引入源-样品距离影响的主动中子多重性质量反演公式北大核心CSCD

主动中子多重性计数测量方法是常用的核材料质量无损测量方法,已广泛应用于核材料衡算、核安保测量与军控核查等领域。我们通过对JMCT中子-光子输运程序的二次开发,实现了对经典点模型铀样品质量估算实验的数值模拟,并提出了改进的铀样品质量计算公式。该算法可以显著降低本实验中源-样品耦合与源中子反照等作用对铀样品质量估算精度的影响。建立了主动中子多重性计数测量探测系统模型和32个铀样品半球壳模型,模拟得到了与铀样品距离不同的DT源和AmLi源主动中子多重性计数,利用数值模拟手段检验了质量估算算法的有效性。数值模拟结果表明,改进的铀质量估算算法可以使质量估算的平均偏差率降低到10%以下。     

大空腔探测系统的Am-Li中子优化屏蔽

为了减少Am-Li中子本底对高浓铀部件质量主动多重性测量的影响,对大空腔探测系统(NPLNMC)Am-Li中子本底的优化屏蔽进行了模拟研究,提出了一个基于高密度聚乙烯为中子屏蔽体的优化方案。通过对比模拟结果与屏蔽前实验测量结果,发现屏蔽使Am-Li中子本底探测效率明显降低,从原来的15.77%降为屏蔽后的1.94%,大约降低了87.7%;而屏蔽对裂变中子计数的影响却相对较小,只比屏蔽前降低约2.4%。本底中子计数的降低明显提高了系统对铀部件质量测量的灵敏度,在3000s测量时间内,其质量测量下限从原来的大约6.4kg下降到屏蔽后的2.6kg;同时,屏蔽后的NPL-NMC系统在相同测量条件下,铀部件质量测量准确性提高50%以上。     

主动中子多重性法估算铀材料质量的不确定性（英文）

近年来,国际社会对核材料保护、控制和衡算日益加强。对不明材料损失量(MUF)的关注逐渐提升。铀材料质量不确定性测量在估算铀材料生产量中扮演重要角色。由于铀材料自发裂变相对较弱,主动中子多重性法被应用于估算铀材料质量。通过拟合对不同系列铀金属壳的数值模拟结果,获得了描述铀材料质量与主动中子多重性特征之间的算法和参数。得到的关系表明,可以通过分析不同重数中子多重性探测结果获得铀部件的质量。对不同探测条件下的模拟结果的定量分析,确定了探测系统设置对铀质量估算的影响,以及认知不确定性和随机不确定在估算过程中传播对质量估算的影响。对不确定度的分析获得了本文模拟采用的探测系统的最佳源强和探测时间窗设置,在此设置下,质量估算的不确定性最小。     

球壳型钚部件中子多重性测量点模型修正算法

针对中子多重性测量技术中点模型假设在军控核查情况下存在的局限性,为提高核查可靠度,研究点模型算法在武器级球壳型钚部件测量中的逻辑悖论,提出了点模型修正算法。在点模型算法中引入自发裂变中子和氧化物次生中子的二阶矩及三阶矩修正因子,获取了修正后的点模型公式。利用探测效率和门份额均为1的理想中子多重性探测器,结合蒙特卡罗模拟平台,研究了修正因子与球壳型钚部件质量、泄漏增殖因子的关系,并定量了该关系,提出利用迭代法求解修正后的点模型公式。结合蒙特卡罗方法对修正算法进行了数值验证,与点模型算法结果比较:修正算法能将质量偏差平均值从-4.70%降低至-0.70%,氧化物含量份额偏差平均值从11.45%降低至2.31%。     

中子多重性钚-铀部件质量测量系统及实验进展

为了对核弹头中拆卸下来的和处于库房存储状态的核部件的质量进行无损测量,搭建了一个由32根3 He正比计数管和方型高密度聚乙烯慢化腔体构成的中子多重性探测器,采用8通道电子学处理器件进行中子脉冲信号分析,基于5组252 Cf中子源对中子多重性探测器进行标定,验证了自主开发的标定算法,获取了系统标定参数。分别对6个武器级罐装钚部件,7个罐装铀部件进行中子多重性实验测量,实验分析结果显示:基于点模型修正后的钚部件中子多重性质量测量值与标称值偏差小于1.5%,基于双Am-Li源标定曲线法的铀部件质量测量偏差小于5%。     

D-T中子诱发贫化铀球壳内裂变率分布实验

中子诱发裂变反应率是表征和检验中子在材料中的输运、裂变放能等过程的重要物理量.贫化铀球壳裂变反应率径向分布数据,可为铀核数据宏观检验及研究裂变放能与贫化铀球壳厚度的关系提供数据支持.本文设计了内径为13.1 cm,外径分别为18.10,19.40,23.35,25.40,28.45 cm的五种不同厚度的贫化铀球壳组合装置;利用位于球壳中心的氘氚中子源轰击贫化铀球壳装置,中子产额约为3×10~(10)—4×10~(10)s~(-1);在"赤道"平面与入射氘束成45°方向测量裂变反应率随径向分布的情况.为了克服裂变室和俘获探测器等自身对模型和中子场的扰动,本文选择与装置材料相同的贫化铀材料作为活化探测器,以活化探测器中的裂变碎片143Ce发射的γ射线作为测量对象,通过HPGe探测器测量的γ射线数,基于~(143)Ce裂变产额数据反推裂变反应率.通过实验获得了贫化铀球壳内的裂变率及其径向分布规律,裂变反应率和相对标准不确定度分别位于5.28×10~(-29)—7.58×10~(-28)之间和6%—11%之间.基于蒙特卡罗程序和ENDF/BVI.8数据库完成了模拟计算,并与实验结果进行了对比分析,两者在不确定度范围内一致.     

主动中子多重性铀质量测量模拟研究

中子多重性技术常用于测量和核查核材料,尤其针对具有较厚屏蔽的对象具有不可替代的优势。钚的自发裂变率较高,可以采用被动测量方法,目前已有多款不同的测量装置。然而铀材料的自发裂变率较低只能采用主动测量方法。现有的主动井型符合计数器（AWCC）能够进行主动中子多重性测量铀材料质量,但依然存在探测效率较低,Am-Li中子源产生偶然符合大等缺点。为提高铀材料测量的效率和精度,对主动中子多重性测量方法开展深入研究非常必要。本文参考AWCC模型,利用Geant4软件对探测器和粒子的输运过程进行建模。研究了多重性移位寄存器的不同符合门宽、不同延迟时间对铀测量结果相对偏差的影响规律。计数器的最佳门宽为44 μs,门宽取值范围在计数器衰减时间的1.5倍左右合适;延迟时间大于3倍计数器衰减时间后,相对偏差显著减少。最后讨论了235U富集度变化对主动中子多重性测量结果的影响。为后续主动中子多重性铀质量测量仪器的设计提供了参考。     

CFBR-Ⅱ堆自发裂变中子价值有效系数计算

CFBR—II堆是一个由高浓缩铸造铀球壳组成的椭球形快中子脉冲堆，并带有贫化铀和黄铜球壳反射层，其中心钢托盘在水平方向还开有3根圆孔棒槽供自动调节棒、补偿棒和脉冲棒插入。该堆的自发裂变中子主要分布在贫化铀反射层和浓缩铀活性区，由于不同区域的中子价值不一样，需要将各处的自发裂变中子源强等效到系统中心去，因而引入了有效系数这一概念，它是指以系统中心的中子价值作参考，其它区域的平均中子价值与该参考值的比值作为该区域的有效系数。根据系统各区域的有效系数，便可求出堆体总的自发裂变中子等效为中心点源后的有效源强。     

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。     

水冷氚增殖包层的中子学模拟

建立起锂球壳模型,用三个不同的聚变评价中子数据库--FENDL2.1、FENDL3.0和JEFF3.2分别进行了中子输运模拟,比较了三个数据库的模拟结果。再对水冷增殖包层分别建立一维中子学模型和三维中子学模型,进行中子输运模拟。分析模拟结果表明,选择FENDL3.0作为水冷增殖包层三维中子学模拟的数据库;水冷增殖包层一维中子学模拟优先考虑柱壳模型模拟;水冷氚增殖包层的三维中子学模拟所得氚增殖率TBR能满足氚自持要求;而且外包层的TBR贡献是主要的。     

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建立起锂球壳模型,用三个不同的聚变评价中子数据库——FENDL2.1、FENDL3.0和JEFF3.2分别进行了中子输运模拟,比较了三个数据库的模拟结果.再对水冷增殖包层分别建立一维中子学模型和三维中子学模型,进行中子输运模拟.分析模拟结果表明,选择FENDL3.0作为水冷增殖包层三维中子学模拟的数据库;水冷增殖包层一维中子学模拟优先考虑柱壳模型模拟;水冷氚增殖包层的三维中子学模拟所得氚增殖率TBR能满足氚自持要求;而且外包层的TBR贡献是主要的.     

半球壳准静态压缩下的变形行为研究

采用顶点及平板下压加载的加载方式对半球壳的准静态压缩进行了实验研究,获得了半球壳的变形模态及力-位移曲线。通过准静态压缩实验观察在不同加载方式下球壳变形模式随压缩深度的变化,发现半球壳出现了轴对称和非轴对称变形形式。利用ABAQUS有限元软件对球壳准静态压缩过程进行数值模拟,分析加载方式与球壳尺寸等对变形行为的影响。结果表明:球壳在压缩下的变形可分为加载点附近局部压平、轴对称凹陷以及形成非对称多边形3个阶段。其中,在压平向凹陷转变时,小截面平头加载的接触力-位移曲线产生了突跳现象,但在半球头与平板加载时未出现,且凹陷之后,半球头加载下接触力的增加速率减小,而平板加载下接触力的增加速率几乎保持不变。壳的径厚比越大,后期的变形程度越复杂;径厚比越小,由压平到凹陷转变时的临界荷载越大,球壳承载力越大。计算表明,在本研究范围内球壳凹陷前后接触力的大小以及增加速率只与厚度有关,而与半径的相关性则较小。     

铀材料快中子多重性测量方程推导

随着国际核裁军的深入推进,针对核材料的属性认证愈发受到关注.快中子多重性测量技术作为一种无损检测技术,采用闪烁体探测器进行测量,在军控核查体系中发挥着越来越重要的作用.目前对于钚材料的快中子多重性测量方法发展较为成熟,对于铀材料的快中子多重性分析模型和测量方程还处于发展中.为建立铀材料的有源快中子多重性测量方程,本文在中子多重性分析方程推导过程的基础上,根据铀钚材料二者物理过程的区别,不考虑(α,n)反应,考虑快中子散射串扰的影响,利用概率母函数完成铀材料快中子多重性测量方程的推导.在此基础上,为检验测量方程的有效性,利用Geant4搭建一套3×8的井型探测系统进行模拟测量.通过分析对比耦合系数与增殖系数的拟合函数关系、多重计数率、质量求解偏差,证实了测量方程的可靠性和准确性,对快中子多重性技术的发展具有重要意义.     

ST401塑料闪烁体的脉冲中子相对光产额评估方法

介绍了脉冲中子在ST401塑料闪烁体上的相对光产额评估方法.采用Geant4蒙特卡罗软件模拟X射线和中子在闪烁体中的输运行为,记录产生的全部带电粒子类型和能量,由公式计算得到相对光产额.给出了不同能量的单个中子和单个X射线入射到1 mm,3 mm,5 mm,1 cm,2 cm,3 cm,5 cm厚ST401的平均相对光产额.在0.3 MeV脉冲X射线源和14 MeV脉冲中子源上开展验证实验,采用相同的图像测量系统记录相对光产额,给出了单个中子与X射线的平均相对光产额比值.模拟结果与实验结果相对误差小于10%.结果可以为宽能谱脉冲中子束图像测量系统的量程安排提供依据.     

对2012年全国高考理综21题的讨论

2012年全国高考理综全国卷有两道题背景相同,一道是新课标卷21题,试题如下.【题目1】假设地球是一半径为R,质量分布均匀的球体.一矿井深度为d.已知质量分布均匀的球壳对壳内物体的引力为零.矿井底部和地面处的重力加速度大小之比为     

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。     

核查技术数值实验平台中的时间关联符合测量与中子多重性测量

为解决部件核查技术研究中实验数据较少、缺乏系统性的问题,建立了用于核部件属性认证的数值实验平台.该数值实验平台整合了用于模拟被动中子、被动γ射线、主动中子、主动高能光子、缓发中子探测方法的部件核查技术软件.平台新增了适用于时间关联符合测量和中子多重性测量的计算功能,该功能分别由DTB程序和NMC程序实现.本文主要介绍数值实验平台新功能的开发和应用,分别介绍这两种方法的物理原理与程序流程.对程序的验证由分别设计的两个数值实验完成.平台可以为利用统计方法研究核部件核查技术提供系统性的数据.     

离线测量钍快中子裂变反应率方法

钍快中子裂变反应率是钍铀燃料循环中的重要数据.为了测量基于聚变-裂变混合能源堆包层概念设计的钍样品在宏观中子学装置中的钍快中子裂变数据,发展了钍快中子裂变率的离线活化γ测量方法.通过测量232Th裂变碎片85mKr的β衰变产物85Rb发射的151.16 keV特征γ射线,并结合钍裂变产额数据,获得了钍样品装置中232Th裂变反应率的分布.详细介绍了此方法的原理和影响因素,并利用14 MeV的D-T中子源在贫铀球壳中开展了校验实验,实验不确定度为5.3%—5.5%.采用MCNP5程序和ENDF/B-VI及ENDF/B-VII数据库模拟计算的结果与实验结果在实验不确定度内基本符合,这证明该方法能够有效地模拟装置中232Th裂变反应率.     

基于白光中子源的197Au中子辐射俘获截面测量及共振参数分析

中子辐射俘获反应在反应堆运行、核装置设计及核天体物理研究中起重要的作用. 4πBaF₂探测装置有着高时间分辨能力、低中子灵敏度、高探测效率等优点,适合开展中子辐射俘获反应截面数据的测量.中国原子能科学研究院核数据重点实验室建立了伽马全吸收装置(Gamma total absorption facility, GTAF),该装置用28块六棱BaF₂晶体和12块五棱BaF₂晶体构成了外径25 cm,内径10 cm的球壳,覆盖了95.2%的立体角.利用GTAF在中国散裂中子源Back-n束线上,测量了197Au(n, γ)的反应截面数据.测量数据通过能量筛选、PSD方法、晶体多重性筛选进行了初步本底扣除,随后结合对^natC及空样品的测量数据对本底进行了分析及扣除,获得了197Au俘获反应的产额,利用SAMMY程序拟合得到了¹⁹⁷Au在1—100 e V的共振能量、中子共振宽度和伽马共振宽度参数.实验测量结果与ENDF/B-VIII.0数据库符合良好,其共振参数存在一定差异,分析原因可...     

(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.