n-r分辨应用于^252Cf自发裂变中子飞行时间谱测量

飞行时间法是精确测量快中子能谱的有效方法。但是在实际应用中，各种中子灵敏探测器同时也对r射线灵敏，中子源的伴随r射线会直接影响中子能谱的求解精度。液体闪烁体BC501具有良好的时间响应特性和n-r分辨本领，广泛适用于r射线场中的快中子参数测量。文中选用液体闪烁体BC501作为快中子探测器，根据中子和丫射线在液体闪烁体中产生的闪烁光退光时间长短的明显差异，应用脉冲上升时间法进行n-r分辨，通过对符合甄别^252Cf自发裂变中子飞行时间谱中的丫射线的效果进行研究，从应用的角度描述了脉冲上升时间法的n-r分辨效果。     

高效率BF3正比探测器阵列探测中子技术

针对中子产额范围宽、下限低，研制4个具有高中子探测效率的正比探测器，由置于慢化体内的BF3正比计数管阵列和电压前置放大器组成。每个探测器内共包括12支BF3正比计数管，并根据不同的数目分为两组。在图l所示的实验中，利用这种多管的正比探测器，可以对产额变化范围宽、下限低的不同脉冲中子源产额进行测量。     

一种测量次级中子能谱的新方法

采用双飞行时间法创建了一台非常规快中子飞行时间谱仪，排除了用D（d,n)^3He中子源测量8－13MeV能区次级中子双微分截面时源中破裂中子群对次级中子能谱测量的干扰，结合常规快中子飞行时间谱仪的测量，实现了用D（d,n)^3He中子源开展8－13MeV中子能区次级中子双微分截面的测量。     

用于中子测量的俘获探测器研究

为了在弱中子场和有限小空间内测量绝对裂变率, 制作了俘获探测器, 研究了俘获探测器的性能。 介绍了用于中子测量的俘获探测器和铅屏蔽室, 以及该探测器系统在特定条件下测量裂变反应率的结果, 并与裂变室测量结果进行了比较。 探讨了铅屏蔽室大小对测量结果的影响。 To detect the absolute neutron flux in a weak neutron field and restricted space, the fission fragment trapping detector was fabricated and the properties of the detector were studied. In this paper, the detector and shielding chamber used in neutron detection were described and the experimental measurements of the fission rate in specific condition were performed with the detection system and the result has been compared with that obtained by fission chamber. The influence of the shielding chamber on the measured results was analyzed.     

r探测器的中子灵敏度标定技术

CeF3，YaP：Ce等无机晶体分别配光电倍增管构成的探测器，对r线有较高的探测效率，被称为r测器。由于其中子灵敏度比相同能量的r敏度要低数倍，有的甚至低一个量级，因此中子辐射源与周围环境物质作用产生的散射中子和r线将严重影响其输出电流，导致中子灵敏度的标定难以实现。     

基于中子飞行时间法的ICF内爆热斑离子温度诊断技术北大核心CSCD

在惯性约束聚变研究中,内爆热斑离子温度反映了热斑能量的高低,对内爆对称性和内爆速度等物理量十分敏感,是理解内爆物理过程不可或缺的重要参数。介绍了一种基于中子飞行时间法的ICF内爆热斑离子温度诊断技术。建立了一种采用塑料闪烁探测器作为中子测量器件的快时间响应中子飞行时间谱仪。谱仪输出时间波形的半高全宽小于1.1ns,上升时间约为0.5ns。描述了基于反卷积运算和低通滤波的飞行时间谱解谱方法。在神光Ⅲ原型装置较低的中子产额和离子温度条件下通过这种诊断技术成功获得了内爆热斑离子温度。     

无损检测用15MeV电子直线加速器主束内光中子剂量的测量与MC模拟计算

通过实验和模拟计算研究了无损检测用15MeV电子直线加速器X射线主束内的中子剂量. 加速器采用了铜复合靶和钨加含硼聚乙烯的屏蔽结构, 能够有效地减少光中子的产生, 中子产额在1/1000n/γ以下. 但由于主束内光子剂量很大, 中子的绝对强度也不容忽视. 针对加速器周围强X射线脉冲辐射场的特点, 采用了被 动型的中子剂量测量方法, 加速器正常工作情况下, 使用CR-39片和双电离室测量了等中心处中子对X射线的剂量当量比率, 分别为0.19mSv/Gy X-ray和0.060mSv/Gy X-ray. 利用MCNP5模拟计算了实验相应点的中子对X射线的剂量当量比率, 为0.092mSv/Gy X-ray, 与实验测量结果在数量级上一致. 加速器主射束上D_n/D_γ<1/1000,小于辐射防护标准对中子泄漏剂量的规定值, 从而验证了屏蔽结构的安全性.     

脉冲中子探测系统的中子灵敏度能量响应

为了获得脉冲中子探测系统的中子灵敏度能量响应，编制了适合裂变中子测量探测系统灵敏度能响的一系列专用程序，研究了相应的实验标定技术，采用理论计算和实验验证相结合的方法，对几套探测系统中子灵敏度能量响应进行了研究，初步解决了标定需要的“单能、脉冲、高强度、多个不同能量的中子源”问题，使不确定度大大提高，满足了测量的要求。     

一种测量次级中子能谱的新方法

采用双飞行时间法创建了一台非常规快中子飞行时间谱仪,排除了用D(d,n)3He中子源测量8-13MeV能区次级中子双微分截面时源中破裂中子群对次级中子能谱测量的干扰.结合常规快中子飞行时间谱仪的测量,实现了用D(d,n)3He中子源开展8-13MeV中子能区次级中子双微分截面的测量.     

8.19 MeV中子与9Be作用的次级中子双微分截面测量

用中国原子能科学研究院HI13串列加速器上的多探测器快中子飞行时间谱仪, 测量了8.19 MeV中子与9Be作用时, 从20°到160°区间26个角度的次级中子双微分截面。测量截面以np散射截面作为标准进行归一。实验结果用Monte Carlo方法进行了中子注量率衰减、多次散射和有限几何修正, 并用MCNP4C程序对所用的Monte Carlo程序进行了验证。测量结果与评价数据以及其它实验室的数据进行了比较。The secondary neutron emission double differential cross section of 9Be induced by 8.19 MeV neutron was measured at 26 different angles from 20°to 150°by using the multi detector fast neutron TOF spectrometer at the HI 13 Tandem Accelerator at China Institute of Atomic Energy(CIAE). The results were normalized to np scattering measurement. A special Monte Carlo code which was validated with the MCNP 4C code was employed to analyze the measured data for the corrections of neutron flux attenuation, multiple scattering and finite geometry. The measured results were compared with the evaluated data and the other measurements.      

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。     

氘氚源中子穿过聚乙烯样品泄漏中子谱的测量与模拟

采用飞行时间技术测量了氘氚（D-T）源中子穿过不同厚度板状聚乙烯样品后40°方向的泄漏中子时间到达谱,样品的长和宽均为100 cm, 厚度分别为4.5, 9, 18和27 cm。 本底谱测量采用了无样本底测量和无样堵孔本底测量2种方案, 利用MCNP-4C程序模拟了相同实验条件下的泄漏中子时间到达谱, 模拟过程中考虑了源中子的能谱与角分布、脉冲中子束宽度、 探测器的效率以及样品的有效面积。通过比较发现, 采用无样测量谱作为本底时,计算值/实验值（C/E）值大于1, 并且随着样品厚度的增加而偏离1;而本底谱采用无样堵孔测量谱时, C/E小于1, 并且随着样品厚度的增加而接近1。通过对两套本底谱的分析, 并结合蒙特卡罗模拟, 计算求得了相应样品厚度下比较接近实际的本底谱,采用该模拟计算本底谱后,C/E值有了明显的改善。The neutron leakage spectrum were measured at 40° by time of flight method for polyethylene slabs with the thicknesses of 4.5, 9,18 and 27 cm,respectively. The experimental results were compared with the MCNP-4C simulations, which carefully considered many effects, such as the angle and energy distributions of the source neutrons,the width of the beam pulse,the detection efficiency and the effective measured area. The sample out and collimator filled spectra were measured as the background, and the results showed that C/E values were larger than 1 when using the sample out background spectra,but smaller than 1 when using the collimator filled background spectra. Combine these two different background spectra, a new method was used to calculate the background spectrum,and the results have a better agreement with the simulations.     

铝材料高能反射中子测量与计算

用~6~种阈探测器测得有无铝反射体时的绝对活化反应率, 获得了铝材料的高能中子反射率, 其值基本在1—1.14之间, 变化趋势比较一致. 结果表明: 高能反射中子场在小角度测量点比较弱, 而在大角度测量点, 尤其在120°点比较强. 高能中子反射率随阈能的增大而变小. 中子反射率的实验不确定度为3.4%—4.2%. 模拟计算结果与实验结果在大多数点基本相符.     

血液中Na活化放射性测量的蒙特卡罗模拟

针对超临界事故中人体受到中子辐照后感生的24Na活度测量,采用MCNP软件建立蒙特卡罗模拟模型,分别模拟不同类型NaI探测器对24Na衰变的两条射线全能峰的探测效率和塑料闪烁体探测器对24Na衰变的射线总计数的探测器效率。模拟结果表明:井型NaI探测器与圆柱型相比,24Na衰变的1.38 MeV和2.76 MeV 射线全能峰探测效率分别提高了4.30倍和4.11倍;塑料闪烁体探测器对24Na衰变的射线的探测效率是NaI探测器对24Na 射线的探测效率的1.72倍;同时粗略计算了探测器计数与人体所受中子辐照剂量之间的关系。     

血液中Na活化放射性测量的蒙特卡罗模拟

针对超临界事故中人体受到中子辐照后感生的24Na活度测量,采用MCNP软件建立蒙特卡罗模拟模型,分别模拟不同类型NaI探测器对24Na衰变的两条射线全能峰的探测效率和塑料闪烁体探测器对24Na衰变的射线总计数的探测器效率。模拟结果表明：井型NaI探测器与圆柱型相比,24Na衰变的1.38 MeV和2.76 MeV 射线全能峰探测效率分别提高了4.30倍和4.11倍;塑料闪烁体探测器对24Na衰变的射线的探测效率是NaI探测器对24Na 射线的探测效率的1.72倍;同时粗略计算了探测器计数与人体所受中子辐照剂量之间的关系。     

用于n、γ混合场的脉冲中子探测器研究

在瞬态的n、γ混合辐射场中，常采用飞行时间法原理，将n、γ射脉冲分开，实现对脉冲中子的探测。但在某些实验装置条件下，由于测量环境或者中子源强度等受到限制，不能采用成熟的n、γ飞行时间差甄别混合辐射场中的γ，尤其是在近距离测量中，n、γ分辨成为难题，因此，必须研究一种适合于n、γ混合辐射场的新型脉冲中子探测器。     

锂玻璃探测器中子探测效率的刻度

为了精确测量keV能区的中子俘获截面,中国原子能科学研究院正在建造一台4π 全吸收型γ 探测装置---GTAF,锂玻璃探测器将会作为中子束流监视器测量中子能谱。利用5SDH-2 加速器刻度了锂玻璃探测器在两个入射中子单能点(250 和565 keV) 的探测效率,并使用EANT4 和MCNP 程序模拟计算了锂玻璃探测器的相对探测效率。通过归一化实验数据和模拟结果,得到了锂玻璃探测器在10keV~1 MeV 能区的中子探测效率曲线。对于把锂玻璃探测器测量得到的飞行时间谱转化为中子束流能谱,是一项非常重要的工作,同时为探测器效率刻度提供了新方法。In order to accurately measure the neutron capture cross section in the energy range of keVMeV, 4 πgamma-ray total absorption facility (GTAF) is being constructed at China Institute of Atomic Energy (CIAE). The lithium glass detector will be used as a neutron beam monitor for GTAF. The detection efficiency of the lithium glass detector at two incident neutron energy points (250, 565 keV) was calibrated in 5SDH-2 accelerator, and the relative detection efficiency was simulated by GEANT4 and MCNP code. By the normalization of the experimental data and simulation result, the neutron detection efficiency curve of the lithium glass detector between 10 keV and 1 MeV was obtained. This work will be important to convert the Time-of-flight spectrum that be measured by Li-glass detector to the energy spectrum of neutron beam, and provide the new method for calibration of detection efficiency.