高浓铀金属临界装置缓发中子有效份额测量

缓发中子有效份额βeff是反应堆动态特性的重要参数,也是相对反应性与绝对反应性之间的转换桥梁,对于以反应性作为宏观参数的检验工作具有重要意义。测量采用基于Rossi-α方法的Nelson数法开展了快临界装置βeff的实验研究。通过采用铅屏蔽、更薄的6Li玻璃闪烁体、脉冲幅度甄别三种措施,降低了γ射线对测量的影响。实验中测量了反应堆从-60￠到缓发临界之间的7个状态,最终测量得到βeff值为0.006 66,不确定度为7.88%;与理论计算数值偏差为2.15%。测量结果与理论值符合良好,表明了测量方法的有效性。     

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。     

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.     

堆振荡器法测量反应性的误差因素分析

为合理选择堆振荡器法实验条件,利用数值求解和公式推导,对影响测量精度的几项主要因素进行了分析。研究表明,通过选择合适的反应性振荡幅度及频率,可以提高堆振荡器法测量反应性的精度。由分析结果可知,对于中子代时间较短的反应堆,要使用堆振荡器法测量小反应性,在测量条件允许的情况下,应尽可能选择高频率的反应性振荡。     

大空腔探测系统主动中子多重性反应系数模拟研究

为确定主动中子多重性反应系数对测量精度的影响,对大空腔探测系统主动中子多重性方法测量铀部件质量的全过程进行了直接模拟,基于MCNPX对28组相同浓缩度、相同密度、不同质量的内径1.2cm的半球壳型铀部件进行了模拟研究,获得了反应系数与样品增殖的关系曲线。对半球型、内径1.2cm的半球壳型铀部件的模拟测量质量偏差都在1.5%以内,对内径3.2cm的半球壳型、半径6cm和8cm的圆柱型等形状差异较大的铀部件质量也仅偏小5%~10%。     

CFBR-Ⅱ堆自发裂变中子价值有效系数计算

CFBR—II堆是一个由高浓缩铸造铀球壳组成的椭球形快中子脉冲堆，并带有贫化铀和黄铜球壳反射层，其中心钢托盘在水平方向还开有3根圆孔棒槽供自动调节棒、补偿棒和脉冲棒插入。该堆的自发裂变中子主要分布在贫化铀反射层和浓缩铀活性区，由于不同区域的中子价值不一样，需要将各处的自发裂变中子源强等效到系统中心去，因而引入了有效系数这一概念，它是指以系统中心的中子价值作参考，其它区域的平均中子价值与该参考值的比值作为该区域的有效系数。根据系统各区域的有效系数，便可求出堆体总的自发裂变中子等效为中心点源后的有效源强。     

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%。     

4H-SiC探测器的γ辐照影响研究

为研究4H-SiC探测器的抗γ辐照性能,使用40万Ci级的60Co源对4H-SiC探测器进行了数次辐照,累积辐照剂量最大为1 MGy(Si),并在辐照后对4H-SiC的性能进行了测试。随着累积辐照剂量增加,4H-SiC探测器的正向电流增大,而反向电流恰好相反;根据4H-SiC探测器的正向I-V曲线可提取理想因子和肖特基势垒,理想因子从1.87增加到2.18,肖特基势垒从1.93 V减小至1.69 V;4H-SiC探测器对241Am源产生的α粒子进行探测时,探测器的电荷收集率从95.65%退化到93.55%,测得能谱的能量分辨率由1.81%退化到2.32%。4H-SiC探测器在受到1 MGy(Si)的γ辐照后,与未受到辐照时相比,在探测能量为5.486 MeV的α粒子时能量分辨率和电荷收集率仅退化了28.18%和2.2%,仍具备优良的探测性能。     

CFBR-Ⅱ堆增殖反应性转换系数计算

CFBR-Ⅱ堆增殖反应性转换系数是利用源倍增方法获取次临界反应性的关键参数,该参数在多次标定实验中数值不同,为了解释该现象,从输运方程出发,对中子源倍增方法增殖反应性转换系数进行推导;针对不同反应性的CFBR-Ⅱ堆,采用蒙特卡罗方法,对表达式中的每个参量进行计算,得到不同反应性下的增殖反应性转换系数.通过分析得出,增殖反应性转换系数取决于缓发中子份额、外源中子的相对价值、增殖系统和替代系统的泄露几率比及探测器的探测效率比;CFBR-Ⅱ堆增殖反应性转换系数不是常数,而是随反应性变化的.