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。     

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。     

252Cf裂变γ射线伴随飞行时间法刻度液体闪烁体中子探测效率

宏观检验实验是检验核数据正确性的重要实验方法之一。液体闪烁体中子探测器是中子核数据宏观检验实验中快中子能谱测量的主要探测器，其探测效率曲线的准确性关系到实验结果的精度。本文采用²⁵²Cf中子源的伴随γ射线和飞行时间法测得了液体闪烁体对2.0～10.0 MeV中子的相对探测效率曲线，同时利用飞行时间法和400 kV脉冲中子发生器的d-D反应中子源测得了2.9 MeV单能中子的绝对探测效率。将相对探测效率曲线归一到单能点的绝对效率，得到探测器在这一能区的绝对探测效率曲线。使用蒙特卡罗程序NEFF模拟相同参数的液体闪烁体探测器对10.0 MeV以下中子的探测效率曲线。最后将实验结果与模拟结果对比，结果表明实验得到的探测效率曲线合理、准确。     

4π BaF2装置的触发系统研究

设计了一套γ全吸收型BaF₂探测装置,用于中子辐射俘获反应截面的在线测量,其中信号测量部分采用了基于高速采集卡的数字化脉冲波形采集技术。并设计了一套触发系统,由触发单元产生的信号作为数据获取系统的外触发控制数据采集,以在数据测量过程中剔除绝大多数本底事件。触发系统采用了符合测量技术,通过多通道、多参数之间的符合测量,实现释放瞬发级联γ射线的中子俘获反应事件的判选和本底的剔除。本文对触发系统的电路设计和实验测试进行了阐述。     

锰浴法测量中子源发射率中各修正因子的蒙特卡罗计算

在采用锰浴法对放射性同位素中子源的发射率进行测量时,MnSO₄溶液中⁵⁵Mn仅俘获部分源中子,故需考虑对未被⁵⁵Mn俘获部分的修正。用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP对中子源强标准装置的锰浴系统进行模拟计算,对实验测量结果进行修正,并通过由国际计量局（BIPM）组织的中子源强度国际比对,验证了计算所建立模型的可靠性。利用MCNP程序的微扰计算功能,通过考虑MnSO₄溶液的密度、源及其承托物材料的密度、源的位置、锰浴半径以及反应截面的改变对计算结果的影响,对模拟计算结果的不确定度进行了详细评定,提供了一种蒙特卡罗模拟计算结果不确定度的评定方法。     

中子俘获反应截面测量研究

正建造了一套γ全吸收型4πBaF2探测装置,用于高精度测量中子俘获反应截面。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,构建了一个keV能区中子源实验条件。中子源的靶头设计如图1所示。经屏蔽准直后的中子轰击样品,应用4πBaF2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,实验布局如图2所示。     

GdI3:Ce闪烁体中子探测性能测试与改进研究

为改善GdI₃:Ce闪烁体在探测中子过程中的γ抑制能力，使用Geant4和XCOM计算了其γ线性吸收系数，并通过模拟计算与实验测量研究了铅屏蔽法抑制γ的有效性。结果表明：GdI₃:Ce闪烁体在探测中子过程中易受低能γ射线的干扰；随着铅层厚度的增加，100 keV~1 MeV的γ射线对中子探测的干扰减小，而3~10 MeV的γ射线的干扰呈先增加后减小的趋势。对²⁵²Cf中子源的实验测试发现，在碘化钆闪烁体外围添加铅层后，中子峰得以显现；随着铅层厚度的增加，中子峰内净计数减小，而净计数与本底计数的比值上升。模拟和实验结果均表明，在使用GdI3:Ce闪烁体探测中子时，应根据中子探测效率和信噪比的优化确定γ屏蔽铅层的厚度。     

基于C_6D_6探测系统的中子俘获截面测量技术研究

<正>中子辐射俘获反应截面在新一代核反应堆设计、核废料嬗变和核天体物理等领域有非常重要的应用价值。在中国散裂中子源反角白光中子束线上建立了一套C_6D_6探测器系统,用于开展中子辐射俘获反应截面测量。研究脉冲高度权重技术,使探测系统对伽马射线的探测效率与伽马射线能量呈正比,图1给出权重函数曲线以及加权后探测效率     

主动法探测炸药成分的实验研究

阐述了采用主动法探测炸药的原理,分析了屏蔽体、自然界本底和反应截面对炸药中1H,12C,16O和14N核素的测量影响。并利用252Cf中子源辐照模拟炸药半球,采用高纯锗γ探测器探测由中子与1H,12C,16O和14N核素发生(n,γ)俘获反应产生的射线。利用MC-NP对炸药中产生γ射线的概率进行了计算,并采用相对效率法进行了实验结果的分析。实验结果表明:主动法探测炸药成分(1H和14N)是可行的。     

MC模拟计算BF3管长中子计数器探测效率

利用MC法对BF_3计数管长中子计数器的探测效率进行了模拟计算。分别研究了探测效率与管外慢化体材料及厚度、中子能量、探测距离之间的关系。在模拟参数的基础上,自制了一台长中子计数器,并利用Am-Be中子源对BF_3计数管的探测效率进行了实验测量。实验结果表明:模拟结果与实测结果基本一致,本模拟结果为BF_3计数管的设计和应用提供了有价值的参数。     

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。     

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。     

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。     

先进裂变核能的关键核数据测量和CSNS白光中子源

在设计加速器驱动的次临界系统（ADS）、核废料嬗变装置及钍基熔盐堆时亟需一些关键核数据,当前核数据库受实验条件或中子能区的限制,存在核数据精度不高甚至少部分核素数据缺失的情况。本文综述了国内外相关的核数据研究和相应的白光中子源情况。基于中国散裂中子源(CSNS)的反角通道白光中子源实验终端的中子束流具有非常宽的能谱（0.01 eV~200 MeV）和很好的时间特性。模拟得到距靶80 m处的实验终端的中子注量率为9.3×10⁶cm^-2•s^-1,1 eV ~ 1 MeV能量间隔内的中子数占总中子数的53%;同时,加速器运行在双束团模式或单束团模式,时间分辨率均在0.3%～0.9%之间,适合开展核数据测量。     

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。     

15 MeV电子束驱动中子源靶站模拟分析

电子轰击金属靶产生的中子源,可用于核素反应截面测量实验。为利用7.5 kW、15 MeV电子加速器作为驱动加速器,产生适用于核数据测量实验的中子源,相应开展了该功率下的中子靶站设计。研究中,依据蒙特卡罗程序MCNPX模拟计算的中子源数据,分析优化靶站结构;计算得到靶体能量沉积,导入商用CFD软件CFX中作为热源,模拟分析靶体对流传热性质,优化冷却通道模型,安全实现中子靶站冷却。本研究模拟设计的靶站,能产生强度为10¹²s^-1量级的中子源。     

熔盐实验堆中燃料核素的灵敏度系数计算分析

以熔盐实验堆为模型,采用MCNP5和SCALE5.1中的TSUNAMI-3D-K5对燃料核素的灵敏度系数进行计算与分析。结果表明,灵敏度系数与核素在MSRE中的含量、位置和核素的中子反应截面有关,得到灵敏度系数最大的核素²³⁵U的宏观裂变截面和宏观俘获截面的灵敏度系数分别为0.267和0.110。MCNP5和TSUNAMI-3D-K5计算不同能区下²³²Th宏观总截面和俘获截面的灵敏度系数曲线一致,曲线在0.1 eV附近有一小峰,振荡区域同截面共振区范围相同。     

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。