用MCNPX计算ADS金属靶散裂中子产额及散裂源中子效率

为了分析加速器驱动系统（ADS）中质子束能量对金属靶散裂产生的中子产额及靶内中子能谱、靶表面的泄漏谱的影响,利用MCNPX对ADS的重金属铅靶、钨靶在不同能量的质子束轰击下的中子产额、中子能谱及靶表面的中子泄漏谱进行了模拟计算,与国际上其他研究机构的模拟结果进行了比较,结果相近.并对铅靶、钨靶的中子产额及泄漏谱进行比较,模拟结果是钨靶的中子产额较铅靶的中子产额大但中子泄漏谱计数较铅的小.结合MCNP5还对一个次临界基准体系中散裂源中子相对于裂变中子的效率进行了计算.     

中子核数据测量进展及展望

中子核数据是核物理基础研究、核能开发与利用以及核技术发展的基础数据,其质量直接关系到核装置等与核相关的产品的有效性、安全性与经济性.因此自中子发现以来,对中子核数据的研究已进行了80多年,各发达国家仍然不断地投入大量的人力物力进行研究,不断提高各数据库的质量,为基础研究、国防科技和国民经济服务.中子核数据研究包括实验测量、理论评价与宏观检验三部分,本文介绍了中子核数据测量方面的进展,主要包括测量平台与方法、中子反应数据和裂变数据实验测量方面的进展,最后进行了展望.     

基于MCNPX对ADS中子源散裂靶的物理研究

运用蒙卡程序MCNPX对加速器驱动次临界反应堆系统（简称ADS）的标准散裂中子靶进行了计算研究.计算了在0.6～1.5 GeV的质子轰击下,标准Pb靶发生散裂反应产生的中子产额及分布、中子能谱以及靶内能量沉积分布.计算结果与文献理论数据、实验数据进行了比较.     

2.8 MeV中子引起的~(232)Th(n,γ)~(233)Th反应截面的测量

用中子活化法和离线γ能谱测量技术对2.8MeV中子引起的~(232)Th(n,γ)~(233)Th反应截面进行了测量.2.8 MeV强流中子由D-D中子发生器获得,中子注量率的波动通过测量伴随~3He粒子得到;中子的平均能量通过~(64)Zn(n,p)~(64)Cu和~(115)In(n,n′)~(115m)In的反应截面比得到.γ能谱采用低本底高分辨率高纯锗伽马谱仪进行测量.实验结果与已发布的截面数据及评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.b4、JENDL-4.0u+和CENDL-3.1的数据进行了比较.利用模型程序TALYS-1.8对~(232)Th的中子俘获反应激发函数曲线进行理论计算,并与实验数据和评价数据进行了对比分析.     

入射能量在20MeV以下23Na的中子核数据的计算与评价

计算和评价了23Na的中子核数据,中子入射能量小于20MeV.计算和评价的内容为各反应道的截面、弹性散射角分布、能谱和所有出射粒子的双微分截面,还包括伽马产生值:多重数、角分布和能谱.评价工作以实验数据和核模型计算为基础.我们的理论计算结果和实验数据符合的较好,并且符合于现有的评价库文件JENDL3.3.ENDF/B7.CENDL2和JEFF3.1.     

54 MeV/u8B+Si反应总截面的测量

能量为75 MeV/u的 12C初级束轰击2 mm厚的初级Be靶,兰州放射性束流线从弹核碎片中分离出54 MeV/u的质子滴线核束8B,再注入到Si靶上,用透射法测量了8B与Si的反应总截面σR.对于8B,如果用正常的核物质密度分布代入Glauber模型中,计算得到的反应截面值比实验值小得多,而用扩展的质子密度分布代入该模型中进行计算,则计算值与实验值符合很好.     

~(16)C反应截面和去中子截面的研究

实验测量了能量为38A MeV的16 C在12 C靶上的反应截面和去中子截面.利用有限力程Glauber模型进行计算并与实验结果进行比较得出,16 C主要为芯核(14 C)加价中子(2n)的双核子晕核,其中价中子主要分布在2s1/2轨道上.该实验进一步在更低能量下获得实验数据并和Glauber模型计算值符合得很好.     

14.7MeV中子在Al核上的小角弹性散射微分截面

小角区实验测量难度较大,技术要求高,因此,小角数据多半是根据中间角区数据理论外推所得.但有些实验数据与理论计算不符.金属铝及其合金具有较低的热中子吸收截面,有较好的抗腐蚀性能和加工性能,价格低廉,在反应堆中得到广泛应用.我们应用快中子位置灵敏谱仪,测量了14.7MeV中子在铝核上的小角散射截面.所得数据,用蒙特卡罗(Monte-Carlo)方法进行中子通量衰减、多次散射修正,与国外发表数据相比较,符合较好.     

快中子在铅核上的小角弹性散射测量

用伴随粒子飞行时间方法,在1.7°至25°范围内测量了14.2MeV中子在铅核上的弹性散射微分截面.用蒙特卡罗方法对中子在样品中的注量衰减,多次散射及有限角分辨做了修正.实验结果与其它测量及球形核光学模型作了比较.     

中子元素分析中干扰γ射线屏蔽研究

用中子发生器做中子源进行元素分析时,在辐照所测元素的同时,中子发生器组成材料、中子防护材料及探测γ射线装置都产生相应的γ射线,这些γ射线会对实际测量元素产生干扰.通过在中子发生器和探测器之间加铅可以屏蔽来自中子发生器一侧的γ射线.实验表明:当铅层厚度为80 mm时屏蔽效果最佳;用中子进行含C,H和O等元素的分析时,加铅层提高了测量精度.     

加速器驱动的次临界系统生产233U的可行性研究

加速器驱动的次临界系统（Accelerator Driven Sub-critical System,ADS）是加速器技术和核反应堆技术的结合,其主要目的是应对当今快速增长的放射性核废料处理需求.本文初步探讨了在ADS系统中利用232Th生产可裂变核233U的可能性,估计了所需加速器的性能及其生产233U的产率和效率.我们建议用Be做中子慢化剂和增殖剂,将反应堆的中子能量大部分控制在1keV–1MeV,从而最大限度地降低232U的含量.也可进一步利用重水做慢化剂高233U的纯度.所生产的233U既可经分离取后在热堆中燃烧,也可直接用于钍基熔盐堆的初始装料,发挥233U优异的热中子性能.我们的结果表明,在技术上和经济上利用ADS生产233U很可能是可行的.我们的结果还表明,如果这一ADS系统主要目的是生产233U,所选择的次临界堆的最佳是快中子堆,而不是慢中子堆或快慢结合堆.最后我们建议对钍基核反应堆、233U的取分离工和辐射防护等方面的课开展进一步深入研究.     

核数据：核基础研究与工程应用的桥梁

 核数据特别是中子核数据是核物理基础研究、核能开发与利用以及核技术发展的基础数据，是连接核物理基础研究与核技术应用的重要桥梁，其质量直接关系到与核相关产品的有效性、安全性与经济性。概述了核数据、核数据用途以及国内外核数据发展动态，分析了国内核数据工作发展的差距，总结了国外相关核数据工作经验以及给中国核数据工作带来的启示，提出了在现有基础上如何发展中国的核数据研究工作的建议。     

以水作为慢化体的多球中子谱仪模拟与解谱研究

中子能谱的测量是核辐射探测领域的一个重要研究课题,它在整个中子辐射防护检测中具有重要地位,与中子辐射剂量关系密切.多球中子谱仪是进行中子能谱测量的常见工具,具有非常多的优势,首先操作简单方便;其次功能强大,主要表现在测量范围上,相比较于其他类似设备来说要大许多;最后在灵敏性方面十分出色.本研究分别采用水和聚乙烯作为多球中子谱仪的慢化体,使用蒙特卡罗程序Geant4,计算了10~(-9)～10~(2 )MeV能量范围中60个能量点的响应函数,并分析比较;利用Gravel少道解谱算法,对不同中子场中的水慢化体多球中子谱仪测量数据进行解谱,数据显示水可以用作慢化体在设备中使用.该研究为水用作慢化体在设备中使用提供了理论和模拟研究基础.     

核数据评价与建库研究

核数据是描述原子核基本性质以及原子核与其他粒子发生相互作用的核参数的总称,是核科学发展的基础数据,是连接核物理基础研究与核工程以及核技术应用的重要桥梁,是核物理研究的一个重要分支学科.本文首先简要说明了核数据的内涵、种类和用途;然后对中子核反应实验数据库、核数据评价的关键流程以及国际上几个主要的评价核数据库情况进行了简单的介绍;之后对我国核数据评价与建库工作研究的起步与发展历程、国际主要核数据组织的活动以及目前国际核数据研究的发展趋势进行了评述;最后探讨了我国核数据评价与建库研究工作需要重点关注的问题以及未来我国核数据工作可能的发展方向.     

天然汞全套中子核反应数据的理论计算

用光学模型（ＯＰＭ），核反应多步过程的半经典理论，双微分截面理论（ＤＤＣＳ）和γ辐射的非统计过程及γ产生数据理论，计算了人射能量在０．１￣２０ＭｅＶ的中民天然汞相互作用的全套核反应数据，计算结果与评价的实验数据比较，符合较好。     

铜的全套中子核反应数据的理论计算

用光学模型和核反应多步过程的半经典理论，计算了入射能量在１．０ｋｅｖ－２０ｍｅＶ的中子与＾８３Ｃ，＾６５Ｃ和＾ＮａｔＣｕ相互作用的全套核反应数据，计算结果与评价实验数据比较，符合较好。     

^58Ni全套中子核反应数据的理论计算

用核反应多步过程的半经典理论和光学模型，在入射能量０．１－２０ＭｅＶ能区内，了中子与＾５８Ｎｉ相互作用的全套核反应数据。将计算结果与评价实验数据相比较，符合较好。     

钍铀循环专用核数据库CENDL-TMSR

钍基熔盐堆核能系统(TMSR)为第四代先进核能系统,需要更先进、更可靠的物理设计,而核数据的可靠性对于核设计精度有着至关重要的影响.受中国科学院上海应用物理研究所委托,中国核数据中心研制了钍铀循环专用核数据库CENDL-TMSR,包括微观评价核数据库和宏观参数库,以用于钍基熔盐实验堆的临界计算以及屏蔽设计.为验证钍铀循环专用核数据库的可靠性与适用性,对该库进行了临界基准检验与屏蔽基准检验.临界检验结果表明,绝大部分基准装置的keff计算值与实验值的相对误差都在0.5%之内,表明该数据库是可靠的,可用于钍基熔盐实验堆的物理设计.屏蔽计算结果与实验数据基本吻合,整体性能优于其他评价核数据库.