中子源。电子直线加速器、中子产生靶以及探测器系统处于同一个实验大厅，中子/伽马射线本底较高，原有屏蔽并不能满足在低能区进行热中子物理实验测量的低中子本底需求。为了降低热中子本底，提高在热区的测量能力，需要对中子源进行局部屏蔽。根据调试运行经验以及模拟计算结果，分析了中子伽马射线本底的来源，利用MCNP5模拟计算了混凝土、铅、含硼聚乙烯对中子/伽马射线的屏蔽效果，优化设计了局部屏蔽方案。模拟计算结果显示，该屏蔽方案可将热中子本底降低三个量级，伽马本底降低两个量级。屏蔽后的实验测量结果表明，探测器处的有效热中子与本底热中子的比值达到约100:1，屏蔽效果显著，为后续在热中子能区顺利开展中子物理测量实验奠定了基础。     

大型激光原型装置低燃料面密度诊断技术

由于某大型激光原型装置内爆实验的燃料面密度很低,提出了利用充纯D燃料内爆产生的初级DD中子和次级DT中子的产额比值来诊断燃料面密度的方法。在该原型装置的首轮内爆实验中,利用研制的高灵敏塑料闪烁体探测器对初级DD中子产额和次级DT中子产额进行了测量。通过实验发现,当初级DD中子产额高于108时,可以测得次级DT中子实验数据。建立了均匀内爆模型,用初级和次级中子产额比值法对燃料面密度进行计算,获得的该原型装置首轮内爆实验燃料压缩的平均面密度小于4.0 mg/cm2。     

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。     

Gamma全吸收型BaF2探测装置中子屏蔽体与吸收体的研究

中国原子能科学研究院已经建造完成了我国第一套全吸收型BaF₂探测装置，采用瞬发γ测量法，精确测量中子俘获反应截面。中子源是利用HI-13串列加速器产生的脉冲化质子束，通过7Li(p, n)7Be反应建立。为了有效降低周围环境材料和探测器产生的散射中子本底，约束中子束流的形状，使用MCNP程序模拟设计了屏蔽体，采用含硼聚乙烯(B₄C质量分数为5%)包裹5 cm铅的方案，以及准直器采用平行孔的方案。该设计使样品处的中子束斑平整均匀，直径约为2 cm，束斑外的中子注量降低5个数量级，γ注量降低3个数量级。同时设计了中子吸收体(外半径为10 cm，厚度为7 cm)用于吸收待测样品产生的散射中子。MCNP和GEANT4程序的模拟结果表明:选择含硼聚乙烯(10B₄C质量分数为10%)作为中子吸收体的加工材料，其中子吸收率达到了80%，并设置1 MeV的能量加和阈，能够满足在线测量中子俘获反应截面的实验要求。     

数值模拟高能中子照相

 模拟了14 MeV中子在穿透样品后与闪烁体光纤的作用。对每根光纤中的能量沉积进行了计算，并转换成可见光(496 nm)光子数。在模拟实验中，分析了影响图像质量的因素。计算了散射中子本底与闪烁体和样品(聚乙烯)间距的关系。当间距为cm量级时，散射中子本底对图像的影响很小。计算表明系统对样品的甄别厚度与入射中子总数有关，在一定范围内近似与中子总数的对数成线性关系。通过模拟结果给出了理想平行中子束入射情况下系统的平面分辨率。     

ITER中子屏蔽结构的设计与分析

在ITER真空室的双层壳体之间嵌入中子屏蔽结构用来屏蔽聚变反应中产生的中子流和降低环向磁场的波纹度,从而确保聚变反应的安全进行。阐述了中子屏蔽结构的概念设计、设计准则、详细设计、装配方案等整个设计过程。选取组成整个中子屏蔽结构的一个屏蔽块作为研究对象,通过分载荷步对其进行了热-结构耦合分析,获得各部件响应应力均小于许用应力,满足ITER国际组的设计要求,从而验证了中子屏蔽结构设计的合理性。     

铜活化法诊断神光Ⅲ主机装置氘氚中子产额

介绍了铜活化诊断氘氚中子产额的测量原理,分析了62 Cu和64 Cu两种活化核素在符合测量中的贡献。针对不同范围内的中子产额测量,提出了系统灵敏度相对标定法和64 Cu活化核标定法。通过添加中子屏蔽锥测量了标定场所散射中子影响。计算评估了63 Cu(n,γ)64 Cu反应过程对活化测量的影响。在神光Ⅲ主机装置上,利用该系统测量了直接驱动氘氚中子产额。实验结果表明:氘氚中子产额在109~1013范围采用相对标定方法较为合适,64 Cu活化核的标定方法适用于1012~1016范围内产额测量。标定场所散射中子对灵敏度标定因子影响约0.4%。63 Cu俘获辐射反应在64 Cu活化核标定中贡献小于1%。目前神光Ⅲ主机装置直接驱动氘氚中子产额约8×1012。     

中子照相CCD成像系统反射镜引入本底分析

在基于CCD相机的中子照相系统中,反射镜距离闪烁屏太近就会将部分荧光反射回闪烁屏,将闪烁屏照亮,入射中子束的少部分还会被反向散射回闪烁屏,形成图像本底叠加在图像上,对定量分析和CT重建结果产生影响。为此建立了反射镜所引入反射分量的计算方法,可根据闪烁屏受照分布和反射镜参数计算反射分量的分布,并对中子反向散射进行了蒙特卡罗模拟,计算结果与实验测量的本底分布规律相符。     

中子照相CCD成像系统反射镜引入本底分析

 在基于CCD相机的中子照相系统中,反射镜距离闪烁屏太近就会将部分荧光反射回闪烁屏,将闪烁屏照亮,入射中子束的少部分还会被反向散射回闪烁屏,形成图像本底叠加在图像上,对定量分析和CT重建结果产生影响。为此建立了反射镜所引入反射分量的计算方法,可根据闪烁屏受照分布和反射镜参数计算反射分量的分布,并对中子反向散射进行了蒙特卡罗模拟,计算结果与实验测量的本底分布规律相符。     

中子屏蔽虚拟仿真实验系统的设计与开发

结合兰州大学核学科特色和核工程类专业人才培养方案,从以学习者为中心的角度出发,设计开发了基于LabVIEW和MCNP的中子屏蔽虚拟仿真实验系统。系统采用友好的人机交互界面,通过模拟中子与物质的相互作用过程,可以实现不同种类、不同厚度的中子慢化/屏蔽材料和材料组合对常用中子源辐射场屏蔽效果的模拟仿真以及实验结果的可视化输出。中子屏蔽虚拟仿真实验有助于激发学生的学习兴趣,培养学生的实验探究能力和主动学习能力,加强学生对中子屏蔽相关知识的理解以及常用中子慢化/屏蔽材料性能的掌握,为实习实训和辐射防护相关知识的学习奠定基础。     

(n,γ)反应实验研究中的中子屏蔽设计

用射线全吸收型装置(Gamma-ray Total Absorption Facility,GTAF),可以对中子俘获反应截面进行高精度测量。为了降低实验本底,实验中需要对源中子进行准直和屏蔽,还要对被样品散射的中子进行吸收以减少它们进入探测器后所形成的干扰。采用MCNP对中子的准直器、屏蔽体和中子吸收体进行了模拟设计,中子准直屏蔽体材料选用含硼聚乙烯(BC4 的质量分数为3%) 和铅。准直孔直径为13 mm,长度为500mm,经准直后样品处中子束斑坪顶直径为21 mm。中子吸收体材料选用聚乙烯和碳化硼,吸收体球壳内腔半径30 mm,聚乙烯壳层厚度60 mm,碳化硼壳层厚度10 mm,被样品散射的中子经吸收体后衰减93.7%。Neutron capture cross section can be measured by Gamma-ray Total Absorption Facility (GTAF) with high precision. To reduce the background of experiments, the neutron source must be collimated and shielded, and the neutrons scattered from the sample must be absorbed to minimise interference after they go into the detector. The shield, collimator and absorber were simulated and designed with MCNP code. Boron-ontainingpolyethylene with 3% BC4 and lead are used as the materials for the neutron collimator and shield. The diameter of the collimating aperture is 13 mm, and the length of the collimator is 500 mm. After being collimated, the diameter of neutron beam plateau at the sample position is 21 mm. The neutron absorber is made of polyethylene and BC4, and the thickness of polyethylene shell and BC4 shell are 60 and 10 mm, respectively. The simulated result shows that neutrons scattered from the sample can decay 93.7% through the neutron absorber.     

强辐射环境下高能脉冲裂变中子探测方法

在研究通道衰减、探测方法分离和探测器中子/射线本征分辨的基础上,研究了测量高能脉冲裂变中子数目的探测技术。基于电流型Si-PIN探测器,设计了减本底的背靠背探测结构,给出了测量强射线和低能散射中子干扰信号及有效扣除强辐射本底的实现方法,最终实现了高n/n和n/分辨测量和强裂变中子、射线混合场中的高能脉冲裂变中子数目探测,探测系统的信号/辐射本底比可达到10倍以上。     

HL-2A中子相机屏蔽系统模拟

利用蒙特卡罗模拟程序,建立了HL-2A中子相机蒙特卡罗粒子输运(MCNP)物理模型,对D-D聚变中子和γ射线的屏蔽进行了模拟计算。对石蜡碳酸锂混合物、聚乙烯、铅和316L不锈钢4种常用中子慢化吸,收剂组成的屏蔽层材料的屏蔽效果进行了对比。计算结果表明,石蜡碳酸锂混合物和铅组合是中子相机的最佳屏蔽层材料,其中石蜡碳酸锂混合物用于慢化吸收中子,铅用于屏蔽中子和γ射线。此外,利用MCNP模拟计算得到了屏蔽中子和γ射线所需的屏蔽厚度,以及准直管的中子散射率。     

冷中子三轴谱仪屏蔽体的蒙特卡罗模拟

冷中子三轴谱仪( CTAS ) 的屏蔽体对于保障工作人员安全、降低散射大厅本底及提高信噪比具有重要的意义。采用蒙特卡罗程序MCNP5 对谱仪各部分屏蔽体进行了计算,并结合Mcstas 程序确定了CTAS 入口处的中子源,大大提高了计算效率。经过模拟计算和优化表明:单色器后端使用厚350mm、密度4.6 g/cm3 的重混凝土,衔接屏蔽体使用厚300 mm、密度3.6 g/cm3的重混凝土,生物屏蔽采用厚150 mm、密度3.6 g/cm3 的重混凝土可保证屏蔽体外表面的剂量率满足散射大厅的剂量要求。The shielding of Cold neutron Triple-Axis Spectrometer( CTAS ) is important for radiation safety of workers, and reduce the background of scattering hall as well as enhancing the ratio of signal-to-noise. In this study,Monte-Carlo simulation was performed to conduct the calculation on the shielding of CTAS. To increase the calculation efficiency, neutron source was obtained by using Mcstas code. The results indicate that, in the case of heavy concrete ( density 4.6 g/cm3 ) with thickness of 350 mm for the shielding behind the monochromater, and heavy concrete ( density 3.6 g/cm3 ) with thickness of 300 mm for the other monochromater shielding, as well as the heavy concrete ( density 3.6 g/cm3 ) with thickness of 150 mm for biological shielding, the dose rate outside shielding may meet the requirement of national standard of China.     

^37Ar测量系统的本底降低技术

影响^37Ar测量的放射性本底主要来源于外部γ辐射、屏蔽材料和计数管材料中的放射性、氡气及其子体的放射性，宇宙射线产生的次级γ射线等。考虑本系统的特殊使用要求，综合分析了以上本底对^37Ar测量系统本底的贡献及屏蔽措施，从屏蔽材料的选取，优化结构设计等方面进行改进。