碳化硼陶瓷复合靶板抗侵彻性能实验研究

为研究碳化硼陶瓷的抗侵彻性能,开展了?12.7 mm钢球侵彻碳化硼陶瓷及复合靶板、12.7 mm长杆弹侵彻超高分子量聚乙烯纤维(UHMWPE)约束碳化硼陶瓷复合靶板实验,讨论了碳化硼陶瓷的破坏模式,研究了约束方式对碳化硼陶瓷抗侵彻性能的影响。结果表明:在钛合金/UHMWPE背板约束作用下,弹丸与陶瓷的相互作用时间更长,产生更细的陶瓷粉末,大尺寸碎片含量减少,吸收的能量更多,陶瓷的抗侵彻性能进一步提高;背板在弹体和陶瓷锥的共同冲击下,造成钛合金的花瓣形卷边破坏,UHMWPE层合板伴随着较大范围的层间分层,形成"X"形隆起现象;采用纤维约束陶瓷,使碳化硼陶瓷板在子弹侵彻时能够保持完整,增强了对弹体的磨蚀作用,提高了抗弹性能,具有一定的抗多次打击能力。通过分析碳化硼陶瓷复合装甲的抗侵彻机理,为今后复合装甲的优化设计提供了参考依据。     

中子散射在磁性材料研究中的应用

中子具有天然磁矩,穿透能力强且对轻元素敏感等独特的优势,是目前研究材料中磁结构最有力的工具。发展中子散射技术对开发新型磁性材料和研究磁性物理机理等方面具有重大意义。文章介绍了几种常用的中子散射技术(如粉末衍射、小角散射、反射等),并通过典型的实例来说明它们在磁性材料研究中的具体应用。针对国内介绍中子反射技术的资料相对较少,尤其是极化中子反射技术在精确定量表征薄膜磁性大小和分布方面的研究极度匮乏的现状,文章重点介绍了这一特色技术以及应用实例。     

瞬发中子衰减常数的脉冲中子源法测量系统建立

在向没有任何缓发中子先驱核存在的次临界系统中注入一束脉冲中子后，系统中的瞬发中子强度随空间和能量分布的形状在经过很短一段时间的调整后，将A=Aoexp(λ，t）衰减，A为瞬发中子强度，s^-1；A0为初始瞬发中子强度，s^-1；t为瞬发中子衰减时间，s；λ为瞬发中子衰减常数，s^-1。     

聚变中子能谱测量系统脉冲中子灵敏度的实验研究

为多种复杂环境下的稳态和脉冲DT聚变中子能谱测量建立了一种灵敏度优化反冲质子磁谱仪. 使用成像板和同位素α源测量了谱仪的反冲质子能量-位置投影关系. 利用稳态加速器中子源平台、通过单粒子计数方法结合三维带电粒子输运程序模拟,研究了谱仪脉冲中子灵敏度能量响应. 通过高探测效率参数设置使谱仪对DT中子的探测效率达到2×10^-5 cm²水平,从而在较弱中子源上获得了较高统计精度实验数据. 程序模拟结果与谱仪α粒子刻度和DT中子标定实验结果取得了良好的一致性,可由此发展精细解谱技术,以提高脉冲中子能谱测量的灵敏度和能量分辨. 关键词： 聚变中子能谱 磁反冲质子 脉冲中子灵敏度 粒子输运     

组合PIN脉冲中子探测器灵敏度研究

对新型组合PIN脉冲中子探测器的灵敏度进行了研究,实验测量探测器的DT中子灵敏度和γ相对灵敏度,用Monte?Carlo方法计算了探测器的中子灵敏度.实验测量和计算表明:通过转换靶的选取,组合PIN探测器的中子灵敏度在一定范围内连续可调,组合PIN探测器对γ的灵敏度比普通PIN探测器低2个量级,是一种对γ不灵敏的新型脉冲中子探测器.     

聚乙烯和铝组合壳体的反照中子测量

在聚乙烯和铝组合壳体上测量反照中子，检验数值模拟计算方法和程序。建立了3种组合装置，即等厚聚乙烯壳和铝壳组合，不等厚聚乙烯壳和铝壳组合，铝壳。D-T聚变中子由K-400中子发生器产生。中子屏蔽体由铁和含氢慢化吸收体组成。采用铀核裂变法测量反照中子。中子探测器为小型平板贫化铀和浓缩铀裂变室。探测器放在屏蔽体后面的铁球壳水平赤道方向上的不同测点上测量。贫化铀中的^235U同位素采用迭代方法扣除。实验大厅的散射中子本底采用实验屏蔽法和数值模拟计算结合的方法扣除。     

散裂中子源耦合慢化器的中子学研究

利用蒙特－卡罗方法研究了散裂中子源中耦合慢化器的中子学特性。给出了冷中子与热中子慢化器的中子能谱。甲烷慢化器提供了性能非常好的冷中子，在低功率的散裂中子源中得到了应用。计算了慢中子引出的角分布。由于较低的氢密度，液态氢的漫化能力低于水与液态甲烷，但是可以通过增加预慢化器来弥补这一问题。2cm厚的水预慢化器层可以大约减少热量在低温慢化器中的热量沉积33％而不破坏中子特性。     

中国散裂中子源反角白光中子束流参数的初步测量

中国散裂中子源(CSNS)已于2018年5月建设完工,随后进行了试运行.其中的反角白光中子束线(Back-n)可用于中子核数据测量、中子物理研究和核技术应用等多方面的实验.本文报道对该中子束的品质参数测量实验过程以及最终实验结果.实验主要采用中子飞行时间法,利用~(235)U,~(238)U裂变室和~6Li-Si探测器测量了中子能谱和中子注量率,又利用闪烁体-互补金属氧化物半导体探测系统测量了中子束斑的剖面,得到了该束线的初步实验测量结果.其中白光中子的全能谱测量范围eV—100 MeV,给出了不确定度分析;给出了中子注量率两个实验厅位置的满功率值;给出了白光中子在直径60 mm情况下的全能区束斑.通过与模拟结果的比较探讨了以上结果的合理性,并提出了改进计划.这些实验结果为以后该束线的核数据测量和探测器标定实验奠定了基础.     

不同厚度镥样品中子俘获反应实验研究

C₆D₆闪烁体探测系统结合脉冲权重技术被广泛应用于中子俘获反应截面测量研究.实验中采用的样品厚度直接影响中子束流时间,同时也影响实验数据的可靠性.本文基于中国散裂中子源反角白光束线(CSNS Back-n)C₆D₆探测系统,对比研究了不同厚度的镥(Lu)样品中子俘获反应截面的实验测量.利用GEANT4蒙特卡罗程序模拟了考虑样品厚度的探测系统光响应,计算出精确的脉冲权重函数.实验中,通过采用较长中子飞行距离和本底测量,得到了高精度的共振区产额分布.通过R矩阵理论分析产额分布,得到了相应的实验共振参数.结果发现,较厚Lu样品因其厚度效应导致共振曲线发生变化,实验共振参数与ENDF/B-Ⅷ.0评价数据库差距较大;然而,较薄Lu样品实验结果能够很好地再现ENDF/B-Ⅷ.0评价数据.     

a-SiC:H薄膜的中子辐照研究

用射频（13.56MHz）反应溅射法制备了a-SiC:H 薄膜,并将制得的薄膜采用高能中子（14MeV）进行辐照。采用电阻率、Raman谱及红外光谱对薄膜的结构与特性变化规律进行了表征。分析结果表明：所得a-SiC:H薄膜中存在多余的非晶态碳。随着中子辐照剂量的增加,a-SiC:H薄膜中SP-2C=C键增加,即其中的碳存在类石墨化的趋势。中子辐照后薄膜的电阻率的略微减小现象,可用缺陷对载流子的捕获模型进行解释。     

a-SiC:H薄膜的中子辐照研究

 用射频（13.56MHz）反应溅射法制备了a-SiC:H 薄膜，并将制得的薄膜采用高能中子（14MeV）进行辐照。采用电阻率、Raman谱及红外光谱对薄膜的结构与特性变化规律进行了表征。分析结果表明：所得a-SiC:H薄膜中存在多余的非晶态碳。随着中子辐照剂量的增加，a-SiC:H薄膜中SP-2C=C键增加，即其中的碳存在类石墨化的趋势。中子辐照后薄膜的电阻率的略微减小现象，可用缺陷对载流子的捕获模型进行解释。     

基于中国散裂中子源反角白光中子束线的天然锂中子全截面测量

锂是熔盐堆燃料载体盐的主要材料之一,其中子核反应截面数据是熔盐堆芯中子物理设计及堆芯长期安全运行中的重要基础数据.本工作基于中国散裂中子源反角白光中子束线(CSNS Back-n)飞行时间谱仪,利用中子全截面测量谱仪(NTOX),采用透射法测量了天然锂中子全截面.实验中,中子飞行距离约为76.0 m,采用15.0 mm和8.00 mm两种厚度的天然锂金属样品,在0.4 e V—20 Me V中子能量范围内测得了统计计数较好的中子全截面.特别是在ke V及以下能区增补了实验数据,为锂的核数据评价工作提供了更加丰富和可靠的实验数据.在此基础上,采用1/v律和R矩阵理论对Me V以下能区的新测量数据进行了理论分析,获得了7Li和6Li在260 ke V能量附近的中子共振参数.     

中国散裂中子源工程材料中子衍射谱仪尖嘴型中子准直光阑的研制

中国散裂中子源（CSNS）工程材料中子衍射谱仪（EMD）的样品非常大,且形状各异,有些样品甚至是曲面的,中子准直光阑（狭缝）要靠近这些异形构件,需要设计成尖嘴型。狭缝的主要作用是给样品测试提供所需要的束流尺寸,并保证束流尺寸精度很高,束流没有太多杂散中子。工程材料中子衍射谱仪的尖嘴型狭缝为连续型,开口可以根据实验需求进行变化。狭缝采用双导轨结构,定位精度高,重复定位精度优于10μm,绝对定位精度优于30μm。狭缝刀片采用富集碳化硼,较大程度减小了刀片的厚度,可以有效降低狭缝悬臂结构的变形量,保证狭缝有足够长度的尖嘴,能够接近异形构件,特别能够深入到长管内部,提高了工程材料中子衍射谱仪的实验能力。狭缝采取双重安全设计：导轨互换系统和防撞结构,可以有效防止狭缝在使用过程中被大件样品撞坏。该狭缝已经应用到中国散裂中子源工程材料中子衍射谱仪的实验测试,为残余应力测量做出了重要贡献,它的应用为国内外尖嘴型狭缝的设计提供了非常重要的参考。     

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1.2 cm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1.2 cm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3.2 cm的半球壳型、半径6 cm和8 cm的圆柱型等形状差异较大的铀部件质量也仅偏小5%~10%。     

锂离子电池材料的中子衍射研究

历史上每一次人类社会的重大进步都伴随着能源的变革。化石能源的利用给人类社会带来极大便利的同时,也对我们赖以生存的自然环境造成了巨大破坏,发展绿色、清洁、高效的可替代能源是当代科技工作者肩负的重要使命。当前,各国都在加大对核能、太阳能、风能、生物能、水能等清洁能源的开发力度,大量的人力和物力投入到这一能源变革之中。     

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.     

活化法测量中子活化在线分析系统样品处的中子能谱

用多箔活化法测定了由Am Be中子源慢化屏蔽系统构成的中子活化在线分析系统样品处的中子能谱。 根据待测场点的中子注量率水平, 选用了5种非裂变核材料箔, 其中4种是中能区和热区的, 1种是快区的, 给出了各箔片的特性参数。 通过在待测场点对箔片进行辐照, 并测量其生成放射性核的γ放射性, 计算出了各箔片的活化率。 运用SAND II和MSIT迭代方法, 解出了待测场点的中子能谱。 详细分析了数据处理过程中群截面的加工处理以及由于自屏蔽效应引起的群截面修正问题; 研究了影响解谱精度的主要因素; 对解谱结果作了一定的分析讨论; 并用蒙特卡罗(MC)方法对最后的中子能谱做了不确定度分析。     

ST嬗变堆中心柱的中子学及中子辐照效应研究

基于先进核数据库ENDF/B-VI和计算机程序对ST嬗变堆中心柱的中子学及辐照损伤的二维分析计算结果，分别对中心柱导体因中子辐照影响而引起电阻率、电阻、电流和欧姆电阻功率等的沿径向不均匀分布，以及辐照损伤对中心柱热工水力问题及更换寿命的影响进行了分析和计算。结果表明，中子辐照直接改变了中心柱导体材料的电阻率分布。热工-水力学分析和计算表明，电流不均匀分布可显著地延长中心柱的使用寿命，并估算出ST嬗变堆中心柱设计的更换寿命大约8年。