有源符合中子法测量材料中的高浓铀

研究了有源符合中子法测量不同试样中高浓铀的方法和技术。将１个高计数率符合中子计数器改装为有源井型符合中子计数器装置，测量由Ａｍ－Ｌｉ中子源发射的中子诱发物料中的２３５Ｕ裂变时产生的裂变中子，以确定物料中２３５Ｕ含量。用Ｕ３Ｏ８粉末工作样品进行了探测效率刻度，在５００ｇＵ３Ｏ８粉末范围内，以快中子方式测量的刻度曲线近似线性。实测了含铀粉末不同形态、氧化程度各异的多种试样，给出了试样的形态、密度、碳含量及轴向和径向分布不均匀性等因素引起的各种误差，并进行了实验校正。实验结果表明：测量误差在４％—１１％之间，大部分数据与常规重量法在９％内符合。试样中碳含量对测量结果影响较大。     

新型有源井型符合中子计数器的研制进展

有源井型符合中子计数器(AWCC)是一种核材料的无损分析装置。其基本原理是利用同位素中子源激发物料中的U元素产生诱发裂变反应。该装置采用符合中子测量的方法,去除来自中子源的随机中子的干扰,从而达到确定物料中的铀含量的目的。由于对U同位素测量中感兴趣的是235U,为了避免     

中子源的多中子发射对诱发裂变场的影响

利用诱发裂变随机中子场下的几率细致平衡主方程,讨论了中子源多中子发射对有源符合中子法测量带来的影响。     

符合测量中子方法核查核弹头技术分析

用中子输运和与时间相关中子符合概率计算相结合的方法数值模拟低能外源中子照射下核弹头产生的裂变，以符合中子计数探测裂变事件发生率，以此核查核弹头的裂变特征。计算结果表明：在能量低于1MeV外源中子作用下进行符合中子测量，相应典型模型的核弹头的符合计数比用天然铀代替浓缩铀的相同结构的假核弹头的符合计数高1个量级，比其他散射中子的符合计数高几个量级。符合中子探测有可能用来认证核弹头的特性。     

符合中子法测量贫化铀部件质量技术研究

分别采用有源（主动）及无源（被动）符合中子法研究了贫化铀半球壳部件质量的测量方法与技术。采用井型中子符合计数器对不同质量的贫化铀部件进行了符合中子计数的测量,主动法测量选取Am-Be源作为诱发中子源,通过屏蔽体减小源中子偶然符合计数的影响,根据测量结果求出的贫化铀部件线性拟合质量与标称质量最大相对偏差达11.71%,而被动法测量的拟合质量最大相对偏差仅为4.05%。证明了由于与主动法相比减弱了形状的影响,采用被动法测量贫化铀部件质量精度更高且更为可靠。     

一种探测裂变谱高能中子方法的分析研究

探讨了提高系统中子灵敏度和测量信噪比的技术措施,通过结构参数的优化设计,提高了探测高能中子灵敏度.对影响信号测量的内本底干扰水平进行了理论计算.结果表明,在强辐射内本底条件下,可实现较低强度下探测裂变谱高能中子.     

探测丰中子核弱γ活性的符合反符合系统

HPGeγ探测器的γ射线能量信号与4πΔEβ探测器的β射线能损信号相符合，再与大的BGO探测的正电子湮灭511keVγ射线信号作反符合，由此构成的特殊探测系统在新丰中子核素209Hg的首次观察中起到了重要作用，显示出对从元素分离的样品中探测非常弱的丰中子同位素γ活性是一种很有效的方法。     

采用无源符合中子法测量含钚材料

研究了无源符合中子法测量不同含Ｐｕ材料的方法和技术。采用高计数率符合中子计数器测量材料中的２４０Ｐｕ等核素自发裂变产生的裂变中子，通过计算等效２４０Ｐｕ量来确定材料中的总含Ｐｕ量。在现场实测了含Ｐｕ炉渣等十多类各种物理形态的材料。讨论了测量数据的修正及误差来源。测量误差一般在８％—１１％，大部分结果与天平称重估算法在１０％内符合。     

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。     

球形浓缩铀装置的中子价值和裂变率分布测量

为得到Rossi-α测量临界装置的瞬发中子衰减常数的空间修正因子，利用²⁵²Cf中子源测量带贫化铀反射层的球形浓缩铀临界装置(CFBR-Ⅱ)的中子价值空间分布，同时用浓缩铀裂变电离室测量该装置的裂变率空间分布，得到该装置的空间修正因子为1.096。     

弱中子源强度测量技术研究

简要叙述了采用 BF3正比计数管和 6Li玻璃闪烁体测量贫化铀材料的自发裂变中子发射率的实验研究及结果。实验测得贫化铀材料自发裂变中子发射率为 2 8/ s·kg,与理论预估在误差范围内一致。     

中子符合计数器在设计与应用时应注意的几个问题

在核材料衡算中,对铀、钚的分析可以采用化学的方法,但需要对样品进行破坏,且操作复杂,测量周期较长。由于铀、钚都可以自发裂变产生中子,可以进行中子测量,中子测量不需要破坏样品,可以对大体积样品进行快速分析,且误差较小。就中子符合计数器进行了参数优化实验,更好地理解了中子探测器的设计原理,包括中子计数统计、屏蔽厚度、不同材料对中子的散射、高压影响、门宽设置、死时间的修正、衰减时间确定、探测效率验证和γ干扰影响等;同时进行了测量条件实验,包括偶然事件影响等。为更好地使用此技术,具有一定的借鉴意义。     

Efficient fission neutron spectrum matrix representation by singular value decomposition technique

In order to treat efficiently a huge fission neutron spectrum (FNS) matrix in a criticality calculation, the singular value decomposition (SVD) technique is introduced to an FNS matrix representation. The required number of SVD components for reconstruction of an FNS matrix is expected to be small since an incident neutron energy dependence of FNS is not so significant. The proposed technique of an SVD-based representation for a fission source term is tested in several fast critical systems. Through an observation of critical eigenvalue dependence on the number of considered SVD components, only six or seven components are required to obtain a critical eigenvalue which agrees with the reference solution within 10^?4 dk/kk′. It is also confirmed that a small reactivity effect caused by neutron spectrum shifting can be accurately calculated with the proposed technique.     

能谱变化对239Pu裂变室测量快中子注量的影响

热中子和共振区的中子在快中子临界装置中所占的份额很小,但是由于其相对大的截面,在慢化物存在的情况下,热中子和共振中子份额的微小变化,对^239Pu裂变室测量中子注量的结果影响很大。通过测量^239Pu裂变电离室在包镉和包硼、周围有无慢化物等情况下的反应率,Au、In活化片的镉比,S活化片在能谱变化下与^239。Pu的反应率比等,分析了快中子临界装置中热中子和共振区中子的分布,讨论了中子能谱变化对^239Pu裂变室测量快中子注量的影响及解决办法。     

Experimental study of neutron multiplication in BeO by the shift-register coincidence technique

The multiplication of 14 MeV neutrons by Be, which is used as a neutron multiplier in the design of fusion reactor blankets, is of topical interest as T-breeding depends on this. Earlier investigations have shown that the experimental multiplication of 14 MeV neutrons in Be and BeO is 20–25% lower than the calculated values. Recently, a different method has been proposed to measure the leakage multiplication based on a statistical correlation technique. This note explores the applicability of such a technique to determine experimentally the leakage multiplication of Am-Be source neutrons of average energy 4.5 MeV in a BeO assembly. The experimental method uses a high-level neutron coincidence counter (HLNCC) equipped with a shift-register coincidence logic unit. The deduced value of neutron leakage multiplication for 5 and 10 cm thick BeO in near rectangular geometry is 1.12 ± 0.03 and 1.15 ± 0.03, respectively.     

缓发中子计数法测铀装置的改进

我院缓发中子测铀装置从1983年底投入使用至今的两年里,分析了一万多个含微量铀的样品,其中绝大多数是地质化探样品,特别是水系沉积物和土壤样品。这些样品的铀含量一般在零点几到几个ppm之间,用化学荧光比色法很难测得准确,而缓发中子计数法测微量铀的相对统计误差可小于5％。本方法在地质化探方面的效果是很显著的,图1和图2是荧光比色法和缓发中子计数法同时分析某地区地质化探样品后标出的铀含量的等值图。在图1中荧光比色法标出了8个铀含量高于3ppm的异常     

Study of the neutron multiplication effect in an active neutron method

The neutron multiplication effect appears when an item contains large amounts of nuclear material. The neutron multiplication effect in this paper means the effect of subsequent fission reactions which are caused by fission neutrons produced by interrogation neutrons from a neutron generator. The previous active neutron method could not distinguish between first-fission and subsequent-fission neutrons and might overestimate the amount of nuclear material. However, the neutron multiplication effect in the active neutron method has not been adequately investigated. We discuss the evaluation method of the multiplication effect in the fast neutron direct interrogation method, one of the active neutron methods, using simulations with the Monte Carlo code MVP and experiments involving uranium waste drums. The first-generation neutrons from an external neutron source generate fission neutrons called second-generation neutrons, the second-generation neutrons generate third-generation neutrons, and so on. This study supposes that the neutron multiplication effect is mainly caused by the third-generation neutrons under the condition that the fourth-generation neutrons are much fewer. This paper proposes a correction method for the neutron multiplication effect in the measured data.     

固体径迹探测器测量快裂变因子

介绍了利用固体径迹探测器测量快裂变因子的原理,方法和实验结果,并将实验结果与理论计算结果进行了比较,两在误差范围内相符合。     

~(252)Cf中子源辐照钚部件安全性评估

在分析~(252)Cf中子源辐照钚部件产热机理基础上,应用MC法计算了钚部件裂变热功率以及~(252)Cf源γ射线能量沉积热功率;建立理论模型,计算了钚部件冷却过程中衰变热。相比自发衰变热功率,典型中子源强照射下钚部件的热效应并不严重。利用缓发γ能谱近似模型,计算了拟人体外照射剂量。与国际放射防护委员会(ICRP)建议值相比,典型中子源强照射下操作人员接受的辐射剂量在安全范围内。