NeuDATool：支持GPU硬件加速和计算机集群跨节点并行的开源中子散射数据分析软件

实验势精修是20世纪80年代英国散裂中子源无定型材料组开发的用于分析中子散射实验数据的软件. 实验势精修的目标是根据中子散射数据重建样品的三维原子结构. 在过去的几十年,实验势精修被广泛用于中子散射实验数据分析,为实验用户提供了可靠的分析结果. 但是实验势精修是基于共享内存并行计算(OpenMP)的Fortran程序,不支持计算机服务器集群跨节点并行加速和GPU加速;这限制了它的分析速度. 随着计算机服务器集群的广泛建设和GPU加速技术的普遍使用,有必要重新编写EPSR程序以提高运算速度. 本文使用面向对象的C++语言,开发了一套实现EPSR算法的开源软件包NeuDATool;软件通过MPI和CUDA C实现了计算机集群跨节点并行和GPU加速. 使用液态水和玻璃态二氧化硅的中子散射实验数据对软件进行了测试. 测试显示软件可以正确重建出样品的三维原子结构;并且模拟体系达到10万原子以上时,使用GPU加速可以比串行的CPU算法提高400倍以上的模拟速度. NeuDATool为中子实验用户尤其是对熟悉C++编程并希望定义特殊分析算法的实验科学家提供了一种新的选择.     

灵芝酸A对人肝癌细胞的辐射增敏效应的初步研究

本研究旨在初步探讨灵芝酸A(GAA)对人肝癌细胞系HepG2在高LET中子和低LET的γ射线条件下的辐射敏感性的影响及差异。研究中,我们用CCK-8方法检测不同浓度GAA对HepG2增殖抑制作用。选取低浓度(5μmol/L)GAA预处理细胞24 h,分别给予不同剂量的中子辐照或γ射线辐照,分别检测克隆存活率、细胞凋亡和γH2AX蛋白的foci的形成。结果表明:在不加GAA的情况下,高LET中子辐射比低LET的γ射线对细胞产生的凋亡比例高;在添加了GAA后,与未加GAA对照组相比,诱导细胞凋亡的比例明显增加;另外,加GAA处理后,细胞增殖抑制率也随着辐照剂量的增加而增高。即GAA能增加HepG2细胞的辐射敏感性,而在同样GAA剂量下,HepG2细胞对高LET中子辐射比低LET的γ射线更敏感。由此,这项研究说明灵芝酸或可开发成为一种天然辐射增敏剂,从而为癌症特别是肝癌的放疗提供新的辅助治疗方法。     

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。     

D-T中子活化实验中89Rb半衰期的实验测量研究

加速器中子活化实验是核专业本科实验教学中的重要实验之一.本文在利用14 MeV快中子辐照238U诱发裂变截面实验过程中引导学生挖掘实验数据,测量了裂变核素(89Rb)的重要核参数—半衰期.本工作运用低本底HPGe-γ谱仪测定裂变产物的一系列γ射线能谱,解谱得到89Rb的特征γ峰计数,从而确定89Rb的半衰期.数据分析中应用89Rb核素两条γ射线分别独立得到89 Rb的半衰期为15.30±0.09 min和15.25±0.07 min.测量结果在与文献数据符合较好的基础上,提高了测量精度.     

相反电荷聚电解质/表面活性剂体系界面行为研究新进展

介绍了中子反射在相反电荷聚电解质/表面活性剂体系的界面行为研究中的基本原理.在阐述经典的弱相互作用体系的界面吸附行为和表面张力曲线的基础上,分析了聚合物浓度、电解质、表面活性剂疏水基链长对相反电荷聚电解质/表面活性剂体系表面张力曲线的影响,并结合中子反射实验结果,根据相反电荷聚电解质/表面活性剂体系的表面张力曲线是否出现突跃峰,将其界面吸附行为分为两类并提出了两种类型表面张力曲线对应的理论模型.     

罗布泊地区环境样品中的放射性检测

随着核能的开发应用,研究环境中铀、钍、钾等长寿命放射性核素的放射性水平,对保护公众安全和生态环境具有重要意义。采用中子活化分析方法,对罗布泊地区环境样品作了放射性检测。根据该样品的比活度以及该样品的元素丰度与中国大陆地壳元素丰度的比较,表明罗布泊地区的地质放射性无明显的放射性异常,并可以作为建筑材料使用,符合GB6566-2001标准。     

核爆发电问题中核燃料循环的中子学研究

研究核爆聚变电站中的一类中子学问题——如何利用核爆炸产生的大量中子生产核燃料.首先,根据核爆中子场的特点,确定可以利用的中子能量范围.用慢化理论对慢化材料的厚度进行估计,并用MCNP程序进行数值计算.研究如何利用中子反照效应减少造材料层的厚度,最后提出一个较合理的造材料技术路线.     

石墨炉原子吸收光谱法测定硒的条件研究

硒是人类和动物的必需微量营养元素之一,过量摄入则会引起急性或慢性中毒。近几十年来,人们对硒的测定方法进行了很多有益的探讨,应用较多的有原子荧光法、氢化物发生原子吸收光谱法、石墨炉原子吸收光谱法和中子活化法等,其中石墨炉原子吸收光谱法测定硒具有操作简便、分析速度快、灵敏度高等优点而得到了较快的发展。但由于硒是易挥发元素,     

Nuclear Effects in Structure Functions xFa（x, Q^2） from Charge Current Neutrino Deep Inelastic Scattering

By taking advantage of the model-independent nuclear parton distributions, the structure functions xF3（x, Q^2） are calculated, in comparison with the experimental data from CCFR neutrino-nuclei charge current deep inelastic scattering. It is shown that shadowing and anti-shadowing effects occur in valence quark distributions for small and medium x regions, respectively. It is suggested that the neutrino experimental data should be employed in the future for pinning down the nuclear patton distributions.     

Calculation of the reactor neutron time of flight spectrum by convolution technique

It is a very complex and time-consuming process to simulate the nuclear reactor neutron spectrum from the reactor core to the export channel by applying a Monte Carlo program. This paper presents a new method to calculate the neutron spectrum by using the convolution technique which considers the channel transportation as a linear system and the transportation scattering as the response function. It also applies Monte Carlo Neutron and Photon Transport Code （MCNP） to simulate the response function numerically. With the application of convolution technique to calculate the spectrum distribution from the core to the channel, the process is then much more convenient only with the simple numerical integral numeration. This saves computer time and reduces some trouble in re-writing of the MCNP program.