主动中子多重性法估算铀材料质量的不确定性（英文）

近年来,国际社会对核材料保护、控制和衡算日益加强。对不明材料损失量(MUF)的关注逐渐提升。铀材料质量不确定性测量在估算铀材料生产量中扮演重要角色。由于铀材料自发裂变相对较弱,主动中子多重性法被应用于估算铀材料质量。通过拟合对不同系列铀金属壳的数值模拟结果,获得了描述铀材料质量与主动中子多重性特征之间的算法和参数。得到的关系表明,可以通过分析不同重数中子多重性探测结果获得铀部件的质量。对不同探测条件下的模拟结果的定量分析,确定了探测系统设置对铀质量估算的影响,以及认知不确定性和随机不确定在估算过程中传播对质量估算的影响。对不确定度的分析获得了本文模拟采用的探测系统的最佳源强和探测时间窗设置,在此设置下,质量估算的不确定性最小。     

主动中子多重性铀质量测量模拟研究

中子多重性技术常用于测量和核查核材料,尤其针对具有较厚屏蔽的对象具有不可替代的优势。钚的自发裂变率较高,可以采用被动测量方法,目前已有多款不同的测量装置。然而铀材料的自发裂变率较低只能采用主动测量方法。现有的主动井型符合计数器（AWCC）能够进行主动中子多重性测量铀材料质量,但依然存在探测效率较低,Am-Li中子源产生偶然符合大等缺点。为提高铀材料测量的效率和精度,对主动中子多重性测量方法开展深入研究非常必要。本文参考AWCC模型,利用Geant4软件对探测器和粒子的输运过程进行建模。研究了多重性移位寄存器的不同符合门宽、不同延迟时间对铀测量结果相对偏差的影响规律。计数器的最佳门宽为44 μs,门宽取值范围在计数器衰减时间的1.5倍左右合适;延迟时间大于3倍计数器衰减时间后,相对偏差显著减少。最后讨论了235U富集度变化对主动中子多重性测量结果的影响。为后续主动中子多重性铀质量测量仪器的设计提供了参考。     

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。     

球壳型钚部件中子多重性测量点模型修正算法

针对中子多重性测量技术中点模型假设在军控核查情况下存在的局限性,为提高核查可靠度,研究点模型算法在武器级球壳型钚部件测量中的逻辑悖论,提出了点模型修正算法。在点模型算法中引入自发裂变中子和氧化物次生中子的二阶矩及三阶矩修正因子,获取了修正后的点模型公式。利用探测效率和门份额均为1的理想中子多重性探测器,结合蒙特卡罗模拟平台,研究了修正因子与球壳型钚部件质量、泄漏增殖因子的关系,并定量了该关系,提出利用迭代法求解修正后的点模型公式。结合蒙特卡罗方法对修正算法进行了数值验证,与点模型算法结果比较:修正算法能将质量偏差平均值从-4.70%降低至-0.70%,氧化物含量份额偏差平均值从11.45%降低至2.31%。     

中子多重性钚-铀部件质量测量系统及实验进展

为了对核弹头中拆卸下来的和处于库房存储状态的核部件的质量进行无损测量,搭建了一个由32根3 He正比计数管和方型高密度聚乙烯慢化腔体构成的中子多重性探测器,采用8通道电子学处理器件进行中子脉冲信号分析,基于5组252 Cf中子源对中子多重性探测器进行标定,验证了自主开发的标定算法,获取了系统标定参数。分别对6个武器级罐装钚部件,7个罐装铀部件进行中子多重性实验测量,实验分析结果显示:基于点模型修正后的钚部件中子多重性质量测量值与标称值偏差小于1.5%,基于双Am-Li源标定曲线法的铀部件质量测量偏差小于5%。     

铀材料快中子多重性测量方程推导

随着国际核裁军的深入推进,针对核材料的属性认证愈发受到关注.快中子多重性测量技术作为一种无损检测技术,采用闪烁体探测器进行测量,在军控核查体系中发挥着越来越重要的作用.目前对于钚材料的快中子多重性测量方法发展较为成熟,对于铀材料的快中子多重性分析模型和测量方程还处于发展中.为建立铀材料的有源快中子多重性测量方程,本文在中子多重性分析方程推导过程的基础上,根据铀钚材料二者物理过程的区别,不考虑(α,n)反应,考虑快中子散射串扰的影响,利用概率母函数完成铀材料快中子多重性测量方程的推导.在此基础上,为检验测量方程的有效性,利用Geant4搭建一套3×8的井型探测系统进行模拟测量.通过分析对比耦合系数与增殖系数的拟合函数关系、多重计数率、质量求解偏差,证实了测量方程的可靠性和准确性,对快中子多重性技术的发展具有重要意义.     

用时序探测事件模拟提升中子多重性计算效率

提出基于时序处理探测事件的中子多重性计数统计方法。在JMCT粒子输运数值模拟程序的基础上研发了用于统计中子多重性计数的专用数值模拟程序JMCT_NMC，实现在线的中子多重性计数模拟功能。展示了利用中子多重性计数算例检验程序，比较了JMCT_NMC与传统算法计算时间消耗的结果。时序探测事件处理方法不需大量存储粒子信息，在解决中子多重性计数模拟受内存限制问题的同时，提升了计算效率。在JMCT_NMC程序中，时序探测事件模拟手段在探测器关联事件模拟、本底分析等领域还有着更广泛的应用前景。     

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%。     

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%。     

核查技术数值实验平台中的时间关联符合测量与中子多重性测量

为解决部件核查技术研究中实验数据较少、缺乏系统性的问题,建立了用于核部件属性认证的数值实验平台.该数值实验平台整合了用于模拟被动中子、被动γ射线、主动中子、主动高能光子、缓发中子探测方法的部件核查技术软件.平台新增了适用于时间关联符合测量和中子多重性测量的计算功能,该功能分别由DTB程序和NMC程序实现.本文主要介绍数值实验平台新功能的开发和应用,分别介绍这两种方法的物理原理与程序流程.对程序的验证由分别设计的两个数值实验完成.平台可以为利用统计方法研究核部件核查技术提供系统性的数据.     

中子源有源法核查技术研究

用有源 (主动 )方法研究了贫化铀组合系统的中子诱发裂变缓发中子探测技术 .在不同屏蔽和组合等条件下测量和比较了贫化铀系统的缓发裂变中子分布 ,进一步研究了实验系统的可核查性 .探讨了区分核与非核系统的方法. The technique for detecting the delayed neutrons from neutron induced fission in uranium systems was studied by using an active method with 3He proportional counting tube array and a 14 MeV D T neutron source. Under the conditions of different shielding and combination, the distributions of delayed fission neutrons from depleted uranium systems were measured and the reliability of the systems was studied. The method to distinguish a nuclear system from a non nuclear one was discussed.     

裂变中子角关联分布的数值模拟

为了实现对自发裂变中子源能量、多重性和中子角关联分布的数值模拟,开发了根据裂变过程,逐步给出裂变中子多重性、能量和角分布等参数的NESF数值模拟程序,并将该程序集成到现有中子输运软件中.重点介绍我们开发的用于模拟自发裂变中子源能量、多重性和中子角关联分布的程序的背景、物理依据、程序流程,以及基于该程序开展的中子角关联分布特征与核部件特征关联的数值模拟.     

~(252)Cf自发裂变中子发射率符合测量的回归分析

~(252)Cf同位素源具有标准的自发裂变中子能谱,但由于其半衰期较短,应用中常需要对源强进行标定修正.随着源年龄增加,来自源中~(250)Cf和~(248)Cm自发裂变的影响愈加凸显,不能简单按~(252)Cf的衰变规律计算源中子发射率,而通过锰浴活化的间接测量方法周期较长,且在源强低于10~4 n/s时误差较大.最近,基于中子多重性计数的源强绝对测量算法已得到验证.本文进一步从点模型假设的测量方程出发,在将符合计数率与总中子计数率关联的基础上,分别对符合计数率随源位置、符合门宽的变化关系进行回归分析,提取变化过程的特征系数,建立了两种避规效率变化的~(252)Cf中子发射率测量方法,并基于JCC-51型中子符合测量装置开展实验验证.结果表明:两种回归分析方法的测量值均与标称值的修正结果在2%的偏差范围内一致;反推求得装置中轴线上的探测效率也与基于MCNPX程序的蒙特卡罗模拟计算值相符.研究结果可为活度信息不明的~(252)Cf源强标定及符合测量装置的效率刻度提供便携准确的实验方法.     

Performance of an active well coincidence counter for HEU samples

Neutron coincidence counting is the reference NDA technique used in nuclear safeguards to measure the mass of nuclear material in samples. For high-enriched uranium (HEU) samples active neutron interrogation is generally performed and the most common device used by nuclear inspectors is the Active Well Coincidence Counter (AWCC).Within her master thesis at the Polytechnic of Milan, the first author performed an intensive study on the characteristics and performances of the AWCC in order to assess the ²³⁵U mass in HEU oxide samples at the PERLA laboratory of JRC. The work has been summarised in this paper that starts with the optimisation of the use of AWCC for nuclear safeguards, describing the calibration procedure, reporting results of a series of verification measurements, summarising the performances that can be obtained with this instruments during inspections at fuel production plants and concluding with the discussion of uncertainties related to these measurements.