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。     

D-T中子诱发贫化铀球壳内裂变率分布实验

中子诱发裂变反应率是表征和检验中子在材料中的输运、裂变放能等过程的重要物理量.贫化铀球壳裂变反应率径向分布数据,可为铀核数据宏观检验及研究裂变放能与贫化铀球壳厚度的关系提供数据支持.本文设计了内径为13.1 cm,外径分别为18.10,19.40,23.35,25.40,28.45 cm的五种不同厚度的贫化铀球壳组合装置;利用位于球壳中心的氘氚中子源轰击贫化铀球壳装置,中子产额约为3×10~(10)—4×10~(10)s~(-1);在"赤道"平面与入射氘束成45°方向测量裂变反应率随径向分布的情况.为了克服裂变室和俘获探测器等自身对模型和中子场的扰动,本文选择与装置材料相同的贫化铀材料作为活化探测器,以活化探测器中的裂变碎片143Ce发射的γ射线作为测量对象,通过HPGe探测器测量的γ射线数,基于~(143)Ce裂变产额数据反推裂变反应率.通过实验获得了贫化铀球壳内的裂变率及其径向分布规律,裂变反应率和相对标准不确定度分别位于5.28×10~(-29)—7.58×10~(-28)之间和6%—11%之间.基于蒙特卡罗程序和ENDF/BVI.8数据库完成了模拟计算,并与实验结果进行了对比分析,两者在不确定度范围内一致.     

中子学实验近期进展

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.     

贫化铀/聚乙烯球壳交替系统中铀-238中子俘获率的测量与分析

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90^o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.     

主动法探测炸药成分实验

军控核查中，炸药的探测难度较大。在实验中利用^252Cf中子源辐照不同质量件和不同组合的模拟炸药半球（图1），采用高纯锗γ探测器探测由中子与^1H，^12C，^16O和^14N核素发生（n，γ）俘获反应产生的γ射线来探测炸药成分。     

一种宽能谱多球中子谱仪能量响应的MC模拟

利用蒙特卡罗程序FLUKA模拟计算了聚乙烯慢化球和辅助材料慢化球对低能中子到高能中子的响应函数曲线。结果表明,对纯聚乙烯球来说,随着聚乙烯层厚度的增加,响应曲线峰逐步右移,峰值在高能区有所下降,对20 Me V以上的中子,无论纯聚乙烯球的尺寸有多大,其响应均下降到很低的程度;对辅助材料慢化球来说,中子能量小于1 Me V时,辅助材料慢化球与聚乙烯慢化球的响应曲线相似,但当中子能量大于20 Me V时,中子与辅助材料层发生(n,xn)反应,慢化球的响应呈显著上升趋势。分析计算结果,最终能够确定宽能谱多球中子谱仪的尺寸组合。     

D—D中子在聚乙烯球壳内的反应率测量

开展D-D聚变中子与聚乙烯球壳作用的中子学积分实验，用于检验计算方法和相关核数据。实验装置由D—D中子源与聚乙烯球壳组成，中子源在聚乙烯球壳外，距球壳外表面35mm。聚乙烯球壳由两个半球壳组成，外径φ386mm，厚度100mm。聚乙烯球壳中心与靶心的轴线水平。     

铝材料及纯水泥圆柱壳体上高能中子反照系数测量

高能中子是指大于6MeV的中子。在组合装置上测量高能中子及铝材料和纯水泥圆柱壳体高能中子反照系数。组合装置由铁和慢化吸收材料组成，中子源是K-400中子发生器上的D-T聚变中子源。采用高阈能活化箔技术测量高能反照中子引起的绝对活化反应率。通过比较有无铝材料和纯水泥圆柱壳体的活化反应率测量结果，获得铝材料和纯水泥圆柱壳体的高能中子反照系数。     

197Au中子辐射俘获过程中γ射线强度函数与能谱研究

文章假定在复合核首次和级联γ退激过程中，除包含巨偶极共振模式外，还存在^6He,^6Li,^6Be,^7Li和^7Be等粒子集团的激发态的退激过程，并据此建立了包括这些过程的γ射线强度函数，计算了入射中子能量在0．01－3MeV能区的中子辐射俘获反应：197Au(n,γ）的反应截面和γ能谱，得到了与实验数据较好符合的结果，特别是，很好地解释了γ能谱中5．5MeV之后的反常突起。     

主动法探测炸药的实验

在核弹头核查中非核组件尤其是炸药难以探测。针对炸药的特点，开展了以下工作：(1)从理论上分析了主动法探测炸药的原理，并分析了在实际时影响测量结果的因素(屏蔽体的影响、自然本底的影响和反应截面)。(2)利用^252Cf中子源辐照模拟炸药半球(质量分别为10．4kg和15．8kg)，采用高纯锗γ探测器探测由中子与^1H，^12C，^16O，^14N核素发生俘获反应(n，γ)产生的γ射线。在实验中通过改变模拟炸药的质量、中子源与模拟炸药球心之间的距离和增减中子源和模拟炸药半球之间的慢化剂，进行了多种模型的实验研究。     

中子复合靶室系统的研究

根据脉冲裂变中子测量对探测系统中子灵敏度的要求，改变了传统的中子靶室探测系统的设计模式，采取最优设计方案，设计了反冲法和裂变法结合的复合靶室装置，建立了两种测量靶室组合成为靶室主体长度仅为1．1m而且需要静态真空系统的中子复合靶室装置。测量靶室系统由“靶室主体、靶室支管、辐射体和PIN电流型探测器”组成，反冲法使用的辐射体是聚乙烯薄膜(CH2)，裂变法使用的辐射体是^235U辐射体。     

207Rn能级结构的实验研究

利用能量为85—95MeV的^0束流，通过^196Pt(^160，5n)^207Rn反应布居了^207Rn的高自旋态。实验进行了γ射线的激发函数、γ射线的单谱、衰变谱和γ—γ—t符合测量。建立了由17条γ射线组成的^207Rn能级纲图，并且基于实验测量的DC0系数建议了各能级的自旋值。用一个人f5/2价中子空穴与^207Rn核芯耦合定性地解释了^207Rn的低位激发态。     

17N破裂反应产物的测量

利用RIBLL提供的丰中子放射性束测量了^17N在^197Au和^9Be靶上的破裂反应,用14单元阵列探测器测量得到了前角带电粒子产额和关联粒子对的破裂截面,得到了^17N在^197Au和^9Be靶上的带电粒子破裂截面比为4－5倍,结果表明对重靶核除了核破裂机制外还要考虑库仑破裂的贡献。     

D-D中子源中子反射实验

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。     

一个宽范围能响平坦的长中子计数器

由于对γ射线灵敏度低，而且可在很宽的范围内中子能量响应比较平坦，长计数管在中子产额的测量中得到了广泛的应用。为了提高探测效率，一般用BF3或^3He正比管外包围一定厚度的石蜡或聚乙烯慢化体来构成长计数管探测系统。建立的长计数器主要是针对中子管产生的DD（2．4MeV）或DT（14．1MeV）或两种能量混合的脉冲中子进行测量。为了达到探测系统设计要求，首先详细模拟了慢化体尺寸及结构对探测效率的影响，以便对探测器系统的加工制作提供依据。根据模拟结果建立了探测器，从实验上对探测器的性能进行了测量。     

中子照相数值模拟与实验的对比

 介绍了热中子照相的MCNP数值模拟方法，模拟了300＃反应堆Maxwell谱热中子束穿透样品射到转换屏的过程，给出了热中子对铝、铅、铁、铜的穿透能力，分析了引起模拟与实验结果不同的原因。通过模拟得到了清晰的图像，对比数值模拟与在300#反应堆中子照相装置上的实验结果，数值模拟结果图像与实验结果图像非常相似；散射中子对图像的影响也符合相同的规律，随着样品与转换屏之间的距离的增大，散射中子对结果图像的影响越来越小，当样品与转换屏之间的距离为样品尺寸的2倍时可以忽略散射中子的影响。     

组合式Si-PIN 14 MeV中子探测器

提出了一种在多片Si-PIN探测器中间用2mm厚的聚乙烯作为灵敏度增强介质，采用加法电路模式进行信号输出的组合式新型DT聚变中子(14MeV)探测技术原理. 这种组合的主要特点有： 1)大幅度提高了Si-PIN探测器的中子灵敏度和测量统计性； 2)提高了探测器的n/γ分辨本领； 3)在实现多个探测器信号相加的同时，组合探测器相对于单片探测器时间响应没有明显改变. 从实验及理论上对组合探测器的14MeV中子及1.25MeV γ灵敏度、n/γ分辨，时间特性和测量统计性进行了研究.     

高能量γ射线刻度源装置

在核物理实验和γ剂量探测中,γ射线探测器,如 Ge(Li),HpGe,Nal(T1)和 BGO等都需要刻度能量线性和相对效率.在兆电子伏能区,在加速器上可以利用不同的核反应获得不同能量γ射线.但在没有加速器的地方则无法进行.我们利用一个～105中子/s的Am-Be中子源制成了高能量γ射线刻度源装置.实验装置见图1.这个装置简单、方便.对于没有加速器的地方尤为实用. 一个原子核俘获一个热中子后,由于中子结合能,复合核将处在较高的激发态,它在退激时放出特征的单色γ射线,其能量由激发态的能级决定.一般来说,俘获γ射线谱是多线结构的,但是在高能部分,…     

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。     

基于HI-13串列加速器的中子俘获反应截面测量方法

利用BaF₂晶体对γ射线探测效率高、时间分辨率好的特点,研制了国内首套由40个BaF₂探测器单元组成的γ全吸收型探测装置,用于在线测量中子俘获反应截面。在HI-13串列加速器上建立250～850 keV的中子源,其0°角的源强约为5.09×106 n/（Sr·s）,使用γ全吸收型探测装置,通过瞬发γ射线法测量了93Nb、197Au、natC和空样品的实验数据。根据BaF₂探测器信号的特征,采用了基线补偿、软件阈值设置、时间窗限定、脉冲幅度积分增长率设置和快慢成分比设置等多种数字化波形分析方法,剔除噪声信号以提高效应本底比。以197Au样品数据为标准,natC样品数据为样品相关性本底,空样品数据为样品无关性本底,采用相对测量法得到了93Nb的中子俘获反应截面实验数据。通过与ENDF评价库数据的比较,验证了测量装置和技术方法的可行性。