冷中子差分成像模拟研究

冷中子照相利用穿透样品的中子和荧光屏~6Li反应产生的α带电粒子与荧光材料发光,从而在探测器上记录光强度的分布.本文简单介绍了冷中子照相的特点,给出了铍与钛金属宏观总截面随能量的变化,设计特定的样品采用MCNP模拟不同能量下的中子图像,中子图像显现Bragg吸收限上下两幅图像的对比度差异,采用差分成像对两幅中子图像进行处理,凸现了冷中子照相的优点.     

中子照相∑定量测量方法

本文描述了一种利用中子照相进行定量分析的方法,介绍了该方法的基本原理,并应用粒子输运程序MCNP模拟分析样品内部散射中子随样品与探测器之间距离变化对中子成像的影响.为削弱散射中子对中子透射成像图像信息的影响,对穿透样品的厚度进行了定量分析.     

D-T快中子照相准直屏蔽体设计及中子束特性的模拟研究

设计一个用于氘氚(D-T)快中子照相的准直屏蔽体系统,对D-T中子发生器快中子在准直屏蔽体材料中输运的MCNP模拟研究,给出准直中子束的中子能谱、注量率及均匀性、γ射线能谱和γ射线注量率等重要参数.模拟结果显示,用D-T中子发生器中子源和合理的准直屏蔽体系统可得到快中子照相所需的准直快中子束.     

中子照相多路准直器优化设计与应用

设计了一种多路准直器用于消除中子照相中的散射中子,利用MCNP5对准直器的中子吸收材料、长度进行了优化设计,利用该准直器对不同厚度的水层样品在不同样品探测器距离下进行了中子照相的MC模拟计算。计算结果表明选用25μm的Gd作为准直器的中子吸收涂层,准直器长度为1cm时可消除98%的散射中子,使用该准直器可以有效提高中子照相定量分析的精度。     

强流D-T中子发生器n-γ辐射场的MC模拟研究

根据D-T中子源260 keV氘束流能量下的中子能谱和角分布数据,建立了D-T中子源模型,在中子发生器各元件材料及实验大厅墙壁对快中子的慢化、散射和吸收的条件下,采用MCNP模拟程序对强流中子发生器n-γ辐射场进行了模拟研究,得到了中子能谱、中子和γ角分布、n-γ比等重要参数.模拟结果与有关文献实验数据的基本吻合,验证了所建立的MCNP模拟模型的可靠合理.     

小型源热中子照相装置准直慢化系统设计

小型中子源中子照相技术具有便携性强,应用范围广的优点,在检测一些较大或难以移动的样品时较固定式(反应堆中子源)中子照相系统具有优势.采用MCNP软件对一小型中子源中子照相装置的热中子准直屏蔽系统进行了理论设计,确定中子慢化体由238U和聚乙烯构成,辅以石墨反射层和硼聚乙烯吸收层,经优化计算,预计成像处热注量率达104 ...     

D-T中子源快中子照相准直屏蔽系统设计

减少散射中子对成像质量的影响是快中子照相的关键技术之一。本文采用MCNP程序完成了D-T中子源快中子照相准直屏蔽系统的设计,该设计具有很好的中子散射屏蔽效果,能够将实验室墙壁的散射中子数量降低一个量级,大大减少了成像的对比度失真;同时,能够增加约20%的中子源强,提高了成像速度。     

热中子层析照相的仿真技术探索研究

热中子照相技术在检测含氢材料、重金属样品等方面是X射线等其它无损检测技术的有益补充,热中子层析技术研究在国内尚是空白,实验研究条件欠缺且代价高昂,通过仿真研究再过渡到实验研究,将有效降低研究成本,提高研究效率.文章根据中子层析照相基本原理,设计模拟样品,采用MCNP仿真计算的方法获取了样品中子投影图像,利用C++Builedr研发中子层析数据获取程序和反投影滤波算法层析重建程序,重建了样品二维断面图像,样品二维断面图像与实际样品一致,证明了所采用的仿真研究流程合理可行,为中子层析照相技术的深入研究奠定了基础.     

D-T快中子治疗准直屏蔽体设计及中子特性模拟

设计了一个用于D-T快中子治疗的准直屏蔽体,通过D-T中子在准直屏蔽体中的MCNP模拟,计算了屏蔽体外透射中子和透射光子在水中的吸收剂量,由此评价了准直屏蔽体的屏蔽效果。利用MCNP程序,模拟了准直中子束及中子束中的γ射线在源皮距(SSD)100cm处的能谱,计算了γ射线与中子束在水中吸收剂量的比值,对准直中子束中γ射线的污染水平进行了评价。完成了准直中子束在人体组织等效水箱中输运的MCNP模拟,给出了吸收剂量深度分布、吸收剂量横向分布和吸收剂量等剂量曲线。     

基于可移动紧凑加速器D-T中子源的热中子层析实验研究

中子照相是十分重要的无损检测方法之一，尤其是针对含氢材料、同位素等的无损检测，中子照相技术具有其他射线成像不可比拟的优势。中国工程物理研究院核物理与化学研究所基于紧凑型D-T中子源，研发了可移动中子成像检测仪，成功实现了热中子照相和快中子照相实验检测。为确定基于该装置开展热中子层析检测的可行性，本文进行了数值模拟计算，利用该仪器开展了针对轻重材料模拟件的热中子层析成像实验，利用采集的181幅投影图像，在图像信噪较低和采集幅数较少条件下，成功重建了铝和聚乙烯材料包裹下的0.2 mm直径的钆丝。     

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。     

脉冲中子在煤中所形成中子场的研究

本文采用蒙特卡罗计算程序MCNP(Monte Carlo N-Particle Transport code),对煤炭中Ti、Si元素量的变化前后14MeV脉冲中子源在煤中形成的中子场进行了计算.其中Ti元素量的变化对中子场影响程度较大,Si元素则较小.实验事实验证了分析结果.     

蒙特卡罗方法在中子能谱研究中的应用

针对快中子能谱实验测量数据的修正 ,开发了FAMS MC蒙特卡罗计算程序 ,对 5 9、6 4和1 4 1MeV中子在Be核上产生的次级中子双微分截面的实验结果进行了修正计算 ,并与用MCNP蒙特卡罗程序修正的结果进行了比较。用FAMS MC程序进行中子能谱实验测量数据修正得到满意结果。     

活化法区分浓缩铀与贫化铀数值模拟研究

铀材料的辐射探测方法是核查技术研究的重要内容,主动法是铀材料探测的有效方法之一.论文利用MCNP程序计算分析了活化法区分浓缩铀和贫化铀的可行性,研究表明通过铀材料的裂变率-慢化体厚度的关系曲线能够判断是贫化铀还是浓缩铀.计算分析了~(252)Cf和14MeV中子源在铀材料探测中的优缺点,结果表明~(252)Cf中子源优于14Mev中子源.最后从测量的角度,重点分析了探测对象--缓发γ射线和缓发中子,分析表明探测缓发中子优于缓发γ射线.     

MCNP程序用热中子散射数据制作和检验

基于ENDF/B-Ⅶ.0评价库,以前已陆续研制了可供MCNP程序使用的连续截面库,以及多套多个温度、多组邦达连柯背景截面修正的多群参数库。本文采用NJOY程序以及ENDF/B-Ⅶ.0评价库热散射子库,完成了MCNP程序使用热中子散射数据库S(α,β)的制作和检验。比较了自制库与MCNP自带基于ENDF/B-Ⅵ版热散射数据库(sab2002),对改进较明显的重要介质“轻水中氢”和“重水中氘”给出了分析说明。通过48个基准装置k_eff计算结果可看出,MCNP程序自带热中子散射库sab2002与自制库thb70计算的k_eff整体上偏差不大,k_eff平均偏差约65pcm。     

中子对Si及GaAs半导体材料位移损伤的数值计算

概述了中子对半导体材料的位移损伤函数及损伤能力的表征,并选用ASTM标准的E722—94给出的Si及GaAs位移损伤函数,用MCNP粒子输运程序计算了Maxwell裂变谱源、Gaussian聚变谱源对Si及GaAs半导体材料的位移损伤以及相对于1MeV单能中子源的损伤等效系数等。     

Sensitivity of a new-developed neutron detector

We develop a kind of neutron detector, which consists of a polyethylene thin film and two PIN semiconductors connected face-to-face. The detector is insensitive to γ-rays. Its sensitivity to neutron has been calculated with MCNP program and calibrated by experiments, and the results indicate that the neutron sensitivity of the compensation detector will vary with polyethylene convel‘ter. The compensation PIN detector can be employed to measure pulse neutron in neutron and gamma mixture radiation field.     

Availability of MCNP & MATLAB for reconstructing the water-vapor two-phase flow pattern in neutron radiography

The China Advanced Research Reactor (CARR) is scheduled to be operated in the autumn of 2008. In this paper, we report preparations for installing the neutron radiography instrument (NRI) and for utilizing it efficiently. The 2-D relative neutron intensity profiles for the water-vapor two-phase flow inside the tube were obtained using the MCNP code without influence of γ-ray and electronic-noise. The MCNP simulation of the 2-D neutron intensity profile for the water-vapor two-phase flow was demonstrated. The simulated 2-D neutron intensity profiles could be used as the benchmark data base by calibrating part of the data measured by the CARR-NRI. The 3-D objective images allow us to understand the flow pattern more clearly and it is reconstructed using the MATLAB through the threshold transformation techniques. And thus it is concluded that the MCNP code and the MATLAB are very useful for constructing the benchmark data base for the investigation of the water-vapor two-phase flow using the CARR-NRI.     

Calculation of thermal neutron self-shielding correction factors for aqueous bulk sample prompt gamma neutron activation analysis using the MCNP code

In this work thermal neutron self-shielding in aqueous bulk samples containing neutron absorbing materials is studied using bulk sample prompt gamma neutron activation analysis (BSPGNAA) with the MCNP code. The code was used to perform three dimensional simulations of a neutron source, neutron detector and sample of various material compositions. The MCNP model was validated against experimental measurements of the neutron flux performed using a BF₃ detector. Simulations were performed to predict thermal neutron self-shielding in aqueous bulk samples containing neutron absorbing solutes. In practice, the MCNP calculations are combined with experimental measurements of the relative thermal neutron flux over the sample’s surface, with respect to a reference water sample, to derive the thermal neutron self-shielding within the sample. The proposed methodology can be used for the determination of the elemental concentration of unknown aqueous samples by BSPGNAA where knowledge of the average thermal neutron flux within the sample volume is required.