基于裂变γ标识技术的瞬发裂变中子谱测量新方法

瞬发裂变中子谱（prompt fission neutron spectrum,PFNS）是用于核实验诊断过程中十分重要的参数数据,传统的测量主锕系核素（U,Pu）PFNS的技术手段是采用裂变室,利用裂变碎片标识裂变中子,通过中子飞行时间技术获得裂变中子谱.目前出现了一种新的用于PFNS测量的技术,其原理是基于如下的物理事实：在一次裂变过程中,释放中子的同时伴随着释放7–8个γ射线光子,而非弹性散射效应产生的γ射线光子只有1–2个.据此,可以通过裂变γ射线的多重性将裂变中子和其他杂散中子甄选出来,达到测量PFNS的目的.本文建立了基于裂变γ标识技术的PFNS测量实验系统.利用该系统对²⁵²Cf中子源的PFNS进行了实验测量,测量结果与传统的裂变碎片标识法及ENDF/B-VⅡ数据库的标准谱进行了比较,对新方法的裂变标识率以及实验不确定度也一并进行了分析.     

考虑扩散动力学过程的裂变道理论

在裂变道理论和Fokker-Planck方程理论基础上给出考虑扩散动力学过程的裂变道理论,分析了这一考虑对裂变宽度计算的影响并与裂变道理论的Hill-Wheeler公式进行了比较.     

裂变位垒参数的推荐和裂变位垒参数库

通过分析和计算锕系核裂变截面和全套中子反应截面获取了一组锕系核的裂变位垒参数.Fm)在此基础上,广泛收集实验裂变位垒参数,通过比对和评价,推荐了本组的129个核素(109Cd—255的实验裂变位垒参数.此外,对收集的不同裂变位垒参数作了分析与评价,推荐了7组实验和1组模型计算的裂变位垒参数,并组建了中国评价核参数库裂变位垒参数子库(CENPL FBPL). The fission barrier parameters for actinide nuclei were obtained by analysis and calculations of fission cross-sections and complete neutron reaction cross sections. A lot of experimental fission barrier parameters from different authors were collected. A set of fission barrier parameters for 129 nuclei ranging from~(109)Cd~( ) to~(255)Fm were recommended after performing comparisons, evaluations and systematics extrapolations for these extracted fission barrier parameters in model calculations of fissi...     

4He闪烁裂变中子探测器的中子灵敏度

对4He闪烁裂变中子探测器的中子灵敏度进行了理论和实验研究。采用蒙特卡罗方法模拟了不同能量中子和不同厚度裂变靶产生的裂变碎片在4He中的能量沉积,计算结果表明:中子在4He气中的能量沉积曲线和裂变碎片的能量沉积曲线能够互补,从而使探测器对中子的能量响应变得更平坦;探测器的中子灵敏度为10-15 Ccm2量级。并对探测器的中子灵敏度进行了实验标定,实验结果与理论计算结果较为一致。     

MENDF—一个计算200 MeV以下裂变核数据的程序(英文)

基于球型光学模型、 预平衡发射和Hauser-Feshbach统计等理论, 编制了MENDF（Medium Energy Nuclear Data for Fission）程序, 该程序适用于裂变核在入射粒子能量低于200 MeV的中低能区的全套核数据计算。 对于中子和质子在200 MeV以下诱发的核反应, 其全截面、 反应截面、 弹性散射微分截面、 裂变截面和裂变中子谱、 5种发射粒子的单举截面和相应的能谱等理论计算值与相应的实验值基本符合。 MENDF在我国已被广泛用于核数据计算及建立中能核数据库。Based on the spherical optical model, pre equilibrium and Hauser Feshbach statistical theory, the code MENDF (Medium Energy Nuclear Data for Fission) is written to calculate a complete set of nuclear data for fission nuclei in the medium low energy region (≤200 MeV). For neutron and proton induced reactions below 200 MeV, the total cross sections, reaction cross sections, elastic scattering differential cross sections, fission cross section, energy spectra of fission neutron and five kinds of emitting particles, etc. are calculated by MENDF. The calculated data generally agree with their corresponding experimental data. MENDF is widely used for nuclear data calculation and to establish ENDF 6 formatted files for the medium low energy region in China.     

248 Cm和252Cf自发裂变瞬发中子谱测量

在飞行时间方法测量 2 0 0keV— 1 2MeV能区内2 48Cm和2 5 2 Cf自发裂变瞬发中子谱 ,以国际原子能机构推荐的2 5 2 Cf自发裂变瞬发中子谱为标准 ,可以免去探测器效率刻度的问题并消除系统误差 ,提高测量精度 .实验用一个微型电离室作为裂变碎片探测器 ,两个芪晶体中子探测器测量中子及一套基于微机的距离分别为 3 2 ,50和 1 0 0cm ,经过对数据的处理和分析给出了 2 0 0keV— 1 2MeV的中子能区内的实验数据 .用Maxwell分布对实验数据进行拟合 ,得到的核温度为 (1 4 0 1± 0 0 0 6)MeV .     

引发持续裂变链意义上中子源有效系数计算程序开发

为研究不同分布形状的中子源对引发持续裂变链概率贡献的等效性问题，自主开发了有效系数的确定性二维计算程序（ECP程序）。完成了ECP程序的物理设计，对伴随中子角通量进行了归一化处理，使得有效系数的计算表达式大为化简：程序对空间变量的离散采取有限差分近似，对能量变量采取多群处理，对角度变量采取离散纵标方法；对于实际经常用到的自发裂变中子源有效系数的计算，程序设定同一能群内自发裂变中子源所包含的各相空间网格中子源强度均为1，而不同能群间的中子源强度比例则等于自发裂变谱，     

16O+232Th垒下全熔合裂变

利用裂变碎片的折叠角分布,从实验上实现了全熔合裂变和转移跟随裂变两种成份的区分.在此基础上测量了质心系能量72.61至80.11MeV ¹⁶O+²³²Th全熔合裂变截面和碎片角分布.包含靶核静态形变效应的耦合道模型计算与实验激发曲线一致.然而,裂变统计理论无法解释实验上观察到的全熔合裂变碎片角分布.而鞍点模型与断点模型的理论预言有较明显的差别.     

核粘滞性对裂变过程的影响

根据裂变扩散模型,把裂变核的形变运动看成是一种准布朗粒子在裂变势作用下的扩散过程.通过Monte-Carlo方法模拟这种布朗粒子在两维相空间内的运动,研究了核粘滞性对裂变过程的影响;解释了裂变过程中的耗散现象.在各种粘滞系数下,对于裂变速率,断点动能等动力学量的数值计算结果是合理的.此法易于推广用来研究多维扩散问题.     

4He闪烁裂变中子探测器时间响应

研制了可用于脉冲辐射场中子探测的4He闪烁裂变中子探测器,并对其时间响应进行了理论和实验研究。采用经验公式和蒙特卡罗方法模拟计算了不同厚度裂变靶产生的裂变碎片和不同能量中子产生的反冲4He核在4He气中的飞行时间,并依据卷积原理推导出探测器的时间响应计算公式。计算结果表明,探测器的波形上升时间约为19.5 ns,半高宽约31.0 ns。用ING-103型稠密等离子体聚焦装置(DPF)脉冲中子发生器对探测器的时间响应进行了实验测量,实验结果与理论值基本一致。     

特征γ谱蒙特卡罗模拟方法的改进

针对中子-γ耦合输运问题,采用蒙特卡罗统计估计和期望值技巧,分别计算了被探测物的总能谱、时间谱和每个元素的特征γ谱,并与MCNP程序结果进行了对比.     

多群输运-燃耗耦合蒙特卡罗计算

介绍了三维多群中子输运-燃耗耦合P3近似蒙特卡罗程序MCMG-BURN，该程序是在连续截面蒙特卡罗程序MCNP和反应堆栅元均匀化程序WIMS基础上发展而来的，使用多群截面为模拟临界实验堆和高通量工程实验堆，取得与MCNP和实验一致的结果，MCMG-BURN具有与MCNP相同的精度，但计算时间较MCNP要少得多。     

临界-燃耗耦合计算方法

基于蒙特卡罗模拟方法,采用MCNP的多群计算程序模拟中子输运方程,并与栅元均匀化程序WIMS耦合,实现了临界-燃耗耦合计算。具体过程是:首先扩展MCNP的多群功能,将其能群扩展为69群;然后,由接口程序将WIMS程序产生69群共振、自屏宏观中子截面转化为ACE格式的多群截面;其次,将新产生的多群截面提供给MCNP,完成临界-燃耗计算;最后,利用此耦合程序进行了基准题校核计算以及实验对比。计算结果表明,此耦合程序是可靠和正确的。     

混合评价核数据库HENDL1.0/MG/MC研制

根据世界几个主要核评价数据库,如ENDF/B 6(美国)、JEF 2.2(欧盟)、JENDL 3.2(日本)、BROND 2.2(俄罗斯)、CENDL 2.1(中国)和FENDL 2(IAEA/NDS),兼顾聚变、裂变以及聚变 裂变次临界混合堆设计研究的多种需要,经过甄别、筛选,最后集成为包含213个核素的基本评价文件,名为HENDL1.0/E的核评价数据库.在此基础上,利用目前流行的群常数加工程序系统NJOY和输运截面制备程序TRANSX制作两套用于中子或/和光子输运计算的输运截面工作库:①参考Vitamin J能群结构制作了175群中子和42群光子、中子 光子耦合多群工作数据库HENDL1.0/MG,可用于离散纵标Sn法程序计算;②连续能群结构、紧凑ENDF(ACE)格式中子截面库HENDL1.0/MC,可用于蒙特卡罗方法输运计算,如MCNP.另外还制作了可用于燃耗(嬗变)计算的燃耗库BURNUP.LIB和响应函数库RESPONSE.LIB两个专用数据库.同时,也对HENDL1.0综合评价核数据库的有效性进行了抽样测试、基准检验和初步确认. A Hybrid Evaluated Nuclear Data Library(HENDL) named as HENDL1.0 has been developed by Fusion Design Study (FDS) team of Institute of Plasma Physics, Academia Sinica (ASIPP) to take into account the requirements in design and research relevant to fusion, fission and fusion-fission sub-critical hybrid reactor. HENDL1.0 contains one basic evaluated sub-library naming HENDL1.0/E and two processed working sub-libraries naming HENDL1.0/MG and HENDL1.0/MC, respectively. Through carefully comparing...     

~(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.     

脉冲源法测量次临界系统裂变衰减特性的理论分析和数值模拟

针对点堆动力学理论解释脉冲源法测试原理时存在的问题, 基于无源中子输运方程分析次临界系统总中子数、泄漏γ射线计数率随时间的变化关系。理论分析表明: 脉冲中子源作用结束后(无源条件下), 在一定时间范围内, 泄漏γ射线计数率和总中子数近似成正比, 两者随时间变化服从近似指数衰减规律, 反映系统本身的裂变衰减特性, 可以由总中子数和γ射线计数率求解瞬发中子衰减时间常数。基于蒙特卡罗程序构造类Godiva裸铀球次临界系统, 模拟脉冲中子源作用下中子和γ射线输运过程, 计算总中子数、泄漏γ射线计数率及两者比值随时间的变化关系, 结果与理论分析一致; 利用脉冲源法由总中子数、泄漏γ射线计数率计算瞬发中子衰减时间常数α₀, 得到与α-k迭代一致的α₀。说明总中子数、泄漏γ射线计数率可以准确反映系统本身的裂变衰减特性。此外, 根据理论分析和模拟计算给出脉冲源法可用数据的时间范围, 分析泄漏γ射线计数率和总中子数比值的影响因素。     

三维中子-光子输运的蒙特卡罗程序MCMG

三维中子-光子输运蒙特卡罗程序MCMG发展了针对物质的碰撞机制,几何块、几何面动态可扩展, 随机数周期进一步扩大到261。可进行多群-连续截面耦合计算,多群散射展开到P5,并考虑了中子上散射,程序配备了通用和专用多群截面库。MCMG模拟取得了与MCNP程序和实验一致的结果,串行计算速度较MCNP快2~4倍,可进行上万处理器核的并行计算。     

TRANSPORT MODEL OF HEAVY NUCLEUS FISSION

Based on the transport theory of nucleons of fission nucleus, we have calculatedthe mass distribution of U fission induced by thermal neutron using Fokker-planckequation and in the calculation, the kinetic energy distribution and other phy-sical quantities are also obtained. Our results agree semiquantitatively with existingexperiments.     

JMCT优化查找策略的实现

分析连续能量点截面中子输运程序JMCT中区间查找的时间复杂度.针对主能量网格,裂变释放中子数和不可分辨共振网格进行区间映射加速,并以等差和等比序列网格为例,对比分析不同散列网格的质量.最后选择寿期初与寿期中燃料棒栅元的k_∞问题进行对比测试.结果显示,对于核素数目较多的输运问题,优化查找策略具有很好的加速效果.