中子学积分实验

从６０年代开始，我所就开展了聚变中子积分实验，完成了造氚率、裂变率、穿透率及泄漏中子能谱测量等研究课题。１９８７年以来承担了“８６３”计划的聚变裂变混合堆包层中子学积分实验，开展了Ｂｅ、Ｐｂ的１４ＭｅＶ中子倍增率实验，其中Ｂｅ实验为中、美、日国际合作，实验误差为２．８％，实验结果为理论计算提供积分检验。     

中子学积分实验

从６０年代开始,我所就开展了聚变中子积分实验,完成了造氚率、裂变率、穿透率及泄漏中子能谱测量等研究课题．１９８７年以来承担了“８６３”计划的聚变裂变混合堆包层中子学积分实验,开展了Ｂｅ、Ｐｂ的１４ＭｅＶ中子倍增率实验,其中Ｂｅ实验为中、美、日国际合作,实验误差为２．８％,实验结果为理论计算提供积分检验．新的一轮中、美、俄的更大厚度的Ｂｅ中子倍增率实验国际合作正在进行之中．现在,中美关于核聚变合作已经确定了１７个项目,我所承担了其中的“关于ＩＴＥＲ和建议的聚变堆包层及屏蔽系统的中子学积分实验”这一项目． Since 1960s, the fusion neutronics integral experiments have been carried outin our institute. Several research subjects, including the measurements of the tritium production rate,the fission rate,the leakage rate and the neutron energy spectra, have been finished. Since 1987,neutronics integral experiments of the blanket in the fusion-fission hybridreactor in the "863" project have been taken on. The experiments of 14MeV neutron multiplication in Be and Pb have been performed and the experimental error is ...     

ST托卡马克聚变堆嬗变中子学初步设计

从ITER设计概念外推到发电的托卡马克堆，被称为“标准的”或“传统的”托卡马克聚变堆。鉴于“传统的”托卡马克的致命缺点，比如非稳态运行、聚变功率密度低、装置尺寸大、电成本高等。为此，人们努力寻求一种先进的托卡马克概念，最终建成在结构简单、运行稳定、经济上有吸引力的聚变电站。     

球形托卡马克聚变嬗变堆中子学设计

基于对球形托卡马克ST聚变堆的研究,提出了ST聚变嬗变堆的设计概念。对堆芯参数作了初步选择,确定了一组适合于嬗变包层的堆芯参数供中子学计算和结构设计参考,给出了在以嬗变次锕系元素（MA）核废物为目标的一维中子学计算结果。     

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     

聚变裂变混合堆设计中的中子学问题

本文简要叙述了聚变裂变混合堆包层设计所涉及的中子γ光子耦合输运方程、核子数密度方程及有关计算机程序系统；介绍用于聚变堆设计的核数据工作现状及未来工作重点。     

球形托卡马克堆嬗变中子学计算的比较研究

基于对球形托卡马克（ST）聚变堆的研究，提出了ST聚变－嬗变堆的设计概念。运用一维输运燃耗计算程序BISON3.0进行了优化设计，确定了适合于嬗变少额锕系MA核素的堆芯等离子体参数、包层结构及合适的换料周期。在一维计算的基础上，运用二维中子学程序TWODANT进行了二维中子输运计算；结合TWODANT给出的中子通量，运用一维放射性计算程序FDKR进行了燃耗计算，并给出了有关的计算结果。     

中国超导聚变工程实验堆氦冷固态包层中子学设计分析

根据中国聚变工程实验堆(CFETR)设计要求,参考氦冷固态包层实验包层模块(HCCB TBM)的设计经验,完成了CFETR固态包层的中子学设计分析,并评估了中平面位置可开窗口的最大面积。设计分析结果表明,基于增殖单元的固态包层中子学设计方案的氚增殖比(TBR)达到了1.243,满足CFTER氚自持设计要求;中平面可以开出的辅助窗口的最大面积为11.43m²。     

SILEX-I装置上激光-团簇聚变实验中子产额测量

 超短超强脉冲激光与CD4团簇相互作用可以产生高能量的氘离子,从而产生DD聚变中子,这种团簇聚变中子源有着非常广阔的应用前景。在SILEX-I 100 TW飞秒激光装置上,超短超强脉冲激光与CD₄团簇相互作用实现了DD核聚变。团簇聚变的中子产额是实验中最为重要的物理量,在实验中采用高灵敏的中子探测器对团簇聚变产生的中子进行了测量,在现有实验条件下测得中子产额为10³。     

最近的中子探测实验和声空化

评述了2002年3月8日美国Science杂志发表的橡树岭国家实验室Taleyarkhan等在产生在微小气泡反应中探测到中子的实验，还介绍了声空化和声致发光的历史，以及与热核聚变和“冷聚变”的关系。     

SILEX-I装置上激光-团簇聚变实验中子产额测量

超短超强脉冲激光与CD4团簇相互作用可以产生高能量的氘离子,从而产生DD聚变中子,这种团簇聚变中子源有着非常广阔的应用前景。在SILEX-I 100 TW飞秒激光装置上,超短超强脉冲激光与CD4团簇相互作用实现了DD核聚变。团簇聚变的中子产额是实验中最为重要的物理量,在实验中采用高灵敏的中子探测器对团簇聚变产生的中子进行了测量,在现有实验条件下测得中子产额为103。     

厚闪烁体内次级中子对快中子图像质量的影响研究

利用编制的快中子照相数值模拟程序(FNRSC)模拟计算了入射中子能量为14 MeV时,厚度5—300 mm闪烁体内次级中子对快中子图像质量的影响,结果表明闪烁体厚度d<50mm时,次级中子对图像的影响强烈依赖于闪烁体厚度,而当d>50 mm时,次级中子对图像的影响趋于饱和.将文献中利用蒙特卡罗中子-光子输运程序(MCNP)计算的次级中子对图像影响和文中计算结果进行了对比,给出了二者存在差异的主要原因：次级中子分布对入射中子空间分布的强烈依赖性;能量沉积和荧光输出这两种计算方法对 关键词： 14 MeV中子 快中子照相 次级中子 Monte Carlo模拟     

聚变中子学的蒙特卡罗PVM并行模拟在ITER中子诊断设计中的应用

聚变能源很可能是人类文明得以维持发展的新型能源。未来的氘氚聚变堆的结构和工程设计很大程度上依赖于以聚变中子学为基础的计算。在过去的十余年中，很多的核数据库如FENDL和JENDL的检验工作围绕ITER设计而展开。聚变中子学计算包括中子和光子的输运计算。其计算目标是提供反应率和能谱等重要的信息。一维或二维的聚变中子学解析计算能提供一定精度的结果和高效率的优化设计，但对于一个三维的聚变托卡马克反应堆来说，只有蒙特卡罗方法能提供较精确的数值模拟结果。MCNP程序是由LANL实验室发展的用于中子和光子的蒙特卡罗计算的大型程序。PVM的并行计算环境能提高为MCNP程序的运行执行效率。     

GaAs:Cr探测器对聚变脉冲中子诊断的灵敏度研究

 介绍了国产GaAs:Cr光电导探测器(简称PCD)在DT聚变中子辐射脉冲测量中的应用，利用PIN探测系统绝对测量结果，获得了GaAs:Cr PCD的14.1MeV中子直照灵敏度是1.5×10^-20C cm²/mm³，测量误差为±18%。此结果与理论预估和国外报道在误差内符合。     

GaAs:Cr探测器对聚变脉冲中子诊断的灵敏度研究

介绍了国产GaAs:Cr光电导探测器(简称PCD)在DT聚变中子辐射脉冲测量中的应用,利用PIN探测系统绝对测量结果,获得了GaAs:Cr PCD的14.1MeV中子直照灵敏度是1.5×10-20C cm2/mm3,测量误差为±18%。此结果与理论预估和国外报道在误差内符合。     

HL-2A装置上DD热核聚变中子产额和通量的估算

用蒙特卡罗方法,利用MCNP3B编码计算了HL 2A装置芯部离子温度为5keV、离子密度为5×1013cm-3的DD热核聚变中子产额的空间分布,以及高场边A、低场边D、偏滤器的B和C点所在位置各种能量的中子辐射通量和平均通量。计算了由于D+D→P+T反应产生氚,在10%的氚与氘发生DT反应产生中子的条件下,热核聚变中子的产额以及在A、B、C、D各位置通量发生的变化。计算结果为发展新的聚变中子诊断系统、辐射防护和环境评估提供了依据。     

国际聚变材料辐照装置屏蔽中子学设计研究

介绍了中国科学院等离子体物理研究所与德国Forschungszentrum Karlsruhe合作开展的国际聚变材料辐照装置（IFMIF）屏蔽中子学方面的相关设计研究工作。重点介绍了新开发的三维耦合屏最计算方法,包括其基本原理和程序系统等,以及基于该方法的IFMIF的三维屏蔽计算典型结果与分析。The International Fusion Materials Irradiation Materials Irradiation Facility （IFMIF） is a joint project within the framework of the Fusion Materials Implementing Agreement of the International Energy Agency （IEA）. Shielding is one of the key issues of the IFMIF engineering design. Due to the complex geometry and large size of the shields, it is difficult to make accurate shielding design using the conventional computational tools. To handle this problem, a coupled 3-D computational scheme has been developed under the cooperation of the Institute of Plasma Physics of Chinese Academy of Sciences and Forschungszentrum Karlsruhe Germany. This paper presents the newly-developed 3-D coupled computational scheme and its application to the IFMIF shielding design.