与散裂中子靶物理相关的理论计算程序探讨 II厚靶计算

散裂中子靶是加速器驱动洁净核能系统的一个重要环节.相关的理论计算程序和蒙特 卡罗方法是研究该系统的散裂靶物理的一个重要手段.对相关程序进行了比对和介绍,并对SHIELD程序系统在中国的发展和在散裂靶物理上的应用作了介绍.     

体积填充率变化对球床钨颗粒散裂靶中子学特性影响的研究

应用MCNPX程序,构建质子束轰击球床钨颗粒散裂靶的物理模型,模拟散裂靶泄露中子产额、能谱、通量轴向分布以及散裂靶沉积能分布。针对不同钨颗粒直径和体积填充率,研究了不同钨颗粒直径下体积填充率变化对球床散裂靶中子学特性的影响。模拟结果表明,钨颗粒体积填充率增加,散裂靶的最大沉积能密度减小。在1～20 mm的范围内,钨颗粒的直径越小,散裂靶泄漏中子产额越大,散裂靶泄漏中子产额随钨颗粒体积填充率变化的波动越小,有利于维持CIADS系统反应堆功率稳定。The physical model of the high-energy proton bombarding the tungsten pebble bed spallation target is simulated by the MCNPX program. The effect of the filling rate on the neutronic characteristics with different particle diameters is studied, by calculating the leakage neutron yield, leakage neutron spectrum axial neutron flux distribution and the energy deposition of the target. The result shows that when the diameter increases from 1 to 20 mm,the maximum deposited energy density decreases in the target, but the leakage neutron yield increases. When the filling rate reaches 74%, leakage neutron yields are almost the same value with different particle diameters. When the target is piled up with 1 mm tungsten particles, neutron leakage yield changes smaller with the variation of the filling rate than the other diameter particles which is beneficial to maintain the reactor power stability in ADS.     

加速器驱动次临界系统散裂靶参数优化计算

采用国际开源程序包Geant4,构建高能质子束轰击加速器驱动次临界系统(ADS)散裂靶的物理模型,模拟计算质子轰击液态金属铅、铅-铋合金和汞靶的泄漏中子谱分布,以及计算不同能量质子对应的铅靶泄漏中子产额和轴向积分分布,获得1 Ge V质子对应的铅圆柱靶优化参数,考虑入射质子的利用率和整个堆芯的体积质量,优化靶半径范围为16～24 cm,靶高为100 cm,相关研究结果可为(ADS)散裂靶的物理和工程设计提供理论依据。     

高能质子在散裂靶中的能量沉积计算与实验验证

高能质子在散裂靶中的能量沉积是散裂靶中子学研究的重要内容之一,准确掌握高能质子在散裂靶中引起的能量沉积分布与瞬态变化是开展散裂靶热工流体设计的重要前提.本文采用MCNPX,PHITS与FLUKA三种蒙特卡罗模拟程序,计算并比较了高能质子入射重金属铅靶、钨靶的能量沉积分布及不同粒子对总能量沉积的占比贡献;针对高能质子入射...     

散裂中子源与中子散射

文章介绍了散裂中子源的物理基础、中子散射用散裂中子源对加速器的要求和靶系统的特点，阐述了利用散裂源，尤其是脉冲散裂源进行了散射实验的主要优点，并对我国建造散裂中子源的发展战略提出了建议。     

第一讲中子散射与散裂中子源

中子散射是研究物质微观结构和动态的理想工具之一,广泛地应用于凝聚态物质研究和应用的众多学科领域.散裂中子源能是新一代的加速器基脉冲中子源,能为中子散射提供高通量的脉冲中子.文章简明地介绍了中子散射的特点和它作为物质结构和动态探针的优越性,以及散裂中子源的基本原理、发展状况和多学科的应用优势.我国计划建设的散裂中子源CSNS中,靶站将由多片钨靶、铍/铁反射体和铁/重混凝土生物屏蔽体组成.质子束功率100kW下,脉冲中子通量约为2.4×1016n/cm2/s.第一期将设计建造高通量粉末衍射仪、高分辨粉末衍射仪、小角散射仪、多功能反射仪和直接几何非弹性散射仪等五台典型的中子散射谱仪,以覆盖大部分的中子散射研究领域.     

CiADS中LBE散裂靶的放射性核素研究

铅铋合金(LBE)作为中国加速器驱动系统(CiADS)散裂靶的候选材料,长期辐照使其具有很强的放射性。散裂靶放射性核素的研究仅考虑了质子束的散裂反应,而忽略了反应堆裂变中子的活化作用。本文采用FLUKA和MCNP耦合计算LBE和及其结构件的放射性产物。比较了裂变中子和高能质子在放射性产物的活度、主要放射性核素、毒性和衰变光子等方面的贡献。裂变中子的活化作用对主壳、导管和射束管有显著影响。当反应堆趋于临界状态时,裂变中子对LBE的活化作用是高于质子束流的。在LBE中,96.66%的 210Po是由裂变中子诱导的。这些结果表明,裂变中子在LBE及其结构部件的活化计算中是必不可少的。此外,本研究为CiADS的辐射防护提供了参考数据,也为ADS系统中散裂靶的放射性核素研究提供了更准确的方法。     

利用QMD分析中高能质子入射208Pb的(p,xn)反应双微分截面

中高能质子入射重金属靶产生散裂中子是加速器驱动洁净核能系统的一个关键部分.利用量子分子动力学(QMD)模型研究入射质子能量在300MeV—1.5GeV,散裂靶为²⁰⁸Pb的(p,xn)核反应的双微分截面,QMD计算结果很好再现了实验数据,且QMD的计算结果明显优于HETC和LAHET.QMD在较宽的能区和核区满足加速器驱动洁净核能系统散裂靶物理计算的要求.     

E_p≤3GeV质子入射铅、铋引起的中子产生双微分截面的模拟(英文)

加速器驱动次临界系统(ADS)液态Pb-Bi散裂靶的设计中,需要可靠的理论计算工具精确地预言几个GeV能量范围的质子引起的散裂反应产生的各种粒子和核素。利用蒙特卡罗模拟软件包Geant4计算研究了800 MeV至3 GeV质子入射铅、铋材料引起的中子产生双微分截面。比较了Geant4不同物理模型得到的模拟结果与现有的实验数据。其中,Geant4的QGSP BERT和QGSP INCL ABLA物理模型模拟结果很好地再现了实验数据。本工作证实了Geant4蒙特卡罗模拟软件包适合用于能量高达3 GeV的质子入射铅、铋引起的中子产生双微分截面的模拟计算。     

散裂中子源靶站谱仪的物理设计

中子散射广泛地应用于凝聚态物质研究和应用的众多学科领域,是研究物质微观结构和动态的理想工具之一.散裂中子源能是新一代的加速器基脉冲中子源,能为中子散射提供高通量的脉冲中子.文章重点介绍了散裂中子源项目CSNS中靶站和谱仪的建设内容和设计工作的进展.     

D+离子束轰击时间对氘钛靶特性的影响

利用ZF-300keV中子发生器,采用伴随粒子法研究了氘钛靶的中子产额随D⁺离子束轰击时间的变化特性;利用慢正电子湮没技术和扫描电镜分别研究了D⁺离子束轰击前后靶辐射损伤特性和表面形貌特征.结果表明,束流轰击引起氘钛靶缺陷结构和表面形貌的改变 ,但轰击时间的不同并未引起氘钛靶的中子产额、缺陷结构和表面形貌有明显差异;数值模拟了D⁺离子束在氘钛靶的辐射损伤特性和能量损失规律并与实验结果进行了比照分析和讨论. 关键词： 中子发生器 氘钛靶 伴随粒子法 慢正电子湮没技术     

400~1500 MeV质子轰击铅靶和钨靶的出射中子能谱的FLUKA和Geant4模拟研究

在ADS散裂靶系统的优化设计中,蒙特卡罗方法结合可靠的散裂反应理论模型进行中子学计算具有重要的作用。本工作利用Geant4程序中的INCLXX模型、BIC模型以及BERT模型和FLUKA程序分别模拟了597 MeV和1 500 MeV质子轰击薄铅靶不同出射角度的中子双微分截面,500,1 500 MeV质子轰击厚铅靶不同出射角度的中子双微分产额,以及400,600,800,1 000和1 200 MeV质子轰击厚钨靶在反角方向（175 °）的中子双微分产额,并与实验数据进行比较。研究表明,对于薄铅靶,Geant4程序的INCLXX模型和FLUKA程序模拟结果与实验符合得更好。能量在10～40 MeV范围内,BIC模型模拟结果明显高于实验数据,而BERT模型模拟结果略微低于实验数据。对于厚铅靶,在40 MeV左右所有的模拟结果都低于实验数据。对于厚钨靶,Geant4程序的BIC模型和FLUKA程序与实验数据符合得较好,INCLXX模型在能量高于60 MeV时模拟结果低于实验数据,BERT模型与实验数据差异较大。总体来看,Geant4程序的INCLXX模型和FLUKA程序进行ADS散裂靶相关的中子学的计算是合理和可靠的。The reliable Monte Carlo simulation codes coupled with nuclear reaction models play an important role in the neutronic calculation for the design and optimization of the ADS spallation target. In this work, the double differential cross sections at different angles produced from a thin lead target bombarded with 597 and 1 500 MeV protons, the neutron energy spectra at different angles produced from a thick lead target bombarded with 500 and 1 500 MeV protons, and the neutron energy spectra in the backward direction(175°) produced from a thick tungsten target bombarded with 400, 600, 800, 1 000 and 1 200 MeV protons are calculated with the Geant4 code coupled INCLXX, BIC and BERT models and the FLUKA code. The calculations are compared with the available experimental data. The results show that, for the thin lead target, the calculations with the Geant4 coupled INCLXX model and FLUKA code well reproduce the experimental results. In a energy range from 10 to 40 MeV, BIC model obviously overestimates the experimental results, and BERT model slightly underestimates the experimental results. For the thick lead target, all of the calculations underestimate the experimental results around 40MeV. For the thick tungsten target, the Geant4 coupled BIC model and FLUKA code well reproduce the experimental results. INCLXX model underestimates the experimental results above 60 MeV. BERT model bad reproduces the experimental results. Overall, the neutronic calculations with the Geant4 code coupled INCLXX model and FLUKA code for the ADS spallation target is reasonable and reliable.     

用MCNPx程序计算宽能谱中子雷姆仪的响应曲线

利用MCNPx程序计算了宽能谱中子雷姆仪的响应曲线。计算表明,增加铅层对低能中子的响应没有明显的影响,但在高能区(几百MeV以上)宽能谱中子雷姆仪的响应与铅层的厚度有关。铅层厚度为0．6cm时响应比普通雷姆仪提高约3倍,当铅层厚度增加到1．2cm时响应高约5倍。虽然计算结果与ICRP建议书中的H^*(10)曲线相比还有一定的差别,但改变慢化体的结构对提高高能中子的探测效率是有明显效果的。The responses of two extended neutron rein counters as function of neutron energy was ca1cuated Monte Carlo code,MCNPx,was applied in the calculations．Isotropic neutron incidence was employed．The results show that the neutron response is independent on thickness of lead 1aver at low energies,and it is clearly increased with thickness of lead layer at high energies．Although tt1e shape of the response curve does not completely agree with the H (10) curve in ICRP 74 report ,the resuhs obtained give good bases for the practical use of the new instrument in high—energy neutron fields     

PGNAA系统中D-T中子管的慢化装置优化设计

为了提高PGNAA系统中D-T中子管的中子慢化效率,获得更高的热中子产额,借助蒙特卡罗模拟,确定了以铅为中子反射层、5个聚乙烯层和铅层相互交替作为中子慢化层、碳化硼含量为3%的含硼聚乙烯作为中子吸收层以及铅作为γ屏蔽层的中子慢化装置模型。针对中子产额为3×107 n/s 的D-T中子管,该慢化装置输出面低于5 eV中子通量可达5.28×106 n/s,占总中子通量的30.8%,有效提高了中子慢化效率。经过验证模拟结果能够满足实验要求。To improve the moderating efficiency of D-T Neutron Generator in PGNAA system, and get higher thermal neutron yield, the Monte Carlo code MCNP was used to optimize the moderation setup. The lead was selected as neutron reflector and gamma absorber, 5 polyethylene layers and 4 lead layers constituted the neutron moderator and 3% boron-doping polyethylene was selected as neutron absorber. For the yield of 3107 n/s D-T Neutron Generator, this moderation setup can provide a yield of lower than 5 eV of 5.28106 n/s, accounting for 30.8% of total neutron yield, dramatically improves the moderating efficiency. It is proved that the simulation results can satisfy the requirement of PGNAA system by preliminary experimental verification.     

利用气泡探测器测量激光快中子

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.     

二次电子对离子束流品质影响的动态研究

基于粒子云网格的计算方法,建立了具有外电路的加速系统模型,模拟了氘离子束轰击靶面产生二次电子的过程,动态地分析了二次电子的产生对离子加速电压的影响以及对氘离子束束流品质和氘离子束轰击靶面能量的影响。结果表明,当有0.06 A的二次电子电流产生时,离子加速电压将会下降45%,从而导致氘离子束束流品质下降,参与氘氚反应的氘离子数减少,相应的氘离子束轰击靶面的能量下降43.8%。     

基于多反应通道的高产额激光中子源实验研究

基于超短超强激光的短脉冲中子源是实现超快中子探测的理想中子源。如何提升中子产额是目前短脉冲激光中子源实现应用需求亟需解决的关键问题。提出基于靶背鞘场加速机制和束靶反应方案,采用LiD复合组分靶作为中子转换体,可以有效提升激光中子产额。与常规的LiF转换体相比,除了p-Li和d-Li两个反应道之外,LiD转换体可以多出p-D和d-D两个反应道,因此可充分利用激光加速的质子和氘离子的多反应通道优势来提升中子产生概率。实验结果表明,相比于LiF转换体,LiD转换体可带来中子产额2～3倍的提升,达到5.2×10⁸ n/sr的最高中子产额,并具备更好的前冲性。实验还区分了多反应通道的贡献,证明中子产额提升主要来自于p-D反应。     

瞬发中子密度衰减法计算中子代时间

采用蒙特卡罗程序MCNP计算了西安脉冲堆中子代时间。使用MCNP程序模拟了反应堆瞬发中子通量密度衰减,基于忽略缓发中子项的点堆动力学方程计算出中子代时间。在微次临界下,研究了次临界度、源的分布、计数区域等对西安脉冲堆中子代时间计算结果的影响。计算分析表明：采用瞬发中子密度衰减法计算中子代时间时,微次临界度、源分布、计数区域等对计算结果影响都很小;误差产生的主要原因是忽略缓发中子项的点堆动力学方程并不能较好地反应瞬发中子通量密度的衰减规律。