D-D中子源中子反射实验

根据检验计算方法和参数的需要，开展D-D中子源水泥材料反射中子实验研究。实验中，通过对直穿透射中予以及水泥反射体反射中子引发^235U（包镉）和^238U裂变率的测量，得到在不同测量点上反射体对中子的反射系数。由于反射中子注量率通常较弱，因此采用固体核径迹法进行裂变率测量。     

基于蒙特卡罗方法的中子屏蔽材料设计

基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP,设计了一种强度高、密度低、具有优异中子屏蔽性能的新型玻璃纤维/B4C/环氧树脂复合材料,模拟计算了镅-铍（Am-Be）中子源产生中子对该材料的透射率;研究了该材料的中子屏蔽性能与传统屏蔽材料的差异以及不同B4C质量分数对该材料的屏蔽性能影响;根据模拟结果分析了该材料对不同能区中子（慢中子、中能中子、快中子）具有的不同屏蔽性能。研究发现：B4C质量分数为10%的该种新型玻璃纤维/B4C/环氧树脂复合材料的中子屏蔽性能,尤其是慢中子屏蔽性能较传统的含硼聚乙烯和Al-B4C合金材料更为优异;但随着B4C质量分数的增大,屏蔽性能提升不明显。结果验证了蒙特卡罗方法用于中子屏蔽材料优化设计的可行性。     

雷姆计在屏蔽墙内测量高能中子的修正因子

在中能重离子反应中出射的E_n>20MeV中子在出射总中子中占有相当大的比例,因此,当用雷姆计测量剂量当量时,由于仪器的能量响应,雷姆计的直接读数低于真实的中子剂量当量值,本文从重离子反应出射中子能谱入手,理论上计算了在屏蔽墙内用10in,直径单球雷姆计和标准A-B雷姆计测量41.7MeV/u ¹²C+Fe和100MeV/u ¹²C+C反应出射中子剂量当量的修正因子. 它可以近似应用于中能重离子反应出射中子的剂量当量测量.     

D-T中子与平板型聚乙烯材料作用的次级中子角度谱实验研究

基于反冲质子法建立了一种测量D-T中子与平板型宏观样品作用的次级中子角度谱的实验方法.为保证探测器的能量线性并在较低的中子有效测量下阈(0.5 MeV)情况下获得好的中子-伽马射线甄别性能,采用高、低能段分别测量的方法.采用事件记录法,同时记录了次级中子和伴随伽马射线的脉冲形状甄别和脉冲幅度二维信息,利用基于ROOT数据分析平台编写的离线数据分析程序,完成了伴随伽马射线的挑选和扣除,以及高、低两能段反冲质子谱的拼接,并成功的将神经网络技术应用于中子能谱的解谱,获得了D-T中子与9和18 cm厚平板型聚乙烯材料作用的0.5-15 MeV的次级中子角度谱实验结果.实验模型的MC模拟由MCNP5完成,数据库采用ENDF-VI,实验结果和MC计算结果在实验不确定度范围内一致. 关键词： D-T中子 积分中子学 反冲质子法 次级中子能谱     

用于中子测量的俘获探测器研究

为了在弱中子场和有限小空间内测量绝对裂变率, 制作了俘获探测器, 研究了俘获探测器的性能。 介绍了用于中子测量的俘获探测器和铅屏蔽室, 以及该探测器系统在特定条件下测量裂变反应率的结果, 并与裂变室测量结果进行了比较。 探讨了铅屏蔽室大小对测量结果的影响。 To detect the absolute neutron flux in a weak neutron field and restricted space, the fission fragment trapping detector was fabricated and the properties of the detector were studied. In this paper, the detector and shielding chamber used in neutron detection were described and the experimental measurements of the fission rate in specific condition were performed with the detection system and the result has been compared with that obtained by fission chamber. The influence of the shielding chamber on the measured results was analyzed.     

在屏蔽墙外用雷姆计测量高能中子的修正因子

考虑到穿过混凝土屏蔽墙后中子能谱相对变“硬”的效应和中子雷姆计的能量响应特性,计算了用10英寸直径单球雷姆计和标准A–B雷姆计在屏蔽墙外测量中能重离子反应出射高能中子剂量当量的修正因子.     

无损检测用15MeV电子直线加速器主束内光中子剂量的测量与MC模拟计算

通过实验和模拟计算研究了无损检测用15MeV电子直线加速器X射线主束内的中子剂量. 加速器采用了铜复合靶和钨加含硼聚乙烯的屏蔽结构, 能够有效地减少光中子的产生, 中子产额在1/1000n/γ以下. 但由于主束内光子剂量很大, 中子的绝对强度也不容忽视. 针对加速器周围强X射线脉冲辐射场的特点, 采用了被 动型的中子剂量测量方法, 加速器正常工作情况下, 使用CR-39片和双电离室测量了等中心处中子对X射线的剂量当量比率, 分别为0.19mSv/Gy X-ray和0.060mSv/Gy X-ray. 利用MCNP5模拟计算了实验相应点的中子对X射线的剂量当量比率, 为0.092mSv/Gy X-ray, 与实验测量结果在数量级上一致. 加速器主射束上D_n/D_γ<1/1000,小于辐射防护标准对中子泄漏剂量的规定值, 从而验证了屏蔽结构的安全性.     

CoFe/TiZr多层膜材料界面结构与性能的极化中子反射研究

利用极化中子反射技术较系统地研究了CoFe/TiZr复合多层膜材料界面结构，结果表明.1)从多层膜超镜传输特性角度考虑，等厚对层不如非等厚对层膜结构好.2)等厚对层的最佳退火温度约250℃，非等厚对层退火温度低于250℃影响不明显，等厚和非等厚对层经350℃退火后膜层变化严重.3)从布拉格峰位变化看，随着退火温度的升高，等厚对层膜的厚度先变小后变大；非等厚对层与之相反.     

CoFe/TiZr多层膜材料界面结构与性能的极化中子反射研究

利用极化中子反射技术较系统地研究了CoFe/TiZr复合多层膜材料界面结构,结果表明.1)从多层膜超镜传输特性角度考虑,等厚对层不如非等厚对层膜结构好.2)等厚对层的最佳退火温度约250℃,非等厚对层退火温度低于250℃影响不明显,等厚和非等厚对层经350℃退火后膜层变化严重.3)从布拉格峰位变化看,随着退火温度的升高,等厚对层膜的厚度先变小后变大;非等厚对层与之相反. 关键词： CoFe/TiZr多层膜 退火影响 膜层结构 极化中子反射     

贫铀球壳中D-T中子诱发的铀反应率的测量与分析

为校验次临界能源堆的概念设计,在R19.4/30.0 cm的贫铀球壳装置上采用活化法开展14 MeV中子学积分实验.布放6片贫铀活化片于球壳中与入射D离子束90°方向上的不同位置处活化,用HPGe探测器测量238U(n,γ)反应、238U(n,f)及235U(n,f)反应和238U(n,2n)各反应产物发射的特征γ射线,得到了相应的反应率.238U(n,γ)反应率的不确定度为3.6％-3.7％,238U(n,D和235U(n,f)反应率的不确定度为5.1％-5.9％,238U(n,2n)反应率的不确定为4.3％-4.7％.用MCNP5程序在ENDF66c数据库下进行模拟计算,238U(n,γ)反应率的计算值/实验值(C/E)为0.972-1.034,238U(n,f)和235U(n,f)反应率的C/E为0.983-1.058,238U(n,2n)反应率的C/E为0.979-1.019.     

氘氚源中子穿过聚乙烯样品泄漏中子谱的测量与模拟

采用飞行时间技术测量了氘氚（D-T）源中子穿过不同厚度板状聚乙烯样品后40°方向的泄漏中子时间到达谱,样品的长和宽均为100 cm, 厚度分别为4.5, 9, 18和27 cm。 本底谱测量采用了无样本底测量和无样堵孔本底测量2种方案, 利用MCNP-4C程序模拟了相同实验条件下的泄漏中子时间到达谱, 模拟过程中考虑了源中子的能谱与角分布、脉冲中子束宽度、 探测器的效率以及样品的有效面积。通过比较发现, 采用无样测量谱作为本底时,计算值/实验值（C/E）值大于1, 并且随着样品厚度的增加而偏离1;而本底谱采用无样堵孔测量谱时, C/E小于1, 并且随着样品厚度的增加而接近1。通过对两套本底谱的分析, 并结合蒙特卡罗模拟, 计算求得了相应样品厚度下比较接近实际的本底谱,采用该模拟计算本底谱后,C/E值有了明显的改善。The neutron leakage spectrum were measured at 40° by time of flight method for polyethylene slabs with the thicknesses of 4.5, 9,18 and 27 cm,respectively. The experimental results were compared with the MCNP-4C simulations, which carefully considered many effects, such as the angle and energy distributions of the source neutrons,the width of the beam pulse,the detection efficiency and the effective measured area. The sample out and collimator filled spectra were measured as the background, and the results showed that C/E values were larger than 1 when using the sample out background spectra,but smaller than 1 when using the collimator filled background spectra. Combine these two different background spectra, a new method was used to calculate the background spectrum,and the results have a better agreement with the simulations.     

400~1500 MeV质子轰击铅靶和钨靶的出射中子能谱的FLUKA和Geant4模拟研究

在ADS散裂靶系统的优化设计中,蒙特卡罗方法结合可靠的散裂反应理论模型进行中子学计算具有重要的作用。本工作利用Geant4程序中的INCLXX模型、BIC模型以及BERT模型和FLUKA程序分别模拟了597 MeV和1 500 MeV质子轰击薄铅靶不同出射角度的中子双微分截面,500,1 500 MeV质子轰击厚铅靶不同出射角度的中子双微分产额,以及400,600,800,1 000和1 200 MeV质子轰击厚钨靶在反角方向（175 °）的中子双微分产额,并与实验数据进行比较。研究表明,对于薄铅靶,Geant4程序的INCLXX模型和FLUKA程序模拟结果与实验符合得更好。能量在10～40 MeV范围内,BIC模型模拟结果明显高于实验数据,而BERT模型模拟结果略微低于实验数据。对于厚铅靶,在40 MeV左右所有的模拟结果都低于实验数据。对于厚钨靶,Geant4程序的BIC模型和FLUKA程序与实验数据符合得较好,INCLXX模型在能量高于60 MeV时模拟结果低于实验数据,BERT模型与实验数据差异较大。总体来看,Geant4程序的INCLXX模型和FLUKA程序进行ADS散裂靶相关的中子学的计算是合理和可靠的。The reliable Monte Carlo simulation codes coupled with nuclear reaction models play an important role in the neutronic calculation for the design and optimization of the ADS spallation target. In this work, the double differential cross sections at different angles produced from a thin lead target bombarded with 597 and 1 500 MeV protons, the neutron energy spectra at different angles produced from a thick lead target bombarded with 500 and 1 500 MeV protons, and the neutron energy spectra in the backward direction(175°) produced from a thick tungsten target bombarded with 400, 600, 800, 1 000 and 1 200 MeV protons are calculated with the Geant4 code coupled INCLXX, BIC and BERT models and the FLUKA code. The calculations are compared with the available experimental data. The results show that, for the thin lead target, the calculations with the Geant4 coupled INCLXX model and FLUKA code well reproduce the experimental results. In a energy range from 10 to 40 MeV, BIC model obviously overestimates the experimental results, and BERT model slightly underestimates the experimental results. For the thick lead target, all of the calculations underestimate the experimental results around 40MeV. For the thick tungsten target, the Geant4 coupled BIC model and FLUKA code well reproduce the experimental results. INCLXX model underestimates the experimental results above 60 MeV. BERT model bad reproduces the experimental results. Overall, the neutronic calculations with the Geant4 code coupled INCLXX model and FLUKA code for the ADS spallation target is reasonable and reliable.     

14MeV中子引起的185Re(n,2n)184g,mRe和191Ir(n,2n)190Ir的核反应截面测量

利用活化方法测量了1?4MeV中子引起的¹⁸⁵Re(n,2n)^184gRe,¹⁸⁵Re(n,2n)^184mRe和¹⁹¹Ir(n,2n)¹⁹⁰Ir核反应的截面.中子能量E_n=(14.7±0.2)MeV时的实验结果分别为:(1817±85)mb,(390±18)mb和(2038±82)mb.并利用HFTT程序计算了中子能量在7—18MeV范围内的截面值,给出了其中两个核反应的激发函数曲线.     

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.      

HCSB DEMO ����ͨ���׷������Ƭ������ϵͳ��������о�

利用蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP)对氦冷固态增殖剂包层聚变示范堆(HCSB DEMO)做了中子通量谱分析。根据中子通量谱特点选出活化片材料,根据跑兔系统和活化片法测中子通量的原理设计出适用于测量HCSB DEMO增殖包层中子的活化片法测量系统,并对其各组成部分及功能做了说明。计算了活化片在测量系统辐照端辐照时的活化反应率、活化片特征γ射线发射率及特征γ计数率,并得到一套合理的测量方案,用于HCSB DEMO包层中子的测量。     

13.5—14.6MeV能区中子引起的50Cr(n,2n)49Cr和52Cr(n,2n)51Cr核反应截面的测量

报告了在13.5-14.6MeV中子能区，用活化法(以93Nb(n，2n)92mNb反应截面为中子注量标准)测得的50Cr(n, 2n)49Cr和52Cr(n, 2n)51Cr的反应截面. 由能量为13.5±0.3 ,14.1±0.2,14.4±0.3 和14.6±0.3MeV的中子引起的50Cr(n, 2n)49Cr反应截面值分别为3.4±0.2,6.8±0.3,21.5±1.0 和25.0±1.2mb，52Cr(n, 2n)51Cr的反应截面值分别为185±10,193±9,258±13 和332±16mb. 单能中子用T(d,n)4He反应获得，其能量用铌锆截面比法测定. 另外，为避免热中子引发的50Cr(n, 2g)51Cr对52Cr(n, 2n)51Cr反应截面的影响，在样品被辐照过程中对样品进行了包镉处理，并将实验结果与尽可能收集到的其它实验数据进行了比较.     

HCSB DEMO 中子通量谱分析及活化片法测量系统概念设计研究

利用蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP)对氦冷固态增殖剂包层聚变示范堆(HCSB DEMO)做了中子通量谱分析。根据中子通量谱特点选出活化片材料,根据跑兔系统和活化片法测中子通量的原理设计出适用于测量HCSB DEMO 增殖包层中子的活化片法测量系统,并对其各组成部分及功能做了说明。计算了活化片在测量系统辐照端辐照时的活化反应率、活化片特征γ 射线发射率及特征γ 计数率,并得到一套合理的测量方案,用于HCSB DEMO 包层中子的测量。     

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。