仪器中子活化分析方法测定核纯级石墨中的杂质

石墨具有较小的中子吸收截面,被用来做为反应堆的慢化剂和反射层,对做为核材料石墨的纯度要求是很高的,它要求不含有中子吸收截面较高的杂质及经照射后能产生γ强放射性的杂质,如:稀土元素、硼、镉、钴、钪等等。用堆中子活化分析方法测定核纯级石墨中杂质含量可以不破坏样品,有较高的分析灵敏度。作者用仪器中子活化法分析了原子能研     

中国第一台高性能白光中子源——CSNS反角白光中子源及其应用

基于中国散裂中子源（CSNS）建设的我国第一台高性能白光中子源--反角白光中子源（Back-n）是国际上综合性能最好的白光中子源之一，能区范围覆盖meV～百MeV，飞行时间测量分辨率可在全能区达到1%以内，中子注量率国际领先。自2018年3月建成以来，Back-n已开展了一系列的核数据测量实验、探测器标定实验、中子辐射效应实验和中子照相研究，科研产出效率非常高，实验数据质量达到了研究要求，为我国多领域的科学研究和应用研究提供了一个强大的平台。本文对该白光中子源的性能特点、已投入运行和规划中的核数据测量实验谱仪进行了综述，并指出了主要应用方向。     

6 有源井型中子符合测量装置研制

在核材料衡算中，有源井型中子符合测量装置（AWCC）是用于含铀核材料无损测量的主要设备之一。该装置基于核材料中的^235U具有高的热中子诱发裂变截面，采用低中子能量的Am—Li中子源作裂变中子源，诱发^235U裂变，利用^3He计数管阵列探测^235U诱发裂变产生的中子，通过与标准含铀样品的测量结果比较，给出核材料中^235U的量。     

CSNS反角白光中子实验终端本底及中子准直系统模拟计算

散裂中子源可产生白光中子,具有中子注量率高、热功率小、可脉冲化等优点,其应用十分广泛。其中一个重要的应用是核数据测量。目前,中国缺少白光中子源,因此一直没有开展基于白光中子源的核数据测量工作。目前在建的中国散裂中子源(China Spallation Neutron Source,CSNS)的反角中子束线,在距散裂靶80 m处的中子强度约为9.25×106n·cm-2·s-1,时间分辨率为0.3%-0.9%,能够较好地用于核数据测量工作。本文介绍了该白光中子束线及实验终端的概况,并重点介绍该实验终端本底计算结果、中子准直系统和束斑参数。通过计算结果得出,CSNS反角白光中子源物理终端具有较低的实验本底和较好的中子束斑,可以开展较高精度的核数据测量工作。     

石墨的热中子扩散长度测量

本文利用恒定中子源法测量了一批高纯石墨的热中子扩散长度,所测石墨的密度为(1.653±0.005)克/厘米~3,温度为(29±1)℃,实验得到扩散长度为54.07±0.59厘米;换算到标准条件(密度1.60克/厘米~3,温度20℃),扩散长度为56.24±0.62厘米。用脉冲中子源法测得的石墨热中子扩散系数D_0为(2.160±0.026)×10~5厘米~2/秒,则从扩散长度计算得到石墨的热中子吸收截面σ_α为3.98±0.10毫靶。     

有源井型中子符合测量装置研制

在核材料衡算中,有源井型中子符合测量装置(AWCC)是用于含铀核材料无损测量的主要设备之一。该装置基于核材料中的235U具有高的热中子诱发裂变截面,采用低中子能量的Am-Li中子源作裂变中子源,诱发235U裂变,利用3He计数管阵列探测235U诱发裂变产生的中子,通过与标准含铀样品的测     

用穿透法測量天然硼的热中子吸收截面

一、引言在低能核物理的領域中,硼的热中子吸收截面是一个相当重要的常量。由于它有着一个比較大的数值,而且在相当大的能量范围內很好地符合“1/v”規律,所以,它被广泛地采用为測量其他某些有关物理量的“标准”。譬如,它常被应用到测量其他物貭的热中子吸收截面以及中子通量、中子源強度、中子能譜、中子“有效温度”、中子共振能量等方面。正由于它具有这样     

中国第一台高性能白光中子源——CSNS反角白光中子源及其应用

基于中国散裂中子源(CSNS)建设的我国第一台高性能白光中子源——反角白光中子源(Back-n)是国际上综合性能最好的白光中子源之一,能区范围覆盖meV～百MeV,飞行时间测量分辨率可在全能区达到1%以内,中子注量率国际领先。自2018年3月建成以来,Back-n已开展了一系列的核数据测量实验、探测器标定实验、中子辐射效应实验和中子照相研究,科研产出效率非常高,实验数据质量达到了研究要求,为我国多领域的科学研究和应用研究提供了一个强大的平台。本文对该白光中子源的性能特点、已投入运行和规划中的核数据测量实验谱仪进行了综述,并指出了主要应用方向。     

六氟化铀中杂质元素热中子吸收的硼当量的测定和评价

一般杂质元素对热中子的吸收,以相当于硼的量来表示,称为热中子吸收的硼当量。美国材料试验学会(ASTM)的规格中规定六氟化铀中总杂质元素吸收热中子的硼当量不得大于8 ppm,因为硼当量过大会无效地消耗中子,影响核燃料元件的反应性。设杂质元素与硼的吸收热中子等效,则根据两者吸收中子的反应速率(R)相等,可得     

铀产品中硼分析装置的设计

硼是热中子吸收截面较高的元素，是一种中子毒物。核燃料中硼含量的高低直接影响核燃料的质量，其允许的相对含量为10^-8～10^-9量级，是核燃料铀产品中严格控制的重要参数之一。目前，我国铀标准物质中硼元素的含量一直未准确定值（均为参考值），主要是因为环境中硼的分布极广，样品在分离和测量过程中极易被污染，使硼元素成为核燃料中较难分析的杂质元素。因此，研究建立直接测量铀中硼的分析方法及相应的分析装置是十分必要的。     

Boron Equivalent Measurement of Nuclear Graphite with Photoneutron Source

Impurities in nuclear materials with high thermal neutron absorption cross section will change the reactivity. The absorption of thermal neutrons by these impurities is represented by boron equivalent, which is one of the important factors to measure the purity of nuclear materials. Boron equivalent can be determined directly via the measurement of macroscopic thermal neutron absorption cross section based on an isotopic neutron source, but with lower accuracy. The photoneutron source, which can generate neutrons with higher intensity, better direction and lower energy, can effectively improve the accuracy of boron equivalence measurement. Therefore, the boron equivalent measurement of nuclear graphite was carried out with the photoneutron source driven by 15 MeV electron LINAC. Monte Carlo simulation method was used to optimize the experimental scheme, and the experimental data were tested and modified. Finally, the quantitative analysis method was established for the measurement of graphite boron equivalent. This method can quickly and accurately measure the boron equivalent of nuclear materials, which is of great significance for the physical design and safety assessment of the reactor.     

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.     

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。     

ASME规范概率评价方法对细颗粒石墨的适用性研究

石墨由于其高中子散射截面和低中子吸收截面特性,被广泛应用于第四代高温气冷堆中作为慢化剂、反射层和堆芯结构,故保证其结构完整性对反应堆的安全运行非常重要。由于石墨材料强度分散,概率论方法评价其失效较常用的确定论评价方法更为合适。目前,美国ASME规范采用的概率方法主要针对NBG-18这种大颗粒石墨,对我国高温气冷堆核电站工程项目采用的细颗粒石墨IG-110的适用性未知。同时,我国成都碳素生产的高温堆备选石墨NG-CT-01颗粒大小与IG-110相似,也为细颗粒石墨。因此,文章研究ASME规范概率方法对细颗粒石墨的适用性,并通过实验数据加以验证。结果表明,对于细颗粒石墨,ASME规范过于保守,低估了材料的强度性能。     

Fissile materials detection in systems with pulsed neutron sources

Different approaches to detecting fissile materials which are being transported illegally across state borders or removed illegally from enterprises of the nuclear industry are examined. The content of fissile materials is determined using a pulsed neutron source, which is used in combination with two neutron moderators, separated by a screen with a large absorption cross section for thermal neutrons. The results of an experimental validation, the sensitivity limits, and the possibility of further development of these systems are presented. __________ Translated from Atomnaya énergiya, Vol. 101, No. 2, pp. 125–130, August, 2006.     

基于白光中子源的169Tm辐射俘获截面测量和共振参数分析

中子辐射俘获截面及共振参数在核工程设计、核天体物理等研究领域中有重要的应用价值。在中国散裂中子源（CSNS）反角白光中子束线（Back n）上,使用C6D6测量系统开展了169Tm辐射俘获反应测量。通过脉冲高度权重技术、共振吸收法和饱和归一法得到169Tm辐射俘获反应的产额。利用SAMMY程序拟合169Tm的产额数据,得到169Tm在1~100 eV能量区间的共振能量、中子宽度、辐射俘获宽度等共振参数。使用实验测得的共振参数和Reich Moore近似计算了169Tm在1~100 eV能量区间的辐射俘获截面。实验测量结果与ENDF/B Ⅷ.0数据库的推荐值总体符合较好,部分共振参数和截面存在一定的差异。产生这些差异的原因与Back n的源中子能谱结构、能量分辨率、实验本底的精度有关。     

Porosity effects on the neutron total cross section of graphite

For subthermal neutron energies, polycrystalline graphite shows a larger total cross section than predicted by existing theoretical models. In order to investigate the origin of this discrepancy we measured the total cross section of graphite samples of three different origins, in the energy range from 0.001 to 10 eV. Different experimental arrangements and sample treatments were explored, to identify the effect of various experimental parameters on the total cross section measurement. The experiments showed that the increase in total cross section is due to neutrons scattered around the forward direction. We associate these small angle scattered neutrons (SANS) to the porous structure of graphite, and formulate a very simple model to compute its contribution to the total cross section of the material. This results in an analytic expression that explicitly depends on the density and mean size of the pores, which can be easily incorporated in nuclear library codes.     

硼铝复合材料热中子屏蔽性能分析

硼铝复合材料因制备工艺简单,力学性能良好,原材料价格低廉等诸多优点被广泛研究,并被用作诸多领域的热中子吸收材料。本文采用理论计算、MCNP软件模拟、实验测量等多种方法对硼铝复合材料的热中子屏蔽性能进行了评估分析。通过理论计算发现,对于相同配比的硼铝复合材料,从材料的热中子吸收性能方面,添加硼单质的效果优于添加碳化硼。通过MCNP程序模拟计算和实验测量发现,硼铝复合材料对能量低于10^-7 MeV的中子吸收效果比较显著。     

Development of high-frame-rate neutron radiography and quantitative measurement method for multiphase flow research

In relation to the establishment of thermal neutron radiography as a measurement method with high accuracy and reliability, this paper reviewed the present status on the development of high-frame-rate neutron radiography with a steady thermal neutron beam and its application to multiphase flow researches. This review included also the present progress on the quantification of neutron radiographic image at Kyoto University, i.e. (1) quantitative method to measure void fraction of two-phase flow with thermal neutron radiography (Σ-scaling method), (2) influence of scattered neutrons on void fraction measured by neutron radiography, (3) measurement error of neutrons in a low neutron flux field, (4) error in void fraction measurement due to low gray level, and (5) measurement error due to low imaging speed Moreover, a new experimental approach on a total macroscopic cross section for thermal neutrons measurement by neutron radiography was presented. This paper revealed neutron radiography to be a promising visualization and measurement method in thermal hydraulic research.     

35MeV以下56Fe(n,p)56Mn反应截面及协方差评价

56Fe(n,p)56Mn通常作为标准反应来监测中子场通量,该反应截面数据的准确性直接影响到活化法测量结果的精确度,进而影响到实验待测物理量的精度。本文开展了56Fe(n,p)56Mn反应截面实验测量数据评价工作与协方差计算工作,首先系统分析EXFOR中现有的56Fe(n,p)56Mn反应截面实验测量数据,对实验数据进行了归纳总结分析,并从中子源、测量方法、探测器类型等方面对56Fe(n,p)56Mn直接测量实验数据进行评价。然后,拟合给出适用入射中子能量区间为295～35 MeV的激发曲线。随后,针对评价中重点推荐的实验数据开展了关联协方差矩阵的计算工作。最后,使用核反应计算程序TALYS对56Fe(n,p)56Mn激发曲线进行了调参计算并和评价数据进行了比较分析。该工作拓展了现有的中子活化反应截面实验数据的评价方法,结果提高了35 MeV以下中子诱发56Fe(n,p)56Mn反应的评价数据精度。