压水堆核电厂堆外源量程探测器计数率分析

压水堆核电厂启动过程中,次级中子源为堆外源量程探测器提供本底计数率,避免测量盲区,确保反应堆安全启动。但次级中子源的引入会为核电厂带来较大的经济和环境负担,同时也需承受次级中子源破损等带来的风险。为此,可使用受辐照燃料组件的自发裂变中子源进行替代,即无源启动方式。通过研究堆外源量程探测器计数率的理论计算方法,并基于运行电厂测量数据进行分析验证,为源量程探测器计数率的理论预估提供了较为完善的理论方法流程。本文结果可为无源启动源量程探测器计数率分析提供支持,同时也可用于次级中子源装载量或布置位置的优化分析等。     

压水堆核电厂堆外源量程探测器计数率分析

压水堆核电厂启动过程中，次级中子源为堆外源量程探测器提供本底计数率，避免测量盲区，确保反应堆安全启动。但次级中子源的引入会为核电厂带来较大的经济和环境负担，同时也需承受次级中子源破损等带来的风险。为此，可使用受辐照燃料组件的自发裂变中子源进行替代，即无源启动方式。通过研究堆外源量程探测器计数率的理论计算方法，并基于运行电厂测量数据进行分析验证，为源量程探测器计数率的理论预估提供了较为完善的理论方法流程。本文结果可为无源启动源量程探测器计数率分析提供支持，同时也可用于次级中子源装载量或布置位置的优化分析等。     

基于扩展型多球中子谱仪的中子能谱测量

为了有效地测量加速器辐射场的中子能谱,论文通过FLUKA模拟的辐射场中子能谱和探测器能量响应选择出合适的扩展型多球中子谱仪、利用基于少道解谱理论的解谱程序来得到实验能谱以及积分注量统计。并通过计算与实验计数率的对比证明了该方法测量中子能谱的可行性,同时分析了实验的不足并给出了改进的建议。     

田湾核电站换料期间中子通量密度监测方式优化研究

针对田湾核电站换料期间中子通量密度监测方式的不足，研究了用源量程探测器取代换料监测量程探测器完成换料期间中子通量密度监测的优化方案。基于全进全出和堆芯倒料两种堆芯换料方式，应用蒙特卡罗程序MCNP模拟计算源量程探测器的响应，计算结果表明，当靠近源量程探测器位置的乏燃料组件达到一定燃耗深度时，源量程探测器中子计数率达到0.5 s^-1,满足换料过程中子计数率监测要求，与测量值符合得很好。应用源量程探测器替代换料监测量程探测器监测换料期间中子通量密度是可行的。     

先进三代核电机组反应堆达临界方式及特性分析

介绍了先进三代核电机组如何在低中子注量率的情况下通过堆外核测量系统源量程探测器监视反应堆达临界，并对其达临界过程中探测器的计数率变化进行比照、分析。通过分析发现，在低中子注量率情况下，利用反应堆启动率（或周期）的变化能够实现对反应堆临界实现与否的判断。同时，利用相对中子源不同位置的探测器计数率的变化规律，能够监测反应堆逼近临界的程度。这一反应堆达临界方式可以在诸如无源启动等低中子注量率情况下得到应用。      

启明星1#快热交界面能谱变化对外推临界实验结果影响分析

加速器驱动的次临界系统（ADS）基准装置启明星1#在外推临界实验过程中,快热交界面探测器计数率与其他位置探测器计数率存在较大异常。本工作对该实验装置外推临界实验开展数值模拟,并对快热交界面的中子能谱进行详细计算,根据计算结果对探测器在外推临界实验中的计数率异常现象进行分析。结果表明,快热交界面能谱随燃料装载量的变化是引起探测器计数率异常的主要因素,这为今后快热耦合次临界实验装置开展中子学实验研究提供了理论依据。     

机械速度选择器标定技术及标定实验

机械速度选择器作为关键部件广泛应用于中子散射谱仪上，研发标定技术、研制标定设备及开展标定实验是机械速度选择器应用的前提。本文基于中国先进研究堆小角中子散射谱仪，设计了标定中子飞行时间设备的结构，确定了设备的参数。研究了漏计数对波长分辨率测量的影响，发现波长分辨率测量误差取决于死时间及高斯峰位计数率之积，若死时间不变，波长分辨率测量误差随高斯峰位计数率的增加而变大。开展了飞行时间法机械速度选择器标定实验，发现单色中子波长的理论计算结果与实验数据的高斯拟合结果非常接近；波长分辨率实验值随波长的增加而增加，与波长分辨率计算值有一定差距，这些变化和差距源自束流发散。使用漏计数对波长分辨率测量影响的规律分析了实验结果，计算出了样品位置中子通量密度上限；使用VITESS软件模拟得出了不同波长样品位置中子通量密度并验证了二维可调狭缝调节中子通量密度的效果。     

~(252)Cf(D_2O)中子源实验室中子散射的模拟及验证

为了准确刻度中子剂量当量仪的性能参数以及验证中子剂量当量仪设计的准确性,在252Cf(D2O)源实验室进行实验校准之前,先采用MCNP5分别模拟分析实验室中空气、墙壁以及石蜡桶对探头中子计数的影响。模拟实验表明,在理想条件下,随着源与探头距离的增大,中子计数率越来越小;空气对中子计数的影响呈先增加后减小再增加的趋势,中子散射率不超过10%,且距离越近,空气散射的中子对探头计数的影响越小;当探头与源距离260cm左右时,石蜡桶对探头计数的影响最小,达到1%;墙壁对中子计数的影响随着探头与源距离增大而逐渐增大,当探头与源距离为360cm时,墙壁散射的中子是源中子计数的2倍;当源与探头距离为175cm时,空气、墙壁以及石蜡桶对源中子的散射最小,测量数据最精确。并通过实验与模拟数据对比表明,源与探头距离在125–300cm之间,计数率误差不超过30%,符合中子剂量测量的技术要求,从而验证了此中子剂量当量仪设计的准确性。     

机械速度选择器标定技术及标定实验

机械速度选择器作为关键部件广泛应用于中子散射谱仪上,研发标定技术、研制标定设备及开展标定实验是机械速度选择器应用的前提。本文基于中国先进研究堆小角中子散射谱仪,设计了标定中子飞行时间设备的结构,确定了设备的参数。研究了漏计数对波长分辨率测量的影响,发现波长分辨率测量误差取决于死时间及高斯峰位计数率之积,若死时间不变,波长分辨率测量误差随高斯峰位计数率的增加而变大。开展了飞行时间法机械速度选择器标定实验,发现单色中子波长的理论计算结果与实验数据的高斯拟合结果非常接近;波长分辨率实验值随波长的增加而增加,与波长分辨率计算值有一定差距,这些变化和差距源自束流发散。使用漏计数对波长分辨率测量影响的规律分析了实验结果,计算出了样品位置中子通量密度上限;使用VITESS软件模拟得出了不同波长样品位置中子通量密度并验证了二维可调狭缝调节中子通量密度的效果。     

两种中子源条件下补偿中子测井仪探测器设计方法

使用同位素中子源或中子发生器将直接影响补偿中子探测器的参数设计,论文主要探讨了探测器源距设计方法,通过3700中子刻度筒实验,比较了两种中子源条件下的实验结果,采用数据拟合方法,给出了将测量得到的计数率比值转换为地层孔隙度的数学模型。结果表明,可以用中子发生器代替同位素中子源实现补偿中子测井。     

秦山第二核电厂辐照燃料组件替代中子源的可行性分析

反应堆中子源的作用是提高次临界状态下堆芯的注量水平。在实际运行中,可能发生停堆时间较长致使中子源衰减,或中子源发生破损无法继续使用的情况。本文通过对已辐照燃料组件自发中子源和源量程探测器响应的计算分析,探讨使用已辐照燃料组件替代中子源的可能性。计算结果表明,首组入堆组件燃耗在24 100 MW•d•tU^-1以上即可满足中子计数率监测的要求。本方法可为中子源意外破损提供解决方案。     

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。     

脉冲中子源法测量铅基零功率反应堆Venus-Ⅱ次临界度

本文利用脉冲中子源法测量了铅基零功率反应堆Venus-Ⅱ在4种燃料棒装载情况下的次临界度,简要介绍了脉冲中子源法测量次临界度的原理、测量系统及实验结果等,通过面积比法分析了各探测器的计数率时间谱，确定了系统次临界度。测量结果表明，当系统有效增殖因数在0.94附近时，不同位置处的探测器测量结果之间呈明显差异。基于MCNP理论模拟计算，分别用空间修正因子和普适的微扰法对面积比测量结果进行必要修正，消除了空间效应对实验结果的影响。在系统有效增殖因数约0.94时，经修正的面积比法能精确给出系统的次临界度。本实验研究为ADS嬗变系统的次临界度精确测量提供了一种有效方法。     

核临界安全中的源倍增法研究

文章对核临界安全研究中通常采用的现场测量技术———源倍增法进行研究。从有源扩散理论出发,导出了与keff不同的有源次临界中子有效增殖因子ks的表达式,并在次临界系统上进行了验证研究。验证实验研究证实了所导出的ks 的正确性。源倍增法测量的参数实际上是次临界系统在外源作用下的有源次临界中子有效增殖因子ks,而不是以往的中子有效增殖因子keff,这就解决了长期困扰人们的有关源倍增法测量的参数问题。文章讨论了ks 与keff间的差别和关系以及它们对核临界安全的影响。     

可控中子及X射线源测井技术发展现状及趋势

随着核仪器技术的进步以及安全健康的工业发展需求，具有人工可控性的中子源及X射线源逐步在测井领域得到推广应用，为油气等矿产资源的勘探开发提供了关键技术手段。可控中子及X射线源测井技术是以中子发生器或X射线管产生的中子或X射线与地层物质作用，通过探测中子、伽马或X射线从而进行地层孔隙度、密度、油气饱和度和元素含量的测井技术。本文概述了可控中子及X射线源测井技术，回顾了其发展历程；介绍了可控中子及X射线测井技术在数值模拟、仪器研制及数据处理方法方面的研究现状及应用，并展望了可控中子及X射线源测井技术的发展前景，认为未来可控中子及X射线源测井技术可从以下三个方面开展研究：分析不同射线在能量、时间及空间的分布规律，开展探测理论基础研究；联合不同学科优势，开展多类型多模式的新型仪器研制；增强谱数据校正及解析方法研究，开展谱信息综合分析及应用。     

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。     

微型中子源反应堆中子谱参数测量

以Au、Zr和Fe为活化探测器,采用裸探测器法测量中国原子能科学研究院微型中子源反应堆的中子谱参数f、α、f_F和φ_th。内辐照座的α、f和f_F分别为－0.007±0.003、20.8±0.4、5.5±0.2。该方法对φ_th的测量结果与4πβ-γ符合法的一致,相对偏差小于2%。与SLOWPOKE相比,微堆有较高的α、f_F值。与已有测量数据的比较表明,微堆中子谱在很长一个时期内是稳定的,利用微堆作为中子源的k₀法中子活化分析不需中子注量率监测器,且比较器一经照射和测量后,可用于其后较长时间内所有分析的计算标准。     

蒙特卡罗临界计算能量偏倚的最佳源偏倚方法

使用堆用蒙特卡罗程序RMC进行临界计算时采用了传统的裂变源迭代法，即每代源中子按照真实物理过程产生、存库和再抽样。传统裂变源迭代法的计算代之间存在较大的相关性，导致了方差低估计现象，同时总体方差未实现最优化。为实现源中子在空间和能量上的最佳分布，并消除方差低估计现象，提出了能量偏倚的最佳源偏倚方法。该方法基于最佳分层抽样法，结合香农熵诊断和组统计方法，对源中子的空间和能量进行偏倚，实现了全局减方差的计算效果。在RMC程序中开发了能量偏倚的最佳源偏倚方法，并对典型压水堆组件进行测试，计算结果证明了该方法的正确性和有效性。     

可控中子源密度测井仪的密度响应特性与算法研究

在可控中子源密度测井中，脉冲中子源的中子产额存在波动，采用探测器绝对计数的密度算法受地层环境、测量条件的影响较大，因此会导致密度算法的精度较差。为提高密度测量的稳定性和精确性，本文针对可控中子源一体化测井仪的研发需要，建立了适合所研发仪器的密度算法：首先，结合蒙特卡罗数值模拟软件MCNP对新型一体化测井仪及地层进行了建模；然后，利用所建模型，模拟了在不同岩性、孔隙度条件下可控中子源发射的快中子与地层物质的相互作用过程，并通过记录γ探测器的近、远非弹性散射γ计数和俘获γ计数，中子探测器的近热中子及近超热中子计数信息，获得了一体化测井仪探测器计数与地层密度之间的响应关系，并对影响密度算法的主要因素进行了分析；最后，在密度响应特性分析的基础上，提出了使用近超热中子与近热中子计数比、近远非弹γ计数比来提高稳定性和精确性的可控中子源密度测井新算法。采用新密度算法对所建模型进行计算，结果表明，砂岩、灰岩、白云岩3种岩性下计算的密度与真密度非常接近，其相对误差小于6%。与哈里伯顿和斯伦贝谢算法的计算结果相比，本文方法显示了更好的效果：公式参数少、没有探测器的绝对计数、精确度高。