CARR堆冷中子瞬发伽玛活化分析系统及实验研究

利用中国先进研究堆（CARR）在国内首次开展了冷中子瞬发伽玛活化分析（CNPGAA）实验，采用定制加长的电制冷高纯锗（HPGe）探测器和先进的数字多道谱仪DSPEC®-502进行测量，获得了NH₄Cl样品中元素冷中子瞬发伽玛谱和本底谱等数据，同时利用伽玛放射源¹⁵²Eu、¹³⁷Cs、⁶⁰Co以及NH₄Cl产生的瞬发伽玛射线对探测器在宽能区0.1~8 MeV进行能量刻度。为降低环境辐射本底，HPGe探测器外围采用环形锗酸铋（BGO）康普顿谱仪，10 cm铅以及含⁶Li和¹⁰B材料对中子束流准直屏蔽。此外，利用金片活化法测量了CARR堆运行功率为15 MW时有无冷源情况下冷中子导管B(CNGB)末端1 m处的中子注量率，结果显示有冷源时中子注量率可提高一个量级。     

基于金活化片的单球谱仪研制及能谱测量

中国先进研究堆(CARR)H-8水平孔道是提供中子的实验孔道,可以提供稳定的辐射场,对于不同的中子实验,其所需的中子能谱谱形不同,准确测量中子能谱具有重要意义。为测量H-8水平孔道中子能谱,研制一种以金活化片为热中子探测器的被动式单球中子能谱仪,使用MCNP程序对10^-11～15 MeV能区的中子能量响应进行计算,并分析能量响应的合理性。在CARR堆导管大厅对单球谱仪进行测试实验,使用高纯锗探测器测量各金活化片活度,使用UGA(unfolding based on genetic algorithm)解谱程序对实验数据进行解谱计算。结果表明,导管大厅出射中子能量在10^-9～10^-6 MeV范围内,单球中子谱仪可以较为精确的给出中子能谱数据,适用于CARR堆H-8水平孔道中子能谱测量研究。     

基于Gamma全吸收型BaF2探测装置的数据获取系统

为精确测量keV能区的中子俘获反应截面,研制了一套基于Gamma全吸收型BaF₂探测装置的数据获取系统。数据获取系统工作在Linux环境下,应用FlashADC采集探测器的脉冲信号。程序控制、数据存储、在线监控与分析程序基于Root平台。通过测量⁶⁰Co和¹³⁷Cs源,得到了数据获取系统主要性能的测试结果,其满足GTAF装置精确测量中子俘获反应截面的要求。     

基于3层硅探测器的主动式中子个人剂量计研制

研制了一种具有能量分辨能力的中子个人剂量计。该个人剂量计由3层硅探测器组成，硅探测器周围装有⁶LiF、聚乙烯和含硼聚乙烯作为转化体、慢化体和吸收体。个人剂量计有直读和解谱两种工作模式。直读模式将中子能区划分为低能、中能和快中子3个能区，可实时测量。解谱模式可获得快中子能区的中子能量分布。利用GEANT4程序模拟了7 MeV γ射线的能量沉积谱，设置适当的甄别域以降低γ射线的影响。采用GEANT4程序模拟了个人剂量计对不同能量入射中子的个人剂量当量率响应。在加速器单能中子参考辐射场中完成了单能中子剂量响应的实验校准，对模拟计算的响应函数进行了实验修正，并得出了不同能区的平均中子个人剂量当量率响应。     

精确测定ST451型快中子探测器的有效中子阈和电子的相对闪烁响应

本实验用薄膜￣（２５２）Ｃｆ源的裂变中子测定ＳＴ４５１型快中子探测器的有效中子阈。文中叙述了用单能γ射线源刻度探测器对电子能量响应的方法，康普顿边的位置通过比较测量的脉冲幅度谱和ＭｏｎｔｅＣａｒｌｏ模拟的分布与探测器的脉冲幅度分辨进行折叠的理论谱被精确地确定。给出了中子能量在７Ｍｅｖ以下，ＳＴ４５１型快中子探测器的有效中子阈和电子的相对闪烁响应数据。     

用于快中子能谱测量的6LiF夹心半导体谱仪

本文介绍了^{6LiF夹心谱仪的测量原理、自行设计研制的6LiF夹心半导体谱仪探头结构及电子学系统组成等。在热中子场中测试了夹心谱仪的性能,获得了α粒子峰、T粒子峰及“和”峰在多道上的位置与能量分辨率,并用T粒子与“和”峰两个能量点的峰位对谱仪系统进行了能量刻度。分别用效应探头和本底探头测量了临界装置表面的效应谱和本底谱,当效应探头采用的6LiF镀层质量厚度为186 μg/cm2时,6LiF夹心谱仪对热中子的能量分辨率为363 keV,测量中子最佳能区为0.3~7.5 MeV,在该能区内,本底谱约占1%。}     

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。     

keV能区单能中子参考辐射场核反应靶设计

质子轰击中等质量靶核是产生keV能区单能中子的一种常用方法。选择⁴⁵Sc(p,n)⁴⁵Ti反应中子源作为keV能区单能中子参考辐射场的中子源,利用FloWizard软件模拟大束流条件下核反应靶的温度分布,分析了影响靶温度分布的主要因素。利用Target程序模拟核反应靶出射中子能谱,分析了不同材料的散射中子本底。同时精细调节5SDH 2加速器端电压,测量了薄靶（Sc）的激发曲线,测量结果与NPL和PTB的接近。     

基于活化法及MCNP程序的临界装置功率刻度

介绍了临界装置功率刻度的方法,在不同功率台阶下利用活化法测量临界装置的中子注量率分布及归一点的绝对中子注量率,并利用经修改编译的MCNP程序对临界装置的中子注量率分布进行校核计算。基于中子注量率测量及计算结果通过裂变率法计算不同功率台阶下临界装置的功率,同时外推到堆芯最大热中子注量率为1×10⁸cm^-2•s^-1时的功率,实现了临界装置的功率刻度。     

中子俘获反应截面在线测量技术研究

利用γ全吸收型4π BaF₂探测装置，对中子俘获反应截面进行了在线测量。基于HI-13串列加速器提供的脉冲化质子束，通过⁷Li(p，n) ⁷Be反应产生中子，构建了keV能区中子源实验条件，经屏蔽准直后的中子轰击样品，应用4π BaF₂装置在线测量(n，γ)反应复合核退激时释放的瞬发γ射线级联，测量了Au、C、Nb、空白等样品。通过计算⁹³Nb(n，γ)⁹⁴Nb和¹⁹⁷Au(n，γ)¹⁹⁸Au两个反应的截面数据比值并与文献数据比对，检验了4π BaF₂探测装置和(n，γ)反应截面在线测量技术，为在中国散裂中子源（CSNS）上顺利开展(n，γ)反应截面数据测量工作提供了技术支持。     

离散纵标输运计算方法在压水堆核电厂41Ar活化源项分析中的应用

压水堆核电厂功率运行期间,反应堆压力容器外的环形空腔空气中所含的⁴⁰Ar被中子活化,形成具有放射性的⁴¹Ar。文章采用二维离散纵标输运计算程序DORT分析了反应堆堆腔区域的中子注量率分布情况,采用NJOY评价核数据处理程序,根据DORT分析得到的通量作为权重通量,利用基础评价核数据库ENDF/B-Ⅶ.0制作⁴⁰Ar中子俘获反应的微观截面,在此基础上,分析了百万千瓦级压水堆核电厂每台机组反应堆堆腔空气中⁴⁰Ar中子活化生成⁴¹Ar的生成率以及电厂⁴¹Ar的环境排放源项。文章给出的⁴¹Ar源项分析方法可作为压水堆核电厂设计中确定⁴¹Ar源项的最佳估算值的参考。     

Development of the high-energy neutron fluence rate standard field in Japan with a peak energy of 45 MeV using the 7Li(p,n)7Be reaction at TIARA

In this study, we developed a 45 MeV neutron fluence rate standard of Japan. Quasi-monoenergetic neutrons with a peak energy of 45 MeV in the neutron standard field were produced by the ⁷Li(p,n)⁷Be reaction using a 50-MeV proton beam from an azimuthally varying field (AVF) cyclotron of the Takasaki Ion Accelerators for Advanced Radiation Application (TIARA). The neutron energy spectrum was measured using an organic liquid scintillation detector and a ⁶Li-glass scintillation detector by the time-of-flight method, and using a Bonner sphere spectrometer by the unfolding method. The absolute neutron fluence was determined using a proton recoil telescope (PRT) composed of the liquid scintillation detector and a Si(Li) detector that was newly developed in the present study. The detection efficiency of the PRT was obtained using the MCNPX code. The peak neutron production cross section for the ⁷Li(p,n)⁷Be reaction was also derived from the neutron fluence in order to confirm the neutron fluence of the TIARA high-energy neutron field. The peak neutron production cross section obtained in the present study was in good agreement with those of previous studies. The characteristics of the 45-MeV neutron field in TIARA were successfully evaluated in order to calibrate high-energy neutron detectors and high-energy neutron dosimeters.     

The determination of the Nb(n,n′) Nb cross-section in the neutron energy range 1–6 MeV

Measurements of the 30 keV isomer production cross-section in ⁹³Nb, excited by neutron inelastic scattering have been made at 10 neutron energies in the range 1–6 MeV. Small foils of niobium and suitable monitor elements were exposed to high fluences of monoenergetic neutrons and the cross-section was determined from the K X-ray activities so induced. The high purity Ge detector used in these X-ray measurements was calibrated against a standard solution of ^93mNb which is used as an international reference material for reactor neutron dosimetry. The neutron fluence of the irradiation was measured with a low-efficiency ²³⁵U fission chamber in which the thin fissile deposit was located immediately behind the niobium and monitor foils. The latter acted as secondary measures of the neutron fluence but could be used as the primary standard in the event of failure of the fission chamber. Thus, the production cross-section was measured relative to the ²³⁵U fission cross-section which is a standard reference cross-section. Comparisons are made with other experimental data and with nuclear model calculations of the cross-section and recommended values based on these and our experimental data are presented.     

The cross section for the K(n,p)Ar reaction between 14.2 and 17.2 MeV

Activation techniques have been used to measure the cross section for the ⁴¹K(n,p)⁴¹Ar reaction between 14.2 and 17.2 MeV. Neutrons were produced by the ³H(d,n)⁴He reaction, and the mixed-power method was used to measure the neutron flux through the ²⁷Al(n,)²⁴Na reaction. The activated samples were counted for the 1294 keV, 1.827 h γ-activity of ⁴¹Ar and the 1369 keV, 15.03 h γ-activity of ²⁴Na using a 16% Ge(Li) detector and a 4096-channel analyzer. The cross sections for the ⁴¹K(n,p)⁴¹Ar reaction using the mixed-power method were found to be 53 ± 3 mbarn at 14.2 ± 0.2 MeV, 47 ± 3 mbarn at 15.2 ± 0.2 MeV, 41 ± 3 mbarn at 16.2 ± 0.2 MeV and 36 ± 4 mbarn at 17.2 ± 0.2 MeV. The associated-particle method was also used for measuring the neutron flux in order to check the mixed-powder result at 14.2 MeV. The average cross section for three associated-particle runs at 14.2 MeV was found to be 50 ± 3 mbarn which, within experimental error, agrees with the mixed-powder value.     

医院中子照射器中子束流出口处热中子注量率的测量

医院中子照射器是基于微型反应堆而设计的专门用于硼中子俘获治疗（BNCT）的核反应堆装置,其额定功率为30 kW。在堆芯相对两侧分别设有一条热中子束流和超热中子束流用于病人照射,在热中子束流内引出一条实验用热中子束流,用于瞬发γ法测量病人血硼浓度。本工作利用²³⁵U裂变靶和白云母探测片测量了热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子绝对注量率。结果显示,在30 kW额定功率运行时,热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子注量率分别为1.67×10⁹、2.44×10⁷和3.03×10⁶ cm^-2•s^-1。以上结果达到了BNCT设计要求,并能满足瞬发γ测量血硼浓度的要求。     

正电子致电离截面实验中束流强度的在线测量

本文采用HPGe探测器实时收集了正电子碰撞厚Ti靶伴随产生的湮灭光子，并结合HPGe探测器对放置在碰撞点处²²Na标准源产生的511 keV湮灭光子的探测效率刻度值，得到了8~9.5 keV正电子引起Ti原子内壳层电离截面实验中正电子束流强度的实时测量结果。结果表明，在实验测量的38 h内，基于²²Na标准源慢正电子束流装置产生的正电子束流强度不稳定，随时间的变化有着不同程度的衰减，且存在小幅度波动现象。因此，低能正电子致原子内壳层电离截面实验中应采用在线法获取慢正电子束流强度。     

235U快中子核反应截面协方差评价

本文基于最小二乘不确定度传递方法,建立²³⁵U中子裂变核反应截面模型依赖型与非模型依赖型协方差评价体系。通过针对实验测量较丰富的中子反应总截面、辐射俘获、(n,2n)等核反应实验数据不确定度源项分析,为协方差评价提供实验基础,并给出对应核反应截面的非模型依赖型协方差评价数据。通过开展快中子能区²³⁵U核反应理论模型参数灵敏度计算与分析,导出实验测量缺乏的核反应截面模型依赖型协方差评价数据。经上述系统评价,所得协方差数据与核反应截面中心值研究过程自洽、物理合理,并按国际标准ENDF-6格式输出,便于核工程用户使用。     

240Am半衰期的测量

²⁴⁰Am的半衰期对准确测量²⁴¹Am(n,2n)²⁴⁰Am反应截面具有重要作用，当前评价的数据50.8(3) h是对²⁴⁰Am的987.8 keV γ射线用Ge(Li)探测器跟踪测量6 d的结果，测量时间不到3个半衰期，使得测量结果的不确定度偏大。本文利用Geant4模拟软件建立了阱型HPGe探测器的测量模型，模拟计算了不同Pb吸收厚度下²⁴⁰Am高能γ射线的探测效率，确定使用阱型HPGe探测器配合吸收X射线和低能γ射线的Pb吸收体可有效提高²⁴⁰Am高能γ射线的探测效率。根据Geant4模拟计算的结果，Pb吸收体厚度为1 mm时，对²⁴⁰Am的888.8 keV和987.8 keV两条特征γ射线的探测效率分别为14.1%和13.3%。在中国原子能科学研究院的HI-13串列加速器上通过²⁴²Pu(p,3n)反应生产了²⁴⁰Am，制备了约700 Bq的²⁴⁰Am测量源，用上述方法跟踪测量²⁴⁰Am的888.8 keV和987.8 keV两条特征γ射线的强度，时间超过18 d，用最小二乘法拟合得到其半衰期为50.79(5) h，结果与评价结果一致，但减小了不确定度。