基于缓发γ能谱测量的铀丰度分析

本文以加速器驱动的脉冲中子源为照射源、铀材料为照射对象、HPGe探测器为主要探测器，测量得到了铀材料的缓发γ实验谱，再根据理论计算程序和蒙特卡罗方法得到了缓发γ计算谱。结果显示，实验谱和计算谱吻合较好，表明缓发γ能谱测量可作为铀丰度分析的一种技术手段。     

MC法模拟不同中子源激励铀材料中子和γ飞行时间谱

为探索中子源激励探测铀材料应用技术,基于Geant4平台建立了中子源激励铀材料模拟中子和γ飞行时间谱的数学模型,模拟计算了利用不同中子源激励铀材料、使用不同探测器计数的中子和γ飞行时间谱,结果与已有相应实验谱特征相符。模拟结果表明:D-D和~(252)Cf源激励得到的中子和γ飞行时间谱有明显差异;在相同激励源和测量几何条件下,使用液体闪烁体探测器和塑料闪烁体探测器记录到的中子和γ飞行时间谱基本相同。本文结果可为外中子源激励探测铀材料技术研究提供参考。     

闪烁薄膜探测器X/γ射线能量响应研究

为准确评估闪烁薄膜探测器(OSFD)在脉冲裂变中子参数测量中γ射线对测量结果的影响,利用Geant4程序对闪烁薄膜探测器的X（或γ）射线响应进行模拟,结合半经验电子发光效率曲线,获得探测器能量响应理论曲线,利用662 keV和1.25 MeV的单能γ射线源,以及窄谱剂量标准的48~208 keV准单能X射线能点对探测器响应进行刻度。本研究结果为闪烁薄膜探测器结构的改进,以及探测器在宽能谱脉冲X射线场测量中的应用提供了重要依据。     

利用光致裂变中子响应曲线确定铀材料丰度

用无损分析方法确定铀材料同位素丰度是深度核裁军核查技术中的一个具有挑战性的问题。本文通过分析和数值模拟研究了利用高能光子确定铀材料丰度的可能性。通过建立简化模型研究了反演铀材料丰度问题的方法、物理基础和测量条件。通过利用Monte-Carlo粒子输运程序对光子和中子的输运过程进行模拟,得到不同测量条件下的中子强度与铀材料丰度的关系。中子强度和铀材料丰度之间的关系曲线表明:对于已知结构的铀部件,铀材料丰度可以通过对比中子注量率和已知的光子中子关系曲线确定;对于未知结构的铀部件,该部件中铀材料丰度可以通过测量中子对不同能量光子响应曲线的形状参数得到。     

n-γ分辨应用于252Cf自发裂变中子飞行时间谱测量

使用液体闪烁体BC501作为快中子探测器，对应用脉冲上升时间法符合甄别^252Cf自发裂变中子飞行时间谱中的γ射线的效果进行研究。实验测量了γ射线和能量大于1MeV的^252Cf自发裂变中子的脉冲上升时间分辨谱，分辨优质因子M达到4．6。符合甄别了中子能量下阈分别为0．5、0．8和1MeV时的^252Cf自发裂变中子飞行时间谱中的7射线，与未符合时相比，γ甄别率在99．90％以上。     

中子散射对裂变中子谱测量的影响

介绍了用飞行时间方法测量裂变中子谱时中子在裂变碎片探测器上和周围材料上散射的影响。对裂变碎片探测器和中子探测器之间空气层及测量室的墙壁上散射的影响,用飞行时间方法进行了测量,也用Monte Carlo方法进行了计算,并对用两种方法得到的结果进行了比较。结果表明,中子散射对裂变中子谱的影响是相当重要的,它能明显地改变裂变中子谱的形状。     

中子散射对裂变中子谱测量的影响(英文)

介绍了用飞行时间方法测量裂变中子谱时中子在裂变碎片探测器上和周围材料上散射的影响。对裂变碎片探测器和中子探测器之间空气层及测量室的墙壁上散射的影响,用飞行时间方法进行了测量,也用Monte Carlo方法进行了计算,并对用两种方法得到的结果进行了比较。结果表明,中子散射对裂变中子谱的影响是相当重要的,它能明显地改变裂变中子谱的形状。     

主动法缓发中子探测金属铀的~(235)U丰度

主动法缓发中子监测U材料被认为是核查技术的有效手段之一.本文建立了特定的模型,以数值模拟D-T中子诱发相同质量、不同~(235)U丰度的金属铀裂变产生的出壳缓发中子及BF_3探测器所能产生的响应,验证了特定情形下主动法D-T中子源诱发金属铀裂变,测量其缓发中子反演~(235)U丰度的可行性.     

基于MCNP的缓发裂变中子衰减时间谱模拟计算

基于核裂变反应发生与缓发裂变中子发射这两个物理过程在时间上可相互分离的思想,利用MCNP程序计算得到了含铀地层0~100s范围内的缓发裂变中子衰减时间谱。模拟计算了球体几何模型中235 U与238 U核裂变反应率空间分布;借助SOURCE子程序依次对缓发裂变中子的发射位置、发射方向、发生核裂变反应的核素、缓发裂变中子所在的群组、发射时间及其初始能量等参数进行了抽样。结果表明,计算得到的缓发裂变中子衰减时间谱的时间特征与铀核素的缓发裂变中子群参数相符合。对缓发裂变中子总计数与地层铀含量之间的关系进行了线性拟合,拟合结果的相关系数平方值大于0.998 5,该结果从理论上验证了缓发裂变中子测井铀含量线性模型的正确性。     

铀样品丰度分析技术研究

用高纯锗半导体γ探测器测量了不同质量的球形高浓铀和贫化铀样品以及两者相组合模型.采用PCFRAM分析软件对测量数据进行了铀丰度分析,研究铀丰度的分析结果与测量时间、不同屏蔽厚度、样品质量和样品的组合模型的关系.结果表明:在一定条件下,测量时间的长短直接影响到分析结果的可靠性;分析结果与铀样品外是否加屏蔽体无关,而是取决于测量能谱中γ射线计数的统计涨落.在保证高质量测量能谱的前提下,可以准确地分析出铀材料的丰度;在高浓铀和贫化铀材料同时存在时,无法区分样品的丰度.     

主动法中子时间关联符合测量探测金属铀质量和丰度

主动法中子时间关联符合测量是金属铀核查认证技术的重要手段之一。本文通过数值模拟分析了窄束²⁵²Cf中子源诱发不同质量、不同丰度的金属铀材料的中子输运过程,并获得了其时间关联符合计数。通过分析时间关联符合计数特征参数,验证了时间关联符合计数的FWTH与增殖系数、FWTH内的总计数与增殖系数和²³⁵U质量的乘积及外中子源衰减与金属铀总质量的正比关系,由此建立了金属铀质量和丰度的主动中子时间关联符合测量探测方法。     

贫化铀用于核动力堆防护的屏蔽性能与放射性毒性计算分析

针对贫化铀的γ射线屏蔽进行了实验与模拟计算验证。构建了核动力压水堆屏蔽模型，模拟输出的屏蔽层内中子能谱与实际能谱分布较为一致。采用蒙特卡罗程序与燃耗计算程序相耦合的方法，模拟计算了贫化铀在不同位置处中子、γ混合辐射场中的综合屏蔽性能，并与铅作为屏蔽材料进行了对比分析。模拟计算了屏蔽层中子辐照贫化铀40 a后的活化和裂变产物，分析了材料辐照前后年摄入量限值（ALI）定义下的放射性毒性，结果表明，新增二次产物对放射性毒性影响不大。      

基于E3P神经网络的相同几何形状等质量铀部件235U丰度判定

针对相同几何形状、等质量、不同丰度的金属铀部件，采用252Cf源驱动噪声分析法来获得中子时间关联计数。通过对中子时间关联计数的分析、处理，确定特征参数。采用BP神经网络方法通过一定数量的训练后，对未知丰度的金属铀部件进行判定。结果显示，采用BP神经网络方法可以对金属铀部件的丰度进行有效地判定。该方法可应用于金属铀部件身份认证工作。      

中子符合计数器在设计与应用时应注意的几个问题

在核材料衡算中,对铀、钚的分析可以采用化学的方法,但需要对样品进行破坏,且操作复杂,测量周期较长。由于铀、钚都可以自发裂变产生中子,可以进行中子测量,中子测量不需要破坏样品,可以对大体积样品进行快速分析,且误差较小。就中子符合计数器进行了参数优化实验,更好地理解了中子探测器的设计原理,包括中子计数统计、屏蔽厚度、不同材料对中子的散射、高压影响、门宽设置、死时间的修正、衰减时间确定、探测效率验证和γ干扰影响等;同时进行了测量条件实验,包括偶然事件影响等。为更好地使用此技术,具有一定的借鉴意义。     

金属铀部件~(235)U富集度中子时间关联符合测量实验优化分析

金属铀部件235 U富集度中子时间关联符合测量实验采用252 Cf源驱动噪声分析法来获得金属铀部件的标签参数——源与探测器间的中子时间关联符合计数,用于相同几何、不同富集度的金属铀部件间的识别。本文对该实验进行了蒙特卡罗数值模拟,模拟计算结果表明,直穿布局下泄漏中子不能得到利用,且探测中子能量区间的选择会影响测量效果。根据实验布局和探测中子能量区间,对实验进行添加含氢反射层布置优化,方案优化后的实验模拟计算和测量结果均表明,优化实验方案提高了该测量方法对相同几何、不同富集度金属铀部件的识别能力。     

Shielding Design and Analysis of Fusion–Fission Hybrid Energy Reactor Blanket

A preliminary design of fusion–fission hybrid energy reactor (FFHER) has been proposed by Institute of Nuclear Physics and Chemistry based on current fusion science and well-developed fission technology. In FFHER, shield blocks provide nuclear shielding and thermal shielding for internal and external blanket components. The hybrid of fusion core and fission blanket makes the spectra rather complex. Therefore, it is necessary to make detail shielding design and carry out radiation analysis according to the blanket structure and material property. In this study, a shielding design of combining several different material shield blocks has been proposed. The shielding analysis is performed by Monte Carlo (MC) method. For the radiation deep-penetration problem, the flux and statistical relative error of forward MC estimate are applied to get an optimal weight window for global variance reduction (GVR). The spatial distribution of neutron and gamma flux have been assessed along the shield block depth. Power deposited and dose rate distributions have also been simulated and analysed. Neutron irradiation damage has been studied to evaluate the material damage. Based on the configuration analysis, nuclear analysis and GVR method, an optimal FFHER blanket shielding design has been obtained.     

Monte Carlo Simulation of Determining Porosity by Using Dual Gamma Detectors

Current formation elementsspectroscopy logging technology utilize ²⁴¹Am-Be neutron source andsingle BGO detector to determine elements contents. It plays an important rolein mineral analysis and lithology identification of unconventional oil and gasexploration, but information measured is relatively limited. Measured systembased on ²⁴¹Am-Be neutron and dual detectors can be developed torealize the measurement of elements content as well as determine neutron gammaporosity by using ratio of gamma count between near and far detectors.Calculation model is built by Monte Carlo method to study neutron gamma porositylogging response with different spacing and shields. And it is concluded thatmeasuring neutron gamma have high counts and good statistical propertycontrasted with measuring thermal neutron, but the sensitivity of porositydecrease. Sensitivity of porosity will increase as the spacing of dual detectorincreases. Spacing of far and near detectors should be around 62 cm and 35 cmrespectively. Gamma counts decrease and neutron gamma porosity sensitivityincrease when shield is fixed between neutron and detector. The length of mainshield should be greater than 10 cm and associated shielding is about 5 cm. ByMonte Carlo Simulation study, the result provides technical support fordetermining porosity in formation elements spectroscopy logging using ²⁴¹Am-Beneutron and gamma detectors.     

MEASUREMENT OF PROMPT NEUTRON SPECTRA OF ^238U FISSION INDUCED BY 10.17 AND 12.12 MeV NEUTRONS

Experimental method to measure the prompt neutron spectra of 238U fission induced by fast neutrons has been developed at HI-13 Tandem Van de Graaff Accelerator Laboratory of CIAE.These techniques employ a multi-segment fission chamber and two liquid scintillator neutron detectors.TOF(time of flight)techniques are used for primary neutrons to select the fission events induced by monoenergetic neutron from 2H(d,n) reactions instead of breakup neutrons from 2H(d,np) reactions.The fission neutron TOF spectra are measured in coincidence with the fission fragments to distinguish fission neutrons from other secondary neutrons.The method permits measurements to a fairly good accuracy under large neutron and gamma ray background.The techniques are described and experimental spectra are presented.