（n,2n）反应实验研究中的中子准直器设计

用3He球形4中子探测器,通过直接反应法可以对核素的（n,2n）反应截面进行测量。在此类实验中,要求对中子束进行很好的准直。好的准直器设计要求能够提高样品处的中子注量率的均匀性,同时保证中子束流边缘处的下降幅度,能够降低低能中子所占份额。本工作采用FLUKA和MCNPX对圆柱形准直器、单锥形准直器及三种不同斜率的双锥形准直器对中子注量率的均匀性和低能中子所占份额进行了对比研究,结果表明,低斜率的双锥形准直器可以满足实验对这两方面的要求。同时,在有样品和无样品两种条件下,对探测系统经由这五种不同准直器准直后的中子束流的响应做了对比,结果显示,经过低斜率的双锥形准直器准直的中子束流,探测系统在有样品时表现为较高的计数率,在无样品时表现为较低的本底。除此之外,对准直器出口处的斜率对准直效果的影响也做了比较。最终中子准直器选用为这种低斜率的双锥形准直器,材料选用为紫铜、不锈钢、聚乙烯和铅。准直孔开口处直径为2.64 cm,长度为137 cm,经准直后样品处的中子束斑直径为3.2 cm。     

(n,γ)反应实验研究中的中子屏蔽设计

用射线全吸收型装置(Gamma-ray Total Absorption Facility,GTAF),可以对中子俘获反应截面进行高精度测量。为了降低实验本底,实验中需要对源中子进行准直和屏蔽,还要对被样品散射的中子进行吸收以减少它们进入探测器后所形成的干扰。采用MCNP对中子的准直器、屏蔽体和中子吸收体进行了模拟设计,中子准直屏蔽体材料选用含硼聚乙烯(BC4 的质量分数为3%) 和铅。准直孔直径为13 mm,长度为500mm,经准直后样品处中子束斑坪顶直径为21 mm。中子吸收体材料选用聚乙烯和碳化硼,吸收体球壳内腔半径30 mm,聚乙烯壳层厚度60 mm,碳化硼壳层厚度10 mm,被样品散射的中子经吸收体后衰减93.7%。Neutron capture cross section can be measured by Gamma-ray Total Absorption Facility (GTAF) with high precision. To reduce the background of experiments, the neutron source must be collimated and shielded, and the neutrons scattered from the sample must be absorbed to minimise interference after they go into the detector. The shield, collimator and absorber were simulated and designed with MCNP code. Boron-ontainingpolyethylene with 3% BC4 and lead are used as the materials for the neutron collimator and shield. The diameter of the collimating aperture is 13 mm, and the length of the collimator is 500 mm. After being collimated, the diameter of neutron beam plateau at the sample position is 21 mm. The neutron absorber is made of polyethylene and BC4, and the thickness of polyethylene shell and BC4 shell are 60 and 10 mm, respectively. The simulated result shows that neutrons scattered from the sample can decay 93.7% through the neutron absorber.     

惯性约束聚变的中子半影成像诊断系统的优化研究

在激光驱动的惯性约束聚变实验中,中子半影成像是重要的诊断方法.基于分辨率的要求,模拟了中子源与半影孔装置间不同距离、半影孔装置不同厚度、半影孔装置不同外径以及不同孔型的系统点扩展函数,通过分析点扩展函数的尖锐性和等晕性优化诊断系统.同时还给出了系统的装配误差要求,并发现系统在线性重建时能达到15 μm分辨率,而非线性重建时能满足5 μm分辨率的诊断要求. 关键词： 中子半影成像 Monte Carlo方法 系统优化 分辨率     

Gamma全吸收型BaF2探测装置中子屏蔽体与吸收体的研究

中国原子能科学研究院已经建造完成了我国第一套全吸收型BaF₂探测装置,采用瞬发γ测量法,精确测量中子俘获反应截面。中子源是利用HI-13串列加速器产生的脉冲化质子束,通过7Li(p, n)7Be反应建立。为了有效降低周围环境材料和探测器产生的散射中子本底,约束中子束流的形状,使用MCNP程序模拟设计了屏蔽体,采用含硼聚乙烯(B₄C质量分数为5%)包裹5 cm铅的方案,以及准直器采用平行孔的方案。该设计使样品处的中子束斑平整均匀,直径约为2 cm,束斑外的中子注量降低5个数量级,γ注量降低3个数量级。同时设计了中子吸收体(外半径为10 cm,厚度为7 cm)用于吸收待测样品产生的散射中子。MCNP和GEANT4程序的模拟结果表明:选择含硼聚乙烯(10B₄C质量分数为10%)作为中子吸收体的加工材料,其中子吸收率达到了80%,并设置1 MeV的能量加和阈,能够满足在线测量中子俘获反应截面的实验要求。     

中子半影成像的散射中子对点扩展函数的影响

基于ICF中子半影成像分辨力的要求,利用蒙特卡罗方法,模拟了4种系统模型的点扩展函数,分析半影孔装置、靶室和中子束流通道的钢管、高密度内爆靶丸的散射中子对点扩展函数的影响;模拟了平面中子源在4种模型中的半影成像,并用维纳滤波方法重建,分析了散射中子对中子半影成像诊断的影响。模拟结果表明:半影孔装置、靶室等的散射中子不会造成点扩展函数的变形,仅仅增加本底,对诊断的影响可以忽略;高密度内爆靶丸的散射中子会造成点扩展函数的平滑,但对诊断的影响有限。     

基于D-T紧凑型中子源的快中子照相准直屏蔽体设计及中子束特性模拟研究

中子照相是一种重要的无损检测技术,它能用于火工产品、毒品和核燃料元件等的检测。基于紧凑型D-T中子发生器,完成了一个用于快中子照相的准直屏蔽体系统（BSA）的物理设计。根据D-T中子源的能谱和角分布建立了中子源模型,采用MCNP4C蒙特卡罗程序,模拟了准直屏蔽体系统中中子和γ射线的输运,准直中子束相对于单位源中子的中子注量可以达到9.30×10-6 cm-2,准直中子束中主要是能量大于10 MeV的快中子;在设置的样品平面直径14 cm的照射视野范围,准直束中子注量的不均匀度为4.30%,准直束中中子注量与γ注量的比值为17.20,中子通量和中子注量比值J/Φ为0.992,说明准直中子束有好的平行性;准直屏蔽体外的泄露中子注量率与准直束中子注量率相比降低了2个量级。所设计的准直屏蔽体能满足快中子照相的要求。Neutron radiography is an important nondestructive testing technique. It can be used to detect the explosive devices, drug and the nuclear fuel element, etc. A beam-shaping-assembly (BSA) based on a compact D-T neutron generator is designed for fast neutron radiography in this paper. D-T neutron source model is constructed based on the neutron energy spectrum and angular distribution data. The transportation of neutron and γ-ray in the BSA is simulated using MCNP4C code. The neutron fluence of the collimated neutron beam with respect to the neutron source of the unit source is 9.30×10-6 cm-2. The collimated neutron beams is mainly fast neutrons with energies greater than 10 MeV. In the irradiation field range with a diameter of 14 cm, the neutron fluence uniformity of the collimated beam is 4.3%, the ratio of the neutron fluence to the gamma fluence in the collimated beam is 17.20, and the neutron flux and the neutron fluence ratio (J/Φ) is 0.992 which indicates that the collimated neutron beam has good parallelism. The leakage neutron fluence in outside of BSA is two orders of magnitude lower than that of the collimated neutron beam. The designed BSA can meet the need of fast neutron radiography.     

极化中子技术

极化中子技术是利用中子的自旋与样品及磁场的相互作用进行测量的一种技术,是中子散射技术中的重要组成部分。极化中子技术已经成功地应用于磁性、强关联、纳米、自旋电子、高分子和生物等材料中,为前沿材料学研究与工业应用提供了所亟需的探测与表征手段。另外,极化中子也被广泛应用于核物理和粒子物理相关领域的基础测量。文章对极化中子技术的发展进行了简要的介绍,概括了极化中子实验所涉及的理论知识,以及在实验中所使用的主要技术,并在此基础上展示了当前极化中子技术在科研中的应用及其所使用的实验装置。     

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。     

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。     

极化中子照相磁场量化技术方案比较与分析

极化中子照相技术通过分析极化中子束的自旋相移对样品磁场进行成像,目前已发展出多种成像技术方案,其中能量选择法和自旋回波法极化中子成像技术从不同的原理出发,解决了极化中子照相中磁场量化的周期解问题,同时避免装置极化效率等参数的影响,可以实现较高的量化精度.本文对两种极化中子照相技术方案进行研究,通过对单色器能量分辨率和装置极化效率等关键参数的分析和模拟,确定在研究堆上开展相关实验的可行性,并初步明确其量化能力和适用范围.相关结果可为极化中子照相的实验数据处理技术研究及装置设计提供参考.     

强光一号装置单氘丝中子发射实验研究

介绍了利用飞行时间技术测量Z箍缩装置单氘丝中子发射。实验发现,Z箍缩中子发射过程中,伴随产生很强的硬X射线,利用铝丝阵产生硬X射线的实验,建立较好的硬X射线屏蔽,大大减弱了它的辐射强度。所采用的双闪烁探测器中子探测系统,进行了3个发次的单氘丝负载实验,确认产生了聚变氘氘中子。4172发次实验测量结果表明,中子产额1.5×109,中子能量为(2.45±0.26) MeV。实验结合分幅照相数据分析认为,峰电流和负载未能很好匹配,等离子体存在不稳定现象。     

10位CMOS数模转换器在中子和γ混合环境下的综合辐射效应

研究了在反应堆中子和γ射线综合辐照环境下CMOS工艺10位数模转换器(DAC)的辐射效应。通过对DAC在γ辐射环境、中子辐射环境、中子和γ混合辐射环境以及中子预辐照后进行γ射线辐照下的效应对比发现,在中子和γ混合辐射环境下会产生电离总剂量效应加剧现象,即一定混合程度的中子和γ同时辐照会增强CMOS器件的辐射效应。     

14 nm FinFET和65 nm平面工艺静态随机存取存储器中子单粒子翻转对比

使用中国散裂中子源提供的宽能谱中子束流,开展14 nm FinFET工艺和65 nm平面工艺静态随机存取存储器中子单粒子翻转对比研究,发现相比于65 nm器件,14 nm FinFET器件的大气中子单粒子翻转截面下降至约1/40,而多位翻转比例从2.2%增大至7.6%,源于14 nm FinFET器件灵敏区尺寸(80 nm×30 nm×45 nm)、间距和临界电荷(0.05 fC)的减小.不同于65 nm器件对热中子免疫的现象,14 nm FinFET器件中M0附近10B元素的使用导致其表现出一定的热中子敏感性.进一步的中子输运仿真结果表明,高能中子在器件灵敏区中产生的大量的射程长、LET值大的高Z二次粒子是多位翻转的产生诱因,而单粒子翻转主要来自于p,He,Si等轻离子的贡献.     

10位CMOS数模转换器在中子和γ混合环境下的综合辐射效应

研究了在反应堆中子和γ射线综合辐照环境下CMOS工艺10位数模转换器（DAC）的辐射效应。通过对DAC在γ辐射环境、中子辐射环境、中子和γ混合辐射环境以及中子预辐照后进行γ射线辐照下的效应对比发现,在中子和γ混合辐射环境下会产生电离总剂量效应加剧现象,即一定混合程度的中子和γ同时辐照会增强CMOS器件的辐射效应。     

HT-7上氘等离子体放电时中子注量的测量与分析

利用三氟化硼（BF₃） 和氦三（3He）正比计数管组成的快速时间分辨中子注量探测系统,对HT-7超导托卡马克上氘等离子体放电时光中子和聚变中子的产生机理进行研究.结合γ射线、硬X射线等相关诊断的实验结果,分析了纯欧姆放电和低杂波辅助加热放电时,中子注量信号随时间演化的典型特征.结果表明：HT-7在投入大功率低杂波辅助加热等离子体放电时,能够产生数量可观的氘-氘（D-D）聚变中子. 关键词： 中子注量 聚变中子 光中子 托卡马克     

利用Si–PIN探测器测量DPF装置中子产额

介绍了Si-PIN中子探测器的结构和测量原理,分析了探测器对14MeV中子的灵敏度.利用该探测器测量了等离子焦点装置的D-T脉冲中子产额,实验结果与SDIN500探测器测量结果在5?%不确定度范围内一致     

快中子照相胶片成像法的初步实验

利用9Be(d,n)反应在北京大学4.5MV静电加速器上产生小于7MeV能区的快中子,采用胶片法进行了快中子照相的初步实验.对快中子胶片成像法的基本性能进行了初步的测试和研究.用国产的原材料研制了一种适用于快中子照相的关键部件－快中子转换屏.实验结果表明研制的快中子转换屏能够满足快中子照相的需要.A preliminary experiment is conducted with direct film method under the condition that fast neutron is generated by the reaction of 9Be (d,n) on the Peking University 4.5 MV Van de Graff, whose energy is lower than 7 MeV.Basic characteristics of direct-film neutron radiography system is researched with the help of samples in different materials, different thickness and holes of different diameter. The fast neutron converter, which is vital for fast neutron imaging, is produced with the materials made in china. The result indicates that fast neutron converter can meet the requirment of fast neutron imaging; what's more, further research of fast neutron imaging can be conducted on the accelerator and neutron-generator in China.     

贫化铀/聚乙烯球壳交替系统中铀-238中子俘获率的测量与分析

为校验次临界能源堆的概念设计,建立了贫化铀/聚乙烯球壳交替系统, 采用活化法测量²³⁸U的中子俘获率. 贫化铀片置于系统内与入射D离子束成90^o的方向上活化 ,用HPGe探测器测量²³⁸U俘获中子衰变产生的²³⁹Np 衰变产生的277.6 keV特征γ射线计数,实验修正了贫铀片对277.6 keV γ射线的自吸收, 得到了交替系统中²³⁸U (n, γ)反应率的径向分布,反应率的相对不确定度为3.5%-3.7%, 并计算得到系统上整个贫铀区中²³⁸U的总中子俘获率为2.24 ± 0.09. 用MCNP5程序在常用ENDF库下进行了模拟计算, ²³⁸U (n, γ)反应率分布计算与实验一般在5%以内符合, 总俘获率在1%以内符合.     

中子管非中子产物性质

采用两只经过标定的ST401闪烁探测器,测量了脉冲中子管的中子产额,在其中一只探测器前端增加铅板屏蔽,1 cm的铅屏蔽使探测器输出减少了18.20%,在加速器中子源上进行的类似实验表明,0.5 cm的铅使探测器的输出减少了2.90%。对两个中子源上测量的情况进行了蒙特卡罗模拟,加速器实验与模拟符合较好,脉冲中子管实验差别较大。对实验和模拟的情况进行了分析,结果表明：中子管除产生中子外,还会产生数量较多的轫致辐射X射线,这些X射线对准确测量中子管中子产额将造成不良影响。     

中子检测爆炸物的原理实验研究

传统的X射线无损检测应用广泛, 但X射线对低原子序素构成为主的爆炸物不能进行有效的甄别; 中子穿透能力较强, 能和原子核相互作用产生特征γ射线, 因此中子无损检测方法能有效弥补X射线无损检测方法的不足。 介绍了几种常用的中子无损检测方法, 并采用脉冲快热中子法（为PFTNA）的方法对模拟爆炸物进行了测量。 实验结果表明, 利用密封中子发生器和采用PFTNA方法进行爆炸物检测是可行的。 Traditional X ray scatheless detecting method is used widely, but it is not useful to discriminate explosive consisting of low Z atomic elements. The penetrability of neutron is much better, and it can interact on atomic nucleus to emit characteristic γ ray. So neutron scatheless detecting methods can the used to detect the low Z atomic elements. In this paper, several neutron scatheless detecting methods are introduced briefly, and the principium experiment using Pulse Fast Thermal Neutron Analysis(PETNA) to detect a kind of explosive simulacrum is carried out. The experiment results show that PFTNA based on the sealed neutron generator is feasible to detect explosive.