优质热中子束技术

优质热中子束技术是五十年代出现[1]的中子实验测量的有用技术之一,今天仍受到重视并得到引人注目的发展[2].它的特点是,在反应堆孔道外能获得γ射线本底、超热中子和快中子本底都很低的较强热中子束(简称优质热中子束).它是应用研究和基础研究的重要中子源之一. 一、获得优质热中子束的基本方法 归纳起来,获得优质热中子束与中子源、准直器、单晶体过滤器、中子导管以及屏蔽与捕集器等部分的性能有关,其中中子源具有的特点是重要的,它决定其它部分在获得优质热中子束中所起的作用.1.中子源 增加反应堆中子的通量是获得优质热中子束的重要条…     

热中子散射技术在应用研究方面的前景

热中子散射的研究是从五十年代初期开始的.起初主要是为了反应堆设计的需要,后来人们渐渐地认识到了用中子作为研究凝聚态物质的探针是很有用的.随着核反应堆通量的提高、电子直线加速器束流的增大和测量方法的不断完善,热中子散射的研究与应用得到了发展.迄今中子散射工作大部分属于基础研究。只有一些国家开始了能源和环境保护等的应用研究. 1976年年底在卢布尔雅那举行的关于中子散射应用研究的会议上,专门讨论了中等通量反应堆在材料科学、工业技术及生物学方面的应用,提出了许多新的研究课题[1].看来中子在应用研究方面是很有前途的. …     

随机中子动力学及其数值模拟研究进展

随机中子动力学是核动力设计和核反应堆安全中的重要课题,本文从随机中子动力学的基础概念和研究方法出发,介绍随机中子动力学研究的历史发展和研究现状.裂变中子与光子的多重性是反应堆零功率中子噪声主要来源,对中子涨落的方程描述及其求解,演化出零功率中子噪声与功率反应堆噪声的随机理论.随机中子动力学的重要应用包括反应性微观测量、功率反应堆噪声测量和分析、核临界漂移分析和核材料识别与检测等.在半个多世纪的研究中,以脉冲堆点火过程的脉冲爆发等待时间分布为代表的随机性,一直缺乏定量分析方法和工具.直到近几年,模拟随机中子动力学过程的广义半马尔科夫过程模拟方法取得了重要进展,很好地揭示了脉冲堆实验中子点火规律.最后讨论随机中子动力学研究中有待解决的研究课题.     

微型中子源反应堆及其应用

 在一间普普通通的房间里,房屋中间有一圈半人高的铁栏杆,围着一个直径2.7米左右的地下水池.该水池初看起来如同一口并.水池四周也没有什么复杂的大型设备,只有一台微机和一张简单的操作台,在微机荧光屏上显示着变换的数据.实际上,这并不是一口井,而是一座小型研究反应堆.反应堆本身坐落在水池底部.在满功率运行时,可以明显地看到在水池底部发出一片明亮透彻的蓝光,这便是反应堆运行时的契仑可夫辐射.这座小型反应堆由于结构简单紧凑,操作运行十分方便.全部运行工作只由一台微机控制,微机荧屏上的数据一目了然地显示着反应堆的运行状态和实验结果.反应堆装料很少,反应堆上部又有4米多厚的水层,对中子和γ射线起到了很好的屏蔽防护作用,故可建在任何需要的地方,包括人口密集的大城市.     

B4C_Al材料中子吸收性能检测技术研究

核电厂反应堆乏燃料水池的安全性是核电厂十分重要的安全性问题。其中,中子吸收材料的性能关系到乏燃料水池的安全性。在乏燃料水池中放入同种中子吸收材料的挂片,通过定期检查挂片的性能可以对乏燃料水池中子吸收材料的可靠性进行评估。我们开展的B₄C Al合金挂片检测设备的研制工作,有望在评估核电厂反应堆乏燃料水池的安全性方面发挥重要作用。该套检测设备首先通过采用面密度已知的标准板制定标准曲线,再以此为标准,根据中子透射率检测挂片的面密度,从而反映出乏燃料水池贮存格架材料的中子吸收能力,为反应堆乏燃料水池的安全性检测提供了技术手段。该设备是国内首台硼铝合金挂片检测设备,该设备的研制为以后开展国产含硼中子吸收材料的无损检测研究奠定了实验基础。     

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。     

反应堆二次中子源源强计算及验证

研究建立了反应堆二次中子源源强的机理性计算方法,并计算了某核电厂反应堆第2循环装料时的二次中子源源强。为验证二次中子源源强的计算结果,计算了反应堆装料第2步完成后堆外源量程探测器的计数率,并与实测结果进行对比。源量程探测器计数率计算结果与实测结果符合得非常好,验证了二次中子源源强计算结果的正确性以及所建立的计算方法的合理性。     

铀氢锆脉冲反应堆

 1989年4月6日,我国核工业第一研究设计院,在铀氢锆脉冲反应堆零功率装置上,成功地实现了首次临界.标志我国在研制开发这一新型反应堆方面,迈出了重要的一步.什么是脉冲反应堆脉冲反应堆,是一种具有稳态和脉冲运行特殊功能的核反应堆.核反应堆,是中子使原子核发生链式反应,并伴随放出大量粒子和巨大能量的可控核反应器.     

181Hf(n,γ)182Hf反应截面测量

在中国原子能科学研究院重水研究堆上用活化法对反应堆中子引起的181Hf (n,γ)182Hf反应截面进行了测量. 反应堆中样品照射位置的热中子与超热中子的通量比值约为10. 照射后样品中的182Hf/180Hf和 181Hf/180Hf的原子数比值是用热电离质谱测量的. 本工作以180Hf (n,γ)181Hf反应截面(14.80±0.60 b)为标准，测得的反应堆中子引起的181Hf (n,γ)182Hf反应截面值为80.0±5.6 b.     

用于BNCT-SPECT的帕维亚TRIGA MARK II反应堆热柱优化设计

针对坐落于意大利帕维亚大学的TRIGA Mark II反应堆热柱结构进行优化设计,从而满足面向硼中子俘获治疗(BNCT)的单光子发射计算机断层成像(SPECT)研究要求。为提高计算效率并减小统计误差,对比分析使用SSW/SSR方法与直接使用反应堆为源项时热柱内照射位置处中子能谱,其结果基本一致,从而验证了SSW/SSR方法的可靠性。为在该反应堆开展BNCT中SPECT实验,热柱中子束需准直为笔形束。对比分析四种热柱优化方案下束流口处及探测器处热中子和光子通量:40 cm长石墨(射束口5 cm3 cm);0.5 cm厚硼包裹40 cm长石墨(射束口5 cm3 cm);30 cm长天然锂聚乙烯(射束口直径4 cm);30 cm长天然锂聚乙烯(20 cm长射束口直径5 cm,5 cm长射束口直径4 cm,5 cm长射束口直径2 cm)。结果显示,射束口处热中子通量分别为1.05108,2.52107,6.08107和5.10 107 #/(cm2s)。综合考虑中子准直效果及光子污染,方案三具有最优性能。为后续进行BNCT-SPECT理论和实验研究提供了基础,从而有效促进BNCT剂量准确评估方法的研究进程。     

用于BNCT-SPECT的帕维亚TRIGA MARK Ⅱ反应堆热柱优化设计北大核心CSCD

针对坐落于意大利帕维亚大学的TRIGA Mark Ⅱ反应堆热柱结构进行优化设计,从而满足面向硼中子俘获治疗(BNCT)的单光子发射计算机断层成像(SPECT)研究要求。为提高计算效率并减小统计误差,对比分析使用SSW/SSR方法与直接使用反应堆为源项时热柱内照射位置处中子能谱,其结果基本一致,从而验证了SSW/SSR方法的可靠性。为在该反应堆开展BNCT中SPECT实验,热柱中子束需准直为笔形束。对比分析四种热柱优化方案下束流口处及探测器处热中子和光子通量:40cm长石墨(射束口5cm×3cm);0.5cm厚硼包裹40cm长石墨(射束口5cm×3cm);30cm长天然锂聚乙烯(射束口直径4cm);30cm长天然锂聚乙烯(20cm长射束口直径5cm,5cm长射束口直径4cm,5cm长射束口直径2cm)。结果显示,射束口处热中子通量分别为1.05×108,2.52×107,6.08×107和5.10×107#/(cm2·s)。综合考虑中子准直效果及光子污染,方案三具有最优性能。为后续进行BNCT-SPECT理论和实验研究提供了基础,从而有效促进BNCT剂量准确评估方法的研究进程。     

六组点堆中子动力学方程组的同伦分析解

鉴于目前六组点堆中子动力学方程仍然无法获得解析解,本文尝试将同伦分析方法应用于六组缓发中子动力方程组的求解,获得了它的级数解析解,并对级数解析解算法的有效性进行了检验.结果表明,该级数解析解算法从计算时间和精度上都能达到工程应用的要求,可适宜于反应堆中子动力学控制的设计分析和仿真计算.     

蒙特卡罗临界计算全局计数效率新算法研究

为提高蒙特卡罗临界计算时全局计数的整体效率, 对比分析了新提出的均匀计数密度算法、均匀径迹数密度算法和原有的均匀裂变点算法. 以大亚湾核反应堆pin-by-pin模型的全局体平均通量计数和中子沉积能计数为例, 前两种算法较均匀裂变点算法都获得了整体效率的提高. 上述算法已经在自主开发的并行蒙特卡罗输运程序JMCT上予以实现.     

加速器驱动的反应堆系统固态钨靶的优化研究

文中就加速器驱动的反应堆系统靶的几何设计、泄漏中子产额、泄漏中子能谱及靶中能量沉积问题进行了研究.提出了钨饼与水层组成的组合靶概念,在中子产额影响较小的情况下,较好地解决了固态靶散热问题.     

中子照相数值模拟与实验的对比

 介绍了热中子照相的MCNP数值模拟方法,模拟了300＃反应堆Maxwell谱热中子束穿透样品射到转换屏的过程,给出了热中子对铝、铅、铁、铜的穿透能力,分析了引起模拟与实验结果不同的原因。通过模拟得到了清晰的图像,对比数值模拟与在300#反应堆中子照相装置上的实验结果,数值模拟结果图像与实验结果图像非常相似;散射中子对图像的影响也符合相同的规律,随着样品与转换屏之间的距离的增大,散射中子对结果图像的影响越来越小,当样品与转换屏之间的距离为样品尺寸的2倍时可以忽略散射中子的影响。     

快中子束及其应用

自三十年代初发现中子以来,人们一直对中子进行仔细的研究,使之在许多领域中得到广泛应用。例如原子弹、氢弹等武器的应用、反应堆工程、同位素技术以及受控聚变技术等。由于中子应用在科学及经济中的重要作用,它引起世界上许多国家的重视。除利用已有的中子设备外,纷纷建立新的、性能更好的强中子源,以适应各种重要技术发展的需要。     

利用“储存”技术成功地测量中子寿命

乍听起来似乎令人吃惊,中子作为各种元紊的基本的中性成分,占地球总质量一半以上,但它单独存在时却是一个不稳定的粒子.它们是在“大爆炸”之后第一分钟内产生的,只有当宇宙的温度降到10～9K以下时,它们才能与质子以及其它中子一起束缚到核的势阶内得以存留下来.一旦摆脱这种束缚,例如通过反应堆中铀的裂变链式反应而释放出来,中子寿命大约只有15min. 精确测量中子寿命是非常重要的.首先,中子是能用来精确研究核内夸克弱相互作用的最简单的系统.弱矢量流的耦合强度gv已经由其它位子的弱衰变精确测得了.而弱轴矢量流的耦合强度gv只能由中子…     

中子小角散射讲座：第一讲中子小角散射

中子小角散射是通过分析长波长中子(0.2—2 nm左右)在小角度内的散射强度来研究大小在几十到几千埃范围内的物质结构的一种专门的测量技术. 现在我们考虑波长为 0.1—1nm的一束中子,通过准直,使其发散度尽可能在 10-2ad以下.当这样的中子束照射在一样品上时,穿透样品的中子束强度衰减,同时在透射束的周围(大约为5°以下的角度范围内),出现了强度连续变化的散射中子,并没有产生通常的中子衍射图案,这种现象称为中子小角散射.它能给出比中子波长大几十、几百乃至上千倍大的尺度上的有关物质结构的信息. 散射样品中散射密度的不均匀,会产生中子…     

用热中子引起的瞬发γ射线和带电粒子进行元素分析

1932年查德威克(Chadwick)发现了中子.这以后不久,他的学生D.E.Lea用 中子照射石蜡时发现了质子俘获热中子放出的2.23MeVγ射线,这是最早的(n,γ)反应研究.由于缺少高通量中子源,所以实际上(n,γ)反应研究并没有得到发展.直到第二次世界大战后,建成了反应堆,研究工作才有了起色     

反应堆内中子注量率新型探测器的理论研究

利用核泵浦激光强度与入射中子注量率的相关性,探讨了反应堆活性区核泵浦激光中子探测器的理论可行性.从核泵浦激光机理出发,对该中子探测系统——核泵浦激光3He?Ar?Xe气体体系的能量沉积密度和激光的本征效率进行了深入的理论研究.提出了较完整的理论模型,讨论了该系统对中子注量率的响应函数及其检测灵敏度随工作时间的变化情况,论证了该中子探测系统的理论可行性.