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相似文献
 共查询到19条相似文献,搜索用时 125 毫秒
1.
文章作者采用核活化法和核裂变法实验研究了加速器D-T中子、D-D中子以及~(252)Cf自发裂变中子在纯水泥体上的反射中子,获得了反射中子引起的6种高阈能活化箔的活化反应率以及~(235)U(包镉)和~(238)U裂变反应率.采用反冲质子法测量了4种厚度(4.5,9,18,27cm)聚乙烯板的角度中子谱.获得了聚乙烯铁铍组合壳体内距装置中心0,9.7,12.8和17.3cm 4个位置1MeV以上的中子能谱.采用铝核素标准截面相对测量法,获得了~(175)Lu、~(89)Y核素的(n,2n)反应截面.文章还分析了实验的不确定度.  相似文献   

2.
锂是熔盐堆燃料载体盐的主要材料之一,其中子核反应截面数据是熔盐堆芯中子物理设计及堆芯长期安全运行中的重要基础数据.本工作基于中国散裂中子源反角白光中子束线(CSNS Back-n)飞行时间谱仪,利用中子全截面测量谱仪(NTOX),采用透射法测量了天然锂中子全截面.实验中,中子飞行距离约为76.0 m,采用15.0 mm和8.00 mm两种厚度的天然锂金属样品,在0.4 e V—20 Me V中子能量范围内测得了统计计数较好的中子全截面.特别是在ke V及以下能区增补了实验数据,为锂的核数据评价工作提供了更加丰富和可靠的实验数据.在此基础上,采用1/v律和R矩阵理论对Me V以下能区的新测量数据进行了理论分析,获得了7Li和6Li在260 ke V能量附近的中子共振参数.  相似文献   

3.
韩金华  郭刚  陈启明  文章  张付强 《强激光与粒子束》2019,31(2):020201-1-020201-9
对国际上用于单粒子效应(SEE)研究的准单能中子源进行了相关调研,对产生准单能中子源的7Li(p, n)7Be核反应、装置布局以及表征中子场性质的中子注量率、中子能谱、中子束流轮廓及其均匀性、热中子本底等参数的理论计算及实验测量进行了系统的介绍。进行准单能中子SEE实验要求中子源有较高的中子注量率水平、较大的束流轮廓、较好的束流均匀性以及较低的热中子本底,并且能测量出精确的中子能谱。对准单能中子SEE实验过程以及三种中子SEE截面的尾部修正方法进行了介绍。  相似文献   

4.
在中国原子能科学研究院HI-13串列加速器上的非常规多探测器快中子飞行时间谱仪上,采用直接中子法测量了14.3 MeV中子与~(169)Tm作用的(n,2n)反应截面。用蒙特卡罗方法模拟了次级中子的产生,以对实验数据进行中子注量率衰减、多次散射和有限几何修正,同时结合SUNF方法得到的评价能谱,给出了(n,2n)反应截面的实验测量结果。测量截面以中子弹性散射微分截面作为标准截面来归一,并用反冲质子望远镜测量n-p反应的反冲质子,以监视中子注量率。用直接中子法测量得到的结果与评价数据进行了比较,讨论了采用这种方法测量(n,2n)反应截面的可行性。  相似文献   

5.
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.  相似文献   

6.
根据检验计算方法和参数的需要,开展D-D中子源水泥材料反射中子实验研究。实验中,通过对直穿透射中予以及水泥反射体反射中子引发^235U(包镉)和^238U裂变率的测量,得到在不同测量点上反射体对中子的反射系数。由于反射中子注量率通常较弱,因此采用固体核径迹法进行裂变率测量。  相似文献   

7.
加速器中子活化实验是核专业本科实验教学中的重要实验之一.本文在利用14 MeV快中子辐照238U诱发裂变截面实验过程中引导学生挖掘实验数据,测量了裂变核素(89Rb)的重要核参数—半衰期.本工作运用低本底HPGe-γ谱仪测定裂变产物的一系列γ射线能谱,解谱得到89Rb的特征γ峰计数,从而确定89Rb的半衰期.数据分析中应用89Rb核素两条γ射线分别独立得到89 Rb的半衰期为15.30±0.09 min和15.25±0.07 min.测量结果在与文献数据符合较好的基础上,提高了测量精度.  相似文献   

8.
利用核泵浦激光强度与入射中子注量率的相关性,探讨了反应堆活性区核泵浦激光中子探测器的理论可行性.从核泵浦激光机理出发,对该中子探测系统——核泵浦激光3He?Ar?Xe气体体系的能量沉积密度和激光的本征效率进行了深入的理论研究.提出了较完整的理论模型,讨论了该系统对中子注量率的响应函数及其检测灵敏度随工作时间的变化情况,论证了该中子探测系统的理论可行性.  相似文献   

9.
用多箔活化法测定了由Am Be中子源慢化屏蔽系统构成的中子活化在线分析系统样品处的中子能谱。 根据待测场点的中子注量率水平, 选用了5种非裂变核材料箔, 其中4种是中能区和热区的, 1种是快区的, 给出了各箔片的特性参数。 通过在待测场点对箔片进行辐照, 并测量其生成放射性核的γ放射性, 计算出了各箔片的活化率。 运用SAND II和MSIT迭代方法, 解出了待测场点的中子能谱。 详细分析了数据处理过程中群截面的加工处理以及由于自屏蔽效应引起的群截面修正问题; 研究了影响解谱精度的主要因素; 对解谱结果作了一定的分析讨论; 并用蒙特卡罗(MC)方法对最后的中子能谱做了不确定度分析。  相似文献   

10.
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.  相似文献   

11.
在中国原子能科学研究院的高压倍加器上利用中子飞行时间方法测量了2.8 MeV中子引起238U裂变的瞬发中子能谱,通过增大样品量和设计合适的屏蔽体提高了效应/本底比,使得测量数据的不确定度满足预期目标(在5.5~14 MeV能区内,能量间隔为0.5 MeV条件下能谱的不确定度小于10%)。将实验几何、中子源能量分布及角分布、探测效率、束流的时间结构等实验条件输入到MCNP程序里,模拟了出射的中子谱,模拟结果与测量结果在不确定度范围内一致,验证了在入射中子能量较低时238>U的裂变瞬发中子谱评价数据的可靠性。The Prompt Fission Neutron Spectrum (PFNS) of 238U induced by 2.8 MeV neutron was measured using the Cockcroft-Walton accelerator in China Institute of Atomic Energy (CIAE). The signal/background ratio was improved by increasing the amount of sample mass and using an appropriate shielding system. The final uncertainty of neutron energy spectrum in 5.5~14 MeV region is less than 10% with a bin size of 0.5 MeV which has reached this project's anticipation. The experimental geometry, the angular distribution and energy distribution of neutron source, the detection efficiency and time structure of deuteron beam were inputted into the MCNP code to simulate the outgoing neutron spectrum. The simulated results agree with the experimental ones within the uncertainty. The result indicates that the evaluated PFNS for 238U at low neutron energy is reliable.  相似文献   

12.
《中国物理 B》2022,31(3):38204-038204
Silver indium cadmium (Ag-In-Cd) control rod is widely used in pressurized water reactor nuclear power plants, and it is continuously consumed in a high neutron flux environment. The mass ratio of 107Ag in the Ag-In-Cd control rod is 41.44%. To accurately calculate the consumption value of the control rod, a reliable neutron reaction cross section of the 107Ag is required. Meanwhile, 107Ag is also an important weak r nucleus. Thus, the cross sections for neutron induced interactions with 107Ag are very important both in nuclear energy and nuclear astrophysics. The (n,γ) cross section of 107Ag has been measured in the energy range of 1-60 eV using a back streaming white neutron beam line at China spallation neutron source. The resonance parameters are extracted by an R-matrix code. All the cross section of 107Ag and resonance parameters are given in this paper as datasets. The datasets are openly available at http://www.doi.org/10.11922/sciencedb.j00113.00010.  相似文献   

13.
孙远明  许旭  唐婉月  常艺  陆景彬  赵龙  刘玉敏 《物理学报》2019,68(8):82801-082801
滑石粉的主要化学成分是Mg3[Si_4010](OH)_2,通过检测面粉中~(24)Mg和~(28)Si原子核的含量,可以计算出面粉中滑石粉的含量.利用中子活化分析方法测量面粉中~(24)Mg和~(28)Si原子核的含量问题时,被测样品内部中子通量和能量随厚度的变化以及γ射线自吸收效应会对测量结果有较大的影响.利用MCNP5 (Monte Carlo N-particle transport code system 5)模拟了中子通量和能量与样品厚度变化的关系,并利用氦3正比计数管测量样品不同厚度处中子通量,结果显示MCNP5模拟结果与实验测量结果基本相符.通过MCNP5模拟和碘化钠探测器测量,研究了γ射线自吸收效应与样品厚度的关系,确定了6.6 cm的样品厚度为最佳实验条件,根据模拟结果给出了特征γ射线计数与样品厚度的关系式,并与实验进行对比,结果符合得较好.  相似文献   

14.
严小松  刘荣  鹿心鑫  蒋励  王玫  林菊芳 《物理学报》2012,61(10):102801-102801
为校验次临界能源堆的概念设计,建立了贫化铀/聚乙烯球壳交替系统, 采用活化法测量238U的中子俘获率. 贫化铀片置于系统内与入射D离子束成90o的方向上活化 ,用HPGe探测器测量238U俘获中子衰变产生的239Np 衰变产生的277.6 keV特征γ射线计数,实验修正了贫铀片对277.6 keV γ射线的自吸收, 得到了交替系统中238U (n, γ)反应率的径向分布,反应率的相对不确定度为3.5%-3.7%, 并计算得到系统上整个贫铀区中238U的总中子俘获率为2.24 ± 0.09. 用MCNP5程序在常用ENDF库下进行了模拟计算, 238U (n, γ)反应率分布计算与实验一般在5%以内符合, 总俘获率在1%以内符合.  相似文献   

15.
何铁  肖军  安力  阳剑  郑普 《物理学报》2018,67(21):212501-212501
瞬发裂变中子谱(prompt fission neutron spectrum,PFNS)是用于核实验诊断过程中十分重要的参数数据,传统的测量主锕系核素(U,Pu)PFNS的技术手段是采用裂变室,利用裂变碎片标识裂变中子,通过中子飞行时间技术获得裂变中子谱.目前出现了一种新的用于PFNS测量的技术,其原理是基于如下的物理事实:在一次裂变过程中,释放中子的同时伴随着释放7–8个γ射线光子,而非弹性散射效应产生的γ射线光子只有1–2个.据此,可以通过裂变γ射线的多重性将裂变中子和其他杂散中子甄选出来,达到测量PFNS的目的.本文建立了基于裂变γ标识技术的PFNS测量实验系统.利用该系统对252Cf中子源的PFNS进行了实验测量,测量结果与传统的裂变碎片标识法及ENDF/B-VⅡ数据库的标准谱进行了比较,对新方法的裂变标识率以及实验不确定度也一并进行了分析.  相似文献   

16.
在利用超强激光驱动中子源的研究和应用研究中,中子源的产额及其角分布至关重要.我们在星光Ⅲ号激光装置上采用气泡探测器对强激光驱动的中子源的产额及其角分布进行了测量.利用超强皮秒激光与碳氘薄膜靶相互作用产生高能氘离子束撞击次级碳氘靶,通过氘-氘核反应产生准单能快中子.实验发现中子束的发射具有一定的方向性,在入射氘离子的传输方向上中子束具有更高的强度,测量得到的中子束最大强度为5.13×107 n/sr.利用实验测量的氘离子能谱和角分布对中子束角分布进行了理论计算,结果与实验测量基本一致.  相似文献   

17.
王立鹏  江新标  吴宏春  樊慧庆 《物理学报》2018,67(20):202801-202801
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UO2238U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.  相似文献   

18.
王胜  邹宇斌  温伟伟  李航  刘树全  王浒  陆元荣  唐国有  郭之虞 《物理学报》2013,62(12):122801-122801
编码中子源成像可以在对中子注量率影响不大的情况下大大提高成像的准直比, 从而提高成像质量.北京大学开展了基于小型加速器的编码中子源成像技术研究工作. 不同于已有的基于反应堆的小面积编码板的研究工作, 北京大学建立了基于小型加速器的大面积编码板的编码中子源成像实验平台, 并对加速器中子源上的实验方法和数据处理进行了探索, 对比了重建算法, 获得了初步的重建照片.研究工作表明, 编码中子源成像技术可用于加速器中子源, 但重建图像质量仍须提高. 关键词: 加速器中子源 中子成像 编码源成像 图像重建  相似文献   

19.
随着脉冲强流中子源的发展,对高性能中子探测器提出了更大的挑战,3He气体资源严重短缺和高计数率中子探测器的迫切需求,已开始制约着中子源应用技术的发展。中国科学院高能物理研究所针对中子的特殊性,专门研发了一种陶瓷基材的nTHGEM(neutron Thick Gaseous Electron Multiplier)探测器用于中子探测。基于nTHGEM的中子探测器具有高计数率、高位置与时间分辨能力、增益大、制作工艺简单,且便于大面积制作的特点,是目前国际上发展替代3He探测技术的重要方向之一。为了详细研究nTHGEM探测器的本身性能,本工作使用55Fe放射源研究了nTHGEM探测器的增益、计数率稳定性、能量分辨率等关键参数与nTHGEM膜间电压、收集场强、漂移场强之间的关系,优化了nTHGEM探测器在不同工作气体中的工作参数,为后续进一步优化nTHGEM探测器设计和工艺奠定了基础。实验结果表明,单层nTHGEM探测器在Ar(90%)+CO2(10%)混合气体中增益能达到103,探测器计数率稳定性良好。另外,还在中国原子能科学研究院的CARR反应堆(China Advanced Research Reactor)上进行了中子束流实验,通过狭缝测量到探测器位置分辨率为(3.01±0.03)mm(FWHM),已经接近高气压3He MWPC中子探测器水平。With the development of pulsed intense neutron source, the high-performance neutron detector poses more challenges. The severe shortage of 3He gas resources and the urgent need of neutron detector with high counting rate have begun to restrict the neutron source application technology development. In response to the particularity of neutrons, the Institute of High Energy Physics of CAS developed a nTHGEM(neutron Thick Gaseous Electron Multiplier)of ceramic substrate for neutron detection. The neutron detector based on nTHGEM is one of the most important directions for the development of alternative 3He detection technology in the world at present because of its high counting rate, high position and time resolution, large gain, simple fabrication process and large area production. In order to study the properties of nTHGEM detector in detail, this paper studied the relationship between nTHGEM detector's gain, counting rate stability, energy resolution and other key parameters and nTHGEM film voltage, collection field strength and drift field strength using 55Fe radioactive source, Optimized the working parameters of nTHGEM detector in different working gases, which laid the foundation for further optimization of nTHGEM detector design and process. The experimental results show that the single-layer nTHGEM detector has a gain of 103 in a Ar(90%)+CO2(10%) mixed gas with good counting rate stability. In addition, a neutron beam experiment was performed on the China Advanced Research Reactor at the China Institute of Atomic Energy, and the position resolution of the detector was (3.01±0.03) mm (FWHM) measured by slits. Its performance is close to the high pressure 3He MWPC neutron detector level.  相似文献   

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