优质热中子束技术

优质热中子束技术是五十年代出现[1]的中子实验测量的有用技术之一,今天仍受到重视并得到引人注目的发展[2].它的特点是,在反应堆孔道外能获得γ射线本底、超热中子和快中子本底都很低的较强热中子束(简称优质热中子束).它是应用研究和基础研究的重要中子源之一. 一、获得优质热中子束的基本方法 归纳起来,获得优质热中子束与中子源、准直器、单晶体过滤器、中子导管以及屏蔽与捕集器等部分的性能有关,其中中子源具有的特点是重要的,它决定其它部分在获得优质热中子束中所起的作用.1.中子源 增加反应堆中子的通量是获得优质热中子束的重要条…     

热中子散射及其应用

本文介绍热中子散射的一般原理及其在物理等科学研究中的应用,对于近年来出现的新技术与新方法也作了简要叙述. 一、引 言 随着原子核反应堆的建立而发展起来的热中子散射研究工作,从1945年到现在已有三十多年的历史.三十多年来,实验技术的发展,特别是高通量反应堆、电子直线加速器和电子计算机的建立与发展,大大推动了热中子散射的研究与应用,使它成为研究物质结构的重要工具,它与X射线、电子衍射以及各种能谱技术相结合,使结构研究得到更好的结果. 中子是组成原子核的基本粒子之一.中子的宏观电荷为零,它穿透物质的本领很强,可用于研究物…     

181Hf(n,γ)182Hf反应截面测量

在中国原子能科学研究院重水研究堆上用活化法对反应堆中子引起的181Hf (n,γ)182Hf反应截面进行了测量. 反应堆中样品照射位置的热中子与超热中子的通量比值约为10. 照射后样品中的182Hf/180Hf和 181Hf/180Hf的原子数比值是用热电离质谱测量的. 本工作以180Hf (n,γ)181Hf反应截面(14.80±0.60 b)为标准，测得的反应堆中子引起的181Hf (n,γ)182Hf反应截面值为80.0±5.6 b.     

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。     

中子散射技术及其应用

热中子的波长和凝聚态物质的原子／分子间距具有相同的量级，而其能量又和原子／分子的热运动能量相近．因此，利用热中子的弹性和非弹性散射效应，可以从微观层次上获取物质的结构和动力学知识。目前，中子散射技术在物理、化学、化工、生物和材料科学等研究领域的应用已经获得了许多用其他方法无法得到的知识，文章介绍了中子散射的基本原理和特点，并列举了中子散射技术在相关研究领域中的典型应用     

热化数据处理功能研究与Thermc模块研发

热能区入射中子能量变化范围是110-5~5 eV,在这一范围内的中子能量与反应堆内材料靶核热运动的能量相当,中子与靶核的反应过程与其他能区截然不同。在该能区,需要考虑中子与堆内材料发生散射时,化学键、晶格结构以及分子热运动对反应过程的显著影响,对不同类型的材料,需要使用不同的理论方法和处理手段得到供输运程序使用的热化数据。基于热化数据处理的相关理论,研究了热中子散射数据的处理方法,同时在自主研发核数据处理软件RXSP中,开发了相应的核数据处理模块Thermc。在此基础上,使用Thermc模块基于ENDF/BVII.1核数据库加工得到热中子散射数据,经过与经典核数据处理软件NJOY的相应结果的微观比较以及若干宏观基准题检验,热化数据精度与准确性得到充分验证。     

基于制冷CCD的热中子数字成像系统

为在新堆上建立高性能中子照相装置进行技术积累，保持和提高中子照相技术研究和应用水平，缩小该领域与国外技术的差距，利用SPRR-300反应堆为中子源，研制了热中子数字成像系统。     

中子导管

中子导管是七十年代在反应堆上开始用来传送中子的一种新型装置.它可以从反应堆的麦克斯韦谱中引出较长波长的中子,同时切断短波长的中子、避开快中子和γ射线的影响,起到降低本底的作用.这对于要了解生物大分子、聚合物长链的结构而计数率不高的中子小角散射工作是非常有利的.而且由于导管能够长距离、几乎没有损失地传送中子,因此对提高反应堆的利用率及反应堆周围的物理工作和设备的布局也都起了非常重要的作用.目前,为了利用反应堆中波长大于1A的中子,很多国家的反应堆上都安装了中子导管.这样,就使得许多实验室在没有提高反应堆运行功…     

名词浅释

热中子 在习惯上常将中子按其能量加以区分.对于动能在～0.01—0.1eV间的中子,因为它的能量和一般分子的热运动相近,故常称之为“热中子”.相干和非相干散射 中子在各种原子上进行散射时,散射出来的中子(波)通常有两种成份:一种可以和由其他原子散射出来的中子波相互间产生干涉效应,这一部分称之为“相干散射”(类似于相干光);另一种则不能与其他原子散射出来的中子波相互干涉,称为“非相干散射”.两种成分的比例随核而异.衍射就是利用相干部分而得的效应.拉曼效应,拉曼谱学 当一束单色光在某些介质(固体、液体或气体)上受到散射时,可以由…     

中国先进研究堆中子科学平台发展现状及展望

依托中国先进研究堆(CARR)高通量中子源,建成了初具规模的中子科学平台,具备中子散射、中子成像和中子活化分析等多种研究技术。其中,中子散射技术包括中子衍射、小角中子散射及中子反射、非弹性中子散射,可以用于分析材料微观结构和动力学性质;热中子成像和冷中子成像可以用于材料内部缺陷等无损检测;中子活化分析系统可以用于物质内核素成分分析。目前已建成和在建中子谱仪共计19台,并初步配备了样品环境装置,为相关应用研究提供了条件基础,可为我国物理、化学、材料科学、生命科学、能源和环境等领域基础研究及工业应用提供重要技术支撑。CARR中子科学平台始终坚持合作共享对外开放的宗旨,将继续为国内外用户提供优质中子技术,服务基础科学前沿和国家重大创新需求研究。     

用于BNCT-SPECT的帕维亚TRIGA MARK II反应堆热柱优化设计

针对坐落于意大利帕维亚大学的TRIGA Mark II反应堆热柱结构进行优化设计,从而满足面向硼中子俘获治疗(BNCT)的单光子发射计算机断层成像(SPECT)研究要求。为提高计算效率并减小统计误差,对比分析使用SSW/SSR方法与直接使用反应堆为源项时热柱内照射位置处中子能谱,其结果基本一致,从而验证了SSW/SSR方法的可靠性。为在该反应堆开展BNCT中SPECT实验,热柱中子束需准直为笔形束。对比分析四种热柱优化方案下束流口处及探测器处热中子和光子通量:40 cm长石墨(射束口5 cm3 cm);0.5 cm厚硼包裹40 cm长石墨(射束口5 cm3 cm);30 cm长天然锂聚乙烯(射束口直径4 cm);30 cm长天然锂聚乙烯(20 cm长射束口直径5 cm,5 cm长射束口直径4 cm,5 cm长射束口直径2 cm)。结果显示,射束口处热中子通量分别为1.05108,2.52107,6.08107和5.10 107 #/(cm2s)。综合考虑中子准直效果及光子污染,方案三具有最优性能。为后续进行BNCT-SPECT理论和实验研究提供了基础,从而有效促进BNCT剂量准确评估方法的研究进程。     

用于BNCT-SPECT的帕维亚TRIGA MARK Ⅱ反应堆热柱优化设计北大核心CSCD

针对坐落于意大利帕维亚大学的TRIGA Mark Ⅱ反应堆热柱结构进行优化设计,从而满足面向硼中子俘获治疗(BNCT)的单光子发射计算机断层成像(SPECT)研究要求。为提高计算效率并减小统计误差,对比分析使用SSW/SSR方法与直接使用反应堆为源项时热柱内照射位置处中子能谱,其结果基本一致,从而验证了SSW/SSR方法的可靠性。为在该反应堆开展BNCT中SPECT实验,热柱中子束需准直为笔形束。对比分析四种热柱优化方案下束流口处及探测器处热中子和光子通量:40cm长石墨(射束口5cm×3cm);0.5cm厚硼包裹40cm长石墨(射束口5cm×3cm);30cm长天然锂聚乙烯(射束口直径4cm);30cm长天然锂聚乙烯(20cm长射束口直径5cm,5cm长射束口直径4cm,5cm长射束口直径2cm)。结果显示,射束口处热中子通量分别为1.05×108,2.52×107,6.08×107和5.10×107#/(cm2·s)。综合考虑中子准直效果及光子污染,方案三具有最优性能。为后续进行BNCT-SPECT理论和实验研究提供了基础,从而有效促进BNCT剂量准确评估方法的研究进程。     

密闭实验大厅内散射中子注量的模拟研究

为能够快速评判实验测试方案和预估实验结果,建立了中子体通量的快速估算模型。理论上,封闭空间中子平均体通量与特征长度的平方成反比,且中子体通量的大小能反映散射中子注量强弱。采用蒙特卡罗模拟方法,计算得到了密闭实验大厅内中子的体通量,以及不同位置处的散射中子注量,并将模拟得到的体通量和散射中子注量拟合成便于工程实践中应用的解析表达式,拟合结果与模拟结果的相对偏差小于10%。研究结果表明,球形空间内中子的体通量与球半径的1.905次方成反比;密闭实验大厅的中子体通量与大厅横截面宽度的1.948次方成反比,与长宽比的0.775次方成反比;球形空间结构内,每个源中子的平均径迹长度约为半径的5.4倍,而长方体密闭实验大厅内,单个源中子的平均径迹长度为大厅特征尺度的2~3倍。     

利用中子散射探索生命世界中的物理奥秘

中子散射是利用入射中子与原子核发生碰撞以后中子动量与能量的改变来研究微观世界的一种技术。由于中子对氢原子的散射截面远大于其他元素的独特属性,使得中子散射在研究包含大量氢元素的生物大分子的结构以及动力学特性方面都有卓越的应用。文章对中子散射在生物方面的应用进行了探讨,重点介绍了中子衍射、结合衬度变换技术的小角中子散射、准弹性/非弹性中子散射和中子自旋回波技术,以及它们在研究生物大分子结构、动力学及其功能方面的应用。最后对中子散射未来在生命科学中探索新的物理现象进行了探讨和展望。     

氮化铀热中子截面的第一性原理计算

氮化铀（UN）因其较好的热物性和耐事故容错性成为先进动力堆的候选燃料,但目前热能区缺少可靠的UN热中子截面数据,这对于热中子反应堆物理计算是很不利的.本文基于量子力学的第一性原理,利用VASP/PHONON软件模拟计算了UN的声子态密度,以此为积分得到UN的定容比热容,并基于新制作的声子态密度,采用核截面处理程序NJOY/LEAPR,利用热中子散射理论,得到UN的S（α,β）数据,进而研究UN的热中子散射截面,并与传统压水堆的二氧化铀（UO₂）进行对比.结果表明：优化的晶格参数与数据库符合较好,UN声子态密度的声子项和光子项较UO₂的分隔更加明显,定容比热容计算结果与实验值一致,基于该声子态密度计算得到的UN中²³⁸U的非弹性散射和弹性散射截面比相同温度下UO₂中²³⁸U小,UN中N仅考虑了非相干散射部分,随着温度升高,UN弹性散射截面变小,非弹性散射变大,并在高能段趋于自由核散射截面.本文的研究结果填补了UN热中子截面数据的缺失,为下一步系统研究UN燃料在轻水堆中的中子学性能奠定了基础.     

用热中子引起的瞬发γ射线和带电粒子进行元素分析

1932年查德威克(Chadwick)发现了中子.这以后不久,他的学生D.E.Lea用 中子照射石蜡时发现了质子俘获热中子放出的2.23MeVγ射线,这是最早的(n,γ)反应研究.由于缺少高通量中子源,所以实际上(n,γ)反应研究并没有得到发展.直到第二次世界大战后,建成了反应堆,研究工作才有了起色     

241Am-Be中子参考辐射的蒙特卡罗模拟研究

研究用于校准场所中子剂量监测仪表的241Am-Be中子参考辐射场计量特性。采用蒙特卡罗方法模拟了空气自由中子参考辐射(FRNR),GB/T 14055规定的最小尺寸中子参考辐射(SRNR)和实际中子参考辐射(ARNR)中不同检验点处中子周围剂量当量率、散射中子占比和能谱分布特征。研究结果表明,空气对FRNR中的剂量率和能谱分布影响小,近似为理想中子参考辐射;采用5%含硼聚乙烯作屏蔽的最小尺寸SRNR可减少热中子,降低散射中子占比,影锥法不适用于小尺寸中子参考辐射中对散射中子的修正;ARNR中的散射中子更少、占比更低,影锥法所得散射中子占比与理论值基本一致。     

散射中子对超瞬发临界系统动态行为的影响北大核心CSCD

在点反应堆理论的基础上,建立了研究散射中子影响超瞬发临界系统动态行为的模拟计算方法,利用CFBR-Ⅱ堆的脉冲实验验证了该方法的正确性。通过分析计算表明,在超瞬发临界状态,散射中子的影响包括增加反应性、使脉冲波形后沿展宽和增加脉冲裂变产额。建立的模拟计算方法为预测脉冲堆外各种物体产生的散射中子的动力学效应提供了途径,对提高脉冲堆的核安全有应用价值。     

补偿中子测井中与温度相关轻水热中子散射数据库的研制与应用

补偿中子测井受到环境温度的影响,利用数值模拟计算来进行修正,但目前的理论计算程序MCNP缺乏水的精细温度相关的热中子散射数据库。为了解决蒙特卡罗模拟热中子散射S(α,β)模型只能求解特定温度条件下中子输运问题的局限性,基于热中子散射的S(α,β)原理,采用内插法得到不同温度下水的频谱分布、振动;在最新的ENDFB-VII.1数据库上,利用NJOY99程序制作了ACE格式的轻水热中子散射截面数据库。利用系列次临界基准题对数据的准确性进行了验证,不同数据库之间的计算结果及基准题的结果符合得很好。自制的数据应用于测井仪器中的温度效应修正,取得了较好的效果。     

氧化镁中子过滤器研究

核电厂反应堆乏燃料水池格架材料在生产和使用过程中需要对其中子吸收性能进行监测和检测,针对这两方面需求,研制了乏燃料水池格架B₄C＿Al材料的中子吸收性能检测设备。为了降低检测过程中超热中子本底的影响,考虑采用氧化镁超热中子过滤器滤除超热中子。对10和5 cm氧化镁单晶的中子透射率与宏观总截面进行了理论计算,对慢化体表面中子成分进行蒙特卡罗模拟计算并开展实验测量。实验结果表明,10 cm氧化镁对采用8 cm聚乙烯慢化后的²⁵²Cf中子源的中子透射率为60.16%,相对镉比值比未加10 cm氧化镁时提高了93.85%,证明常温下采用氧化镁单晶做B₄C＿Al检测装置的超热中子过滤器是可行的。