锰浴法绝对测量中子源发射率

锰浴法是目前绝对测量中子源发射率（中子源强度）最广泛、精度最高的方法之一。将已知活度的⁵⁶Mn溶液倒入锰池中,通过两路NaI(Tl)探测器测量锰液中⁵⁶Mn的γ计数,确定系统效率,然后通过锰液饱和活化计数得到中子源强度。利用锰浴法中子源强度标准装置绝对测量了标准²⁴¹Am-Be(α, n)中子源的强度。该中子源是国际电离辐射咨询委员会组织的国际比对CCRI(Ⅲ)-K9.AmBe的传递标准源。测量结果与比对平均值在不确定度范围内一致,验证了本标准装置的可靠性。     

γ全吸收型探测装置探测效率的实验与模拟

为精确测量keV能区中子俘获反应截面,中国原子能科学研究院核数据重点实验室基于中国散裂中子源反角白光中子源建成了国内首套γ全吸收型BaF₂探测装置。为获得重要的实验参数装置对γ射线的探测效率曲线,对单个BaF₂探测器模块能谱的测量数据与模拟结果进行比较。结果表明,测量¹³⁷Cs和⁶⁰Co源得到的实验结果与MCNP和GEANT4的模拟结果吻合较好,验证了模拟计算得到的探测效率曲线的可靠性,可用于中子俘获反应截面的在线测量。     

锰浴测量装置参数研究

锰浴法是测量中子源强度普遍采用的方法之一。根据锰浴测量装置参数,采用模拟方法开展锰浴测量装置参数的研究,结果表明：MnSO4溶液浓度在17.3%～38.6%时,溶液总中子吸收份额和锰的热中子俘获份额较高,减少中子逃逸和截面比的不确定度;球形锰池半径在45～60 cm时,可获得较高的溶液体积比活度和较低的中子逃逸份额。同时利用蒙特卡罗模拟程序MCNP(Monte Carlo N–Particle Transport Code System)计算时发现,当粒子数达到10万时,修正因子数值基本稳定,由输入粒子数带来的统计涨落不确定度可以忽略。根据计算结果建立了一套锰浴测量基准装置,并进行中子源国际比对和12枚中子源测量,测量结果与参考值均在不确定度范围内一致,为以后锰浴测量装置的建立提供参考。     

国产Am-Be中子源4.438MeVγ射线与中子强度比值测量

本工作涉及准确测量国产Am-Be中子源发射的4.438MeVγ射线与中子强度比值R＝S_γ/S_n的实验方法。中子源的中子发射率用锰浴法进行比对测量。用Φ75mm×75mmNaI（Tl）探测器测量中子源的γ能谱;用MCNP程序模拟计算中子引起的γ本底和探头的源峰探测效率。实验与理论计算得到的R值符合得很好。综合评价已发表的R实验值,给出了R推荐值为0.575（1±4.8%）。结果表明,R值可认为是Am-Be源的一标志性特征量。     

133Ba活性炭滤盒自吸收修正方法研究

为了¹³³Ba滤盒体源活度的准确定值以及提高对碘监测仪探测效率刻度的准确性,本研究采用粒径为20~40目,堆积密度为0.47 g/cm³的优质椰壳活性炭,对体源不同活性炭层厚度的自吸收修正进行研究。使用MCNP蒙卡模拟程序,计算面源在不同活性炭层厚度t下的探测效率ε_t,以及无填充介质时的探测效率ε₀,建立随活性炭层厚度变化的自吸收修正曲线F（t）,并通过实验验证模拟计算结果的有效性。通过模拟计算与实验,得到了面源在不同活性炭层厚度下的活性炭自吸收修正因子F（t）,结果表明,模拟计算与实验结果相差在1%左右符合。对于¹³³Ba的356 keV γ能点,得出滤盒中活性炭的自吸收修正因子F（t）,给出了活性炭滤盒体源自吸收修正的技术方法,并采用自吸收修正因子F（t）对自制的¹³³Ba活性炭滤盒体源的自吸收修正进行了理论计算,与实验测量结果比较,两者在2%以内符合,可利用实验得到的自吸收修正曲线F（t）进行活性炭滤盒体源的自吸收修正。     

AB-BNCT中子靶物理设计分析

质子加速器适用于为硼中子俘获治疗提供中子源,其中子源强及能谱较反应堆中子源更具可调性。中子靶物理计算分析是加速器中子源设计的基础,为其提供粒子能量、流强等参数需求分析,并为靶体结构尺寸设计、中子慢化和屏蔽分析等提供前端参数。本文利用MCNPX蒙特卡罗程序,通过对质子打靶的中子产额和能谱、靶体能量沉积、打靶后靶材放射性活度和中子出射空间角分布等进行研究,提出能量2.5 MeV质子轰击100～200 μm锂靶的设计,并用模拟计算数据论证其合理性。该设计中子源在1 mA流强质子轰击下,源强可达9.74×10¹¹ s^-1;拟设计15 mA、2.5 MeV质子束产生的中子源,在治疗过程中靶材放射性活度累积最大值约为1.44×10¹³ Bq。     

应用MOCA程序设计煤料PGNAA实验装置

为促进国内煤料瞬发γ中子活化分析（prompt gamma neutron activation analysis, PGNAA）技术开发,本研究使用基于蒙特卡罗模拟方法的MOCA程序对煤料PGNAA技术常用中子源²⁵²Cf进行模拟建模,并对²⁵²Cf中子源在煤料和常用慢化体聚乙烯中的中子场分布进行模拟计算,得到了源距与中子通量的关系曲线。通过模拟计算的结果,结合煤料PGNAA的测量过程和实验室情况,设计了既可表征大批煤料PGNAA过程又可实现辐射防护的实验装置。使用该装置开展实验室实验,取得了具有明显特征峰的实验谱图和良好线性的灰分标定系数,表明设计的实验装置具有适宜性,可利用该装置对煤料PGNAA进行进一步实验室研究。     

GaAs基β辐射伏特效应微电池的参量优化设计研究

考虑放射性同位素源自吸收效应,提出基于半导体材料GaAs和同位素源⁶³Ni的微电池最优化设计方案,并通过蒙特卡罗程序MCNP模拟计算β粒子在半导体材料中的输运过程,对同位素源与半导体材料的厚度,换能单元PN结结深、耗尽区宽度、掺杂浓度、少子扩散长度,及电子空穴对的产生及收集情况等进行了研究和分析,给出了不同结深下,各物理参量的最佳设计值。在源活度为3.7×10⁷ Bq,PN结表面积为0.01 cm²时,提出的辐射伏特效应微电池最优化设计方案可实现：短路电流密度为379.68 nA/cm²,开路电压为1.375 V,填充因子为84.39%, 最大输出功率为440.4 nW/cm²,能量转化率为4.34%。     

反应堆启动中子源设计研究

采用蒙特卡罗程序(MCNP)对岭澳二期核电厂的反应堆启动中子源设计方法进行研究.研究结果表明,MCNP程序的计算结果与法国设计方案符合情况良好.通过调整启动中子源的布置位置,能够进一步降低中子源强,提高经济效益.     

233U评价数据的临界基准检验

为检验和改进²³³U核反应全套中子评价数据的质量，从国际核临界安全手册ICSBEP中选取快谱、超热谱和热谱临界基准实验装置，对中国评价核数据库CENDL-3.1、美国评价核数据库ENDF/B-Ⅶ.0、日本评价核数据JENDL-3.3和JENDL-4.0中的²³³U评价数据进行了基准检验。采用蒙特卡罗程序MCNP5计算了所选基准装置的有效增殖因数k_eff，并与基准值进行比较。运用基于能谱指标的趋势分析、灵敏度分析等方法进行了分析。在基准检验中，现有的²³³U评价数据的主要问题是从热临界基准中能谱较硬的装置到超热谱基准装置再到部分快谱临界基准装置，较为普遍地存在k_eff的严重低估。从热堆设计角度考虑，ENDF/B-Ⅶ.0库²³³U评价数据表现较好，但仍高估了共振俘获的贡献。     

氟盐冷却高温堆精细中子通量密度分布计算方法研究

氟盐冷却高温堆(FHR)作为第4代核能系统,对安全性和经济性更加注重。FHR全空间中子通量密度的精细分布数据对于材料构件的辐照损伤计算、放射性源项分析以及辐射屏蔽设计等均有重要意义。针对这一需求,本文采用离散纵标(SN)方法为蒙特卡罗(MC)方法偏倚计算提供所需的源偏倚和权窗参数,使蒙特卡罗粒子均匀地分布于整个计算模型空间,从而有效降低中子通量密度分布计算的统计误差。在该方法的基础上,编写了耦合程序SN2MCNP,并使用该程序对FHR全空间的中子通量密度分布进行了精细计算。经对比验证,在同样的计算时间和统计方法的要求下,单独使用MCNP计算的结果中,只有30.1%的相对误差达到要求(10%),而使用SN2MCNP的计算结果中则有99.6%的相对误差达到要求(10%)。     

An absolute determination of the U fission cross section at 964 keV

An absolute measurement of the ²³⁵U fission cross section has been carried out using a ²⁴Na---Be photoneutron source with median neutron energy of 964 keV. A symmetric two-foil experiment was set up to measure the fission rate in a low-albedo laboratory, and variations in the source-to-foil spacing used to determine the room background. Fission fragments passing through a limited solid angle aperture were recorded from each foil by solid state tracketch techniques. The photoneutron source was calibrated after each run using the manganese bath method and the secondary national standard source NBS-II. A computed neutron source spectrum with 32 keV FWHM was derived by the Monte Carlo method and used in reducing the data to a cross section at 964 keV. The final value of 1.21 ± 0.025 barns is absolute in that, except for small corrections, its determination was independent of any other cross section data.     

用于核素在线瞬发伽马数据测量的热中子源设计

基于MCNP程序建立了西安脉冲堆热中子源设计的蒙特卡罗深穿透耦合屏蔽计算方法;采用MCNP临界源模型计算了热柱方腔前表面的中子、伽马平面源的参数,并与实验值进行了对比,给出了平面源的修正系数;基于中子、伽马等效平面源,采用新型硼铝复合材料以及铅、铋等材料,优化设计了热中子束流滤束装置,给出了热中子束流滤束装置的升级改造方案,得到热中子通量密度较原设计方案提高3倍、中子伽马通量密度比值大于10的平行热中子束,且束流外侧区域的中子、伽马本底剂量率接近0.025 mSv/h的辐射防护标准。     

反应堆动态参数的蒙特卡罗计算研究

介绍缓发中子有效份额(βeff)、有效中子代时间(Λeff)和本征值的概念及其蒙特卡罗程序计算方法。采用Prompt Method方法计算得到βeff;微扰法得到Λeff;采用瞬发中子密度衰减直接拟合法和间接求解法得到本征值;将各种反应性状态下的拟合得到临界c本征值,并与实验测量的c值进行比对,结果符合很好;并对动态参数蒙特卡罗程序计算的各种方法进行不确定度分析。     

Effect of Fusion Neutron Source Numerical Models on Neutron Wall Loading in a D—D Tokamak Device

Effect of various spatial and energy distributions of fusion neutron source on the calculation of neutron wall loading of Tokamak D-D fusion device has been investigated by means of the 3-D Monte Carlo code MCNP.A realistic Monte Carlo source model was developed based on the accurate representation of the spatial distribution and energy spectrum of fusion neutrons to solve the complicated problem of tokamak fusion neutron source modelling.The results show that those simplified source models will introduce significant uncertainties.For accurate estimation of the key nuclear responses of the tokamak design and analyses,the use of the realistic source is recommended.In addition,the accumulation of tritium produced during D-D plasma operation should be carefully considered.     

Propagation of statistical and nuclear data uncertainties in Monte Carlo burn-up calculations

Two methodologies to propagate the uncertainties on the nuclide inventory in combined Monte Carlo-spectrum and burn-up calculations are presented, based on sensitivity/uncertainty and random sampling techniques (uncertainty Monte Carlo method). Both enable the assessment of the impact of uncertainties in the nuclear data as well as uncertainties due to the statistical nature of the Monte Carlo neutron transport calculation. The methodologies are implemented in our MCNP–ACAB system, which combines the neutron transport code MCNP-4C and the inventory code ACAB.     

Improvement of Neutron Source Introduction Method for Absolute Measurements of Low Reactor Power

The neutron source introduction method was applied to absolute measurements of low reactor power at the Static Experiment Critical Facility STACY. To obtain the effective neutron source intensity more accurately, which is a key parameter for the source introduction method, the neutron source is newly defined as fission neutrons from the first fission reaction caused by neutrons emitted from the external neutron source. To obtain the newly defined effective neutron source intensity, the probability that a neutron from the external neutron source causes a fission reaction is calculated using the Monte Carlo code MCNP. This calculation took into consideration the three-dimensional complicated core structures. Furthermore, the fission reaction distribution, fundamental mode forward and adjoint flux distribution in a critical state were calculated using the three-dimensional transport code THREEDANT. Following the principle of the neutron source introduction method, an external neutron source was inserted near the STACY core tank and the reactor power was measured. The reactor powers by the neutron source introduction method were in good agreement with the ones from the analyses of the FP activity generated by high power operation.     

居里级Am-Be中子源产生的热中子通量密度分布

实验室中的同位素Am-Be中子源在有关中子活化方法研究以及在核反应堆中子测量系统研制过程中的调试和刻度等方面都有着非常重要的作用.为使这些应用更有效并得到更准确的实验结果,需要知道Am-Be中子源在周围慢化介质中热中子通量密度的分布.用蒙特卡罗方法并结合中子源发射率计算得到了居里级Am-Be中子源在圆柱形水池中不同半径...     

热中子吸收材料特性模拟计算与分析

以核反应堆为中子源,通过蒙特卡罗(Monte Carlo,MC)方法计算的手段,分析了几种热中子吸收材料的特性,并总结出将热中子吸收材料用于建立超热中子辐射场时的一般规律,从而优选出适用于建立超热中子辐射场的热中子吸收材料.