利用GEANT4和FLUKA研究质子诱发散裂反应出射中子双微分截面

在中高能质子诱发散裂反应相关核工程设计中,可靠的蒙特卡罗模拟程序结合核反应理论模型具有较好的理论指导意义。本工作中,利用GEANT4耦合INCL4和ABLA理论模型以及FLUKA耦合PEANUT模型模拟计算了几百MeV至几个GeV质子轰击Be,Al,Fe,W,U等靶后30°,60°,120°,150°出射角产生的散裂中子双微分截面,并与现有实验数据进行了比较。结果发现,FLUKA和GEANT4模拟计算较好地再现了Al,Fe,W,U等靶实验测量数据。然而,模拟结果明显低估了Be靶出射中子能量小于10 MeV能区的实验数据。For the design of nuclear engineering related with medium-high energy proton induced spallation reaction,the reliable Monte Carlo simulation codes coupled with nuclear reaction models have a good theoretical guidance.In this work,the production spallation neutron double differential cross sections at 30°,60°,120°,150°emission angle for Be,Al,Fe,W,U target materials at incident proton energies between several hundred MeV and GeV are theoretically calculated by using the GEANT4 coupled INCL4 and ABLA,and the FLUKA coupled PEANUT.The calculated results were compared with the available experimental data.It is found that the GEANT4 and FLUKA calculations well reproduced the experimental measurement of Al,Fe,W,U target materials.However,calculations obviously underestimated the emission neutrons of Be target for lower than 10 MeV energy range.     

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.      

利用GEANT4研究轻带电粒子诱发反应出射中子双微分产额

轻带电粒子诱发反应产生次级中子的研究对于加速器屏蔽设计和优化具有重要意义。利用Geant4程序结合INCL、BIC、BERT物理模型分别计算了33 MeV的d核、65 MeV的3He核和4He核轰击厚的碳、铜和铅靶在轻带电粒子诱发反应产生次级中子的研究对于加速器屏蔽设计和优化具有重要意义。利用Geant4程序结合INCL、BIC、BERT物理模型分别计算了33 MeV的d核、65 MeV的3He核和4He核轰击厚的碳、铜和铅靶在$0^{\circ}$,$15^{\circ}$,$45^{\circ}$,$75^{\circ}$和$135^{\circ}$等方向出射中子的双微分产额,并与实验数据进行了比较。研究表明,对于33 MeV的d核诱发的核反应,INCL模型的计算结果基本上再现了碳靶和铜靶的实验数据,但高估了铅靶直接过程产生的中子。BIC模型和BERT模型的计算结果没有重现弹核削裂过程对应的宽峰。对于65 MeV的3He核诱发的核反应,三个模型的计算结果均未能重现前向角弹核削裂过程产生的中子,但在$15^{\circ}$,$45^{\circ}$,$75^{\circ}$和$135^{\circ}$上三个模型的计算结果与实验数据符合较好。对于65 MeV的4He核诱发的核反应,INCL模型的计算结果与碳靶和铜靶的实验数据符合较好,但低估了铅靶的中子产额。BIC模型和BERT模型的计算结果低估了碳靶的实验数据,且在大角度上略微高估了铅靶的实验数据。     

中子与9Be和6,7Li反应的次级中子发射谱实验研究

测量了8.17MeV与10.27MeV中子与⁹Be和^6,7Li作用的次级中子双微分截面. 对于10.27MeV, 为了消除从D(d,np)破裂反应来的源破裂中子对双微分截面测量结果的影响, 采用了常规多探测器快中子飞行时间谱仪和非常规多探测器快中子飞行时间谱仪相结合的办法. 用Monte-Carlo方法对实验测量得到的飞行时间谱进行了详细的模拟, 通过测量谱与模拟谱的比较, 得到了实验测量的次级中子双微分截面. 实验测量结果以n-p(常规谱仪)和n-C(非常规谱仪)弹性散射微分截面作为归一. 测量结果与评价数据以及其他测量数据进行了比较. 用一个基于Hauser-Feshbach和激子模型的轻核核反应理论模型对^6,7Li的次级中子双微分截面进行了计算, 理论计算结果与实验结果符合得较好.     

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。     

利用BUU模型研究11Li的核反应总截面和双中子剥去截面

发展了BUU模型,能够同时研究双中子晕结构核¹¹Li引起反应的核反应总截面和双中子剥去截面,计算中使用软的核物质状态方程和0.8倍的核子–核子碰撞截面,同时还用相对论平均场模型计算的中子和质子密度代替通常使用的方密度分布,计算结果可以很好地拟合不同反应系统的实验数据,假定对于晕核及其核芯核,彼此的核反应总截面与相互作用截面之间的差别相同,那么¹¹Li的双中子剥去截面可以表示成”Li及其核芯核⁹Li引起反应的核反应总截面之差,研究结果表明这一假定可以适用于高能,对于中能核反应需要更多的实验数据来检验.     

14.2MeV中子在锆上弹性散射的微分截面

用伴随粒子飞行时间方法,在10°—140°范围内测量了14.2MeV中子在Zr上的弹性散射微分截面.用蒙特卡洛方法对中子在样品中的通量衰减,多次散射及有限角分辨进行了修正;并将测量数据与光学模型理论计算及他人的结果作了比较.     

GEANT4和FLUKA计算256 MeV质子诱发散裂中子能谱

散裂反应产生的中子能谱等数据是ADS系统设计中的关键参数。由于涉及到的能量范围大、反应道复杂,目前没有完善的评价核数据库可供使用,需要使用合适的核理论模型来进行计算。CiADS （Chinainitiative Accelerator Driven System）即将开始建设,在第一阶段将使用能量约为250 MeV的质子束。利用FLUKA及GEANT4中的BERT_HP、BIC_HP和INCLXX_HP等物理模型列表分别计算了256 MeV质子轰击薄的铝、铁、铅和铀靶后,在7.5°,30°,60°和150°等方向出射的中子双微分截面及轰击厚的铝、铁和铀靶后,在30°,60°,120°和150°等方向出射的中子双微分产额,并与已有的实验数据进行对比。结果表明,FLUKA和INCLXX_HP的计算结果整体上能够更好地符合实验数据。BIC_HP计算的薄靶结果,除铝靶的150°和铅靶的30°外,在5~30 MeV能量范围内要明显高于实验结果,能够达到实验结果的2倍以上。BIC_HP计算的厚铀靶结果在30°和60°方向的5~30 MeV能量范围内要比实验结果高出70%以上,在120°和150°方向的5 MeV以上要高于实验结果的2倍。BERT_HP计算的7.5°和30°方向上铝、铁和铅靶结果在20s100 MeV要比实验结果低40%以上,计算的铀靶结果在20 MeV以下能够达到实验结果的2倍以上。Neutron spectra produced through spallation reaction are key parameters in the design of Accelerator Driven Subcritical Systems. Since the energy span is large and reaction channels are complicated, no complete evaluated nuclear data library is ready for use. Suitable theoretical models are required to calculate the data. The CiADS (China initiative Accelerator Driven System) is going to be constructed in China. At the first stage, the adopted proton energy is about 250 MeV. FLUKA and GEANT4 are used to calculate the double differential cross sections at 7.5°, 30°, 60° and 150° induced by 256 MeV protons bombarding on thin aluminum, iron, lead and uranium targets, respectively. The double differential neutron yields at 30°, 60°, 120° and 150° are also calculated for 256 MeV protons bombarding on thick aluminum, iron and uranium targets, respectively. Three model lists INCLXX_HP, BIC_HP and BERT_HP implemented in GEANT4 are used separately. The calculation results are compared with corresponding experimental data. It is shown that results calculated with FLUKA and INCLXX_HP in GEANT4 fit the corresponding experimental data much better. The calculation results with BIC_HP overestimate the experimental data for thin targets in 5~30 MeV for more than 100%, except for aluminum at 150° and lead at 30°. For uranium target, the results calculated with BIC_HP is greater than the experimental results by more than 70% in the energy range 5~30 MeV at 30° and 60° and by more than 100% in the energy range above 5 MeV at 120° and 150°. In 20~100 MeV for aluminum, iron and lead targets, calculation results at 7.5° and 30° with BERT_HP underestimate the experimental data by more than 40%. And for uranium target, the experimental data up to 20 MeV are overestimated by more than 100%.     

中子诱发16O双微分截面的理论分析

应用已经发展的轻核反应新模型理论,计算和分析了中子诱发^16O反应截面,比较和分析了出射中子双微分截面的理论计算结果和实验数据,从理论计算结果与实验的符合情况看,这一理论和方法对于计算轻核的双微分截面是成功的。     

n＋^46—50,natTi全套中子数据评价

在入射中子能量为10^-5eV—20MeV的范围内,对n＋^46—50,natTi的全套数据进行了评价。首先,在10^-5eV—0.3MeV的能区,选取了合适的共振参数来描述共振,并且做好了平滑区与共振区的连接。同时,详细分析了20MeV以下n＋^46—50,natTi的各个反应道测量截面以及出射中子双微分截面谱、能谱的实验数据。根据对实验数据的分析并且结合理论模型的计算结果,完成了对n＋^46—50,natTi的全套中子数据评价。所有的评价结果都分别与实验数据、JENDL-3.3和JEFF-3.1的评价数据进行了比较。     

Absolute Cross Sections for some Reactions Induced by Differential Neutron Flux

The measurements of activation cross sections for some reactions induced by a differential neutron flux of (D-T) compact neutrons generator were discussed. The comparison of measured cross sections with those averages calculated from the energy cross section curves found in the literature gives good agreement. The used thin targets were prepared under vacuum by both evaporation and sputtering techniques.     

14MeV中子引起的核反应截面测量中监督反应的研究

讨论了14MeV中子引起的核反应截面测量中监督反应对测量结果的影响,同时列出了常用的一些监督反应及参数,利用截面的评价值给出了一些监督反应的截面随中子能量变化的关系曲线,并对^27Al（n,p）^27Mg反应做了定性分析,说明了监督反应的选取对反应截面测量的重要性。 It was discussed in this article that the effects of different monitors in the cross section measurements of nuclear reactions induced by 14 MeV neutrons, at the same time some monitors and correlative parameters were listed. The excitation functions of monitors are taken from the evaluatied cross sections, and a qualitative analysis has been performed for ^27Al（n,p） ^27Mg reaction. It indicates that the choice of monitor is very important for cross section measurements     

中子诱发12C反应的理论计算与分析

利用统一的Hauser–Feshbach理论和角动量相关的激子模型,以中子诱发¹²C反应为例,研究了轻核反应的反应机制和轻核反应的特点,并进行了理论计算,同时与实验数据进行了比较.     

快中子在Li核上的弹性散射微分截面

用伴随粒子飞行时间法测量了14.7MeV中子在⁶Li和⁷Li核上的弹性散射截面,并用蒙特卡罗方法对中子在样品中的通量衰减、多次散射作了修正.本文工作与他人工作以及理论数据作了比较.给出了截面的勒让德系数;截面实验点总误差在10%到15%之间,其中统计误差为1%-5%.     

13.5-14.6MeV能区中子引起的铂同位素核反应截面测量

用活化法以93Nb(n，2n)92mNb和27Al(n，a)24Na反应截面为中子注量标准，对198Pt(n，2n)197m+gPt，198Pt(n， 2n)197mPt， 192Pt(n，2n)191Pt，194Pt(n，p)194Ir，195Pt(n，p)195mIr和 196Pt(n，p)196mIr反应截面进行了测量，由(13.5±0.2)，(14.1±0.1)和(14.6±0.2)MeV中子引起的198Pt(n，2n)197m+gPt反应截面分别为(2038±159)，(1919±73)和(1836±68)mb，198Pt(n，2n)197mPt反应截面为(974±37)，(1055±39)和(1042±39)mb；由(14.1±0.1)，(14.4±0.2)和(14.6±0.2)MeV中子引起的192Pt(n，2n)191Pt反应截面为(1680±103)，(1810±67)和(2047±97)mb；由(14.1±0.1) 和(14.4±0.2)MeV中子引起的194Pt(n，p)194Ir反应截面为(3.8±0.4)和(5.4±0.5)mb；由(14.1±0.1)，(14.4±0.2)MeV和(14.6±0.2)MeV中子引起的195Pt(n，p)195mIr反应截面为(1.0±0.2)，(1.6±0.2)和(1.8±0.2)mb；由(13.5±0.2)和(14.4±0.2)MeV中子引起的196Pt(n，p)196mIr反应截面分别为(1.13±0.07)和(1.18±0.06)mb. 本工作的数据和其他一些作者的数据进行了比较.     

温度相关核截面数据库在MCNP计算中的必要性研究

MCNP程序由于其几何模拟和核数据上的优越性,现在在反应堆的研究分析中已经得到较多应用。通过基准题的计算,定量地说明MCNP通过其自带的常温（294K）下的核素截面数据库不能够对反应堆进行非常准确的计算（由于反应堆内各种材料／位置的温度不同）,而且,它也不能够计算反应堆中与温度相关的量,如反应性温度系数。选用了一个带有不同温度下核素截面数据的MCNP输入格式的数据库,使用MCNP-4C对基准题进行了计算,发现计算结果与基准值符合得非常好。这说明通过使用不同温度下的核素截面数据库,MCNP可以准确计算温度系数和增殖系数等,从而说明在反应堆设计计算中制作不同温度下的核素截面库的必要性。Due to the advantage of geometry simulation and nuclear data, the code MCNP is now widely used in the reactor analysis. Based on our calculation of the fuel temperature reactivity coefficient benchmark, it is quantificationally proved that MCNP with its own cross section library can＇ t be used to simulate the reactor accurately and to calculate the temperature reactivity coefficient. Furthermore, we use MCNP- 4C with a database that contains temperature dependent nuclear cross sections to calculate the benchmark. The results are well agreement with benchmark results. This means that, with the temperature dependent nuclear cross sections library, MCNP can calculate the temperature reactivity coefficient and reactor multiplication factor accurately. So the temperature dependent nuclear cross section library should be processed to meet the requirement of reactor calculation.