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.     

中低能中子诱发238U裂变的碎片质量分布

乏燃料中238U含量最多(高达95％),研究中子诱发238U裂变产物的分布特性对乏燃料的循环后处理具有非常重要的意义.本文基于微观和唯象方法的裂变势模型理论,研究入射能量从0.9 MeV-60.0 MeV能区的中子诱发238U裂变反应的发射中子前碎片质量分布,结果表明:在中能区,理论计算结果能很好地重现实验数据,甚至比国际著名的TALYS理论计算的结果要好；在低能区,理论计算结果也较为合理,并分析了与实验数据有所偏差的原因.     

利用过零时间法n-γ甄别的快中子能谱仪

本文报告了一台测定能区为1—15Mev的快中子能谱仪.它以过零定时法进行脉冲形状甄别,对~(88)YΥ~源的Υ甄别效率为99.8%;以φ28×21mm芪晶体作闪烁体;以DARIO56AVP光电倍增管收集光脉冲:光电倍增管由两个高压电源作桥式供电.对14Mev 中子的能量分辨率为6.5%,效率大于5%.在150KV中子发生器上与氘束成45°角方向测出的T(d,n)反应的中子能量为14.42Mev;测量了~(252)Cf自发裂变中子谱,得出核温度为1.47Mev:同时还测量了~(241)Am/Be源发射的中子谱.     

脉冲中子-裂变中子探测铀黄饼的MCNP模拟

利用MCNP程序模拟研究脉冲中子-裂变中子探测铀黄饼,采用脉冲式中子源,利用氦三管中子探测器记录裂变中子,得到铀黄饼中的铀含量信息。通过对14 MeV脉冲中子源和产生的裂变中子在不同铀含量模型中的输运计算,分析了裂变中子与铀含量的关系。结果表明:利用裂变超热中子衰减时间谱,可以确定铀黄饼中的铀含量;通过对热中子衰减时间谱进行校正,可以提高铀黄饼中铀含量计算结果的准确度。     

聚变-裂变增殖堆包层的初步中子学设计

 基于国际热核实验堆ITER的堆芯参数和套管结构,对聚变-裂变增殖堆包层的进行了初步中子学设计。基于国际热核实验堆的堆芯参数提出了采用套管结构,以天然金属铀为燃料和硅酸锂为氚增殖剂的快裂变-增殖堆包层的初步中子学设计设计方案。使用FENDL 2.1核数据库及MCNP程序自带的核数据库,用MCNP程序对套管结构快裂变-增殖堆包层进行一维的方案筛选及三维中子学的计算分析。计算分析包层内的一维功率密度分布、产氚率、钚增殖率分布,通过优化设计分析给出合理的包层设计方案,并计算氚增殖率TBR、能量放大倍数M、有效增值系数k_eff、裂变增殖比等参数。     

n+Ce140核反应数据的理论计算及分析

目的 为了获得中子入射Ce^140核反应各种截面的理论计算值，以与现有的实验结果进行对照，并检验和完善所用的理论方法。方法根据中子入射Ce^140核反应的相关实验数据，用APOM94程序进行光学势自动调参，得到入射中子能量在O．01—20MeV之间的一组合适的中子光学势参数。在此基础上，用DWUCK4程序计算了直接非弹性截面，用SUNF程序计算了各反应道的反应截面。结果分别得到总反应截面、(n，γ)道、(n，α)道、(n，p)道、(n，xn)道，以及形弹、去弹、非弹等的反应截面。结论理论计算与实验值符合得很好，所用的理论模型是成功的，结果已被中国核数据中心(CNDC)收入。     

低能光子源含水率-密度计复合源的研究

本文报导了利用~(241)Am激活银产生的22keV低能X射线和~(238)Pu经0.5mm厚的钼片吸收后放出的100keVγ射线组成的复合源取代~(109)Cd源作成的低能光子源含水率-密度计。它具有半衰期长、成本低、不需经常调整仪器参数和更换放射源,同时又满足所需的精度要求等优点。     

GEF模型对n+~(233)U反应裂变碎片质量分布的研究

General Fission (GEF)模型是描述裂变过程的一种半经验模型,它运用了量子力学和统计力学中的物理概念,并结合经验信息调整出了一组适用于不同裂变系统的参数,可以对大量原子核的裂变可观测量给出可靠的预测.本工作使用GEF模型计算了~(233)U中子诱发裂变产额的质量分布.结果表明,随着入射中子能量增加,对称裂变贡献逐渐增大,非对称裂变贡献逐渐减小;考虑了多次机会裂变,(n,f)裂变道相对贡献随着入射中子能量增加逐渐降低,而其他裂变道贡献增加;裂变产物的产额能量变化趋势与其在质量分布上的不同位置有关.     

基于MCNP5和ORIGEN2.1程序的停堆剂量程序开发与 初步验证

为了准确分析核设施停机后周围空间的三维辐射剂量场分布情况,基于严格两步法(rigorous two step method,R2S)停堆剂量计算的方法,开发了基于蒙特卡罗输运计算程序MCNP5和燃耗计算程序ORGEN2. 1耦合的三维停堆剂量计算程序M OCA,实现了中子输运计算、材料活化计算和光子剂量计算的自动耦合,并通过中子辐照例题与Super MC程序进行对比验证,结果表明MOCA的计算结果与Super MC计算的结果吻合较好,可以为核设施的运维检修以及退役的剂量率空间分布提供参考数据。     

MCNP计算用ADS截面库ADSlib2.0的制作

加速器驱动洁净核能系统(简称ADS)使用高能散裂中子驱动次临界反应堆,用于嬗变长寿命高放废物(LHW).ADS次临界反应堆中子能量较高,使用传统的ENDF截面数据库对ADS堆芯物理计算存在着能量上限低、部分数据缺失等问题.本文使用MAKXSF程序对IAEA-ADS截面数据库ADS Nuclear Data Library进行了加工,制作出专用于MCNP计算用的截面库ADSlib2.0,并与ENDF/B-VII.0,JEFF-3.1和JENDL-4.0库中238U裂变截面的比较,表明该截面数据库是可用的.     

丰中子^112,114,116Pd核的集体带结构

通过对＾２５２Ｃｆ自发裂变产生的瞬发γ谱的实验测量，对＾１１２，１１４，１１６Ｐｄ三个极端丰中子核的高自旋态结构进行了研究。除扩展了基带能级外，识别了γ振动带结构，在＾１１４Ｐｄ与＾１１６Ｐｄ中，各自发现了一个可能是基于质子组态混合的八极集体带。对这几个核的集体带特性进行了讨论。     

医用加速器场所中子和感生γ光子剂量当量的计算分析

医用高能加速器在广泛应用的同时,也存在着相关的辐射屏蔽问题,特别是迷宫内剂量的快速估算。该文对当前典型的迷宫内中子及感生γ光子剂量当量的计算方法进行了汇总,将其应用于多折迷宫的计算案例中,并与基于MCNP(Monte Carlo N-particle transport code)的Monte Carlo模拟值进行对比。结果表明:这些计算方法基本能够较为精确的估算迷道内不同点的中子和感生γ光子剂量当量,与Monte Carlo模拟值的偏差在1个数量级以内,但可能会低于模拟值。在实际应用中,可通过乘以安全系数以防止剂量低估。     

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.     

应用Doppler效应测量复合核寿命的一点注记

原子核在俘获一个中子以后,形成复核并处于激发态,在很短的时间内发射出级联γ射线而退激。很多激发态的寿命的特征时间～10~(-13)秒.这一特征时间与MeV能量复核的慢化时间在同一数量级内,因而复核的衰变就会影响复核的运动,即处于不同慢化阶段的运动复核其发射的γ射线的Doppler位移将不同.这就是复核γ谱的Doppler展宽.Doppler展宽的γ谱形与复核的衰变常数有关,因而复核γ谱实际上记录了激发态的衰变特性.利用这一事实便可从复核γ谱上获得复合核寿命的资料.然而目前这一方法只能对寿命的数量级进行估计,不能较精确地测定寿命.本文将指出:目前的实验方法,至少有两个重要因素被忽略了,这种忽略将明显地影响到测量结果的精度.     

人体模型内中子剂量分布的研究

单能中子束垂直入射到人体模型内中子剂量的分布,假定模型主要由氧、碳、氢和氮四种元素组成。计算中考虑了弹性散射、非弹性散射、带电粒子发射和辐射俘获。采用蒙特—卡罗方法进行计算,对~1H(n,r)~2D 的剂量用扩散理论处理。文中给出了单能中子和俘获γ的剂量当量与贯穿深度分布。     

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.     

利用断前γ射线多重性提取核耗散的形变关系

在动力学加统计模型的框架内,采用两种不同坐标关系的核摩擦,对3个热核的断前γ射线多重性进行模拟,在裂变两阶段内通过对γ射线多重性大小的比较,来提取核耗散的形变关系.研究表明,裂变驱动力和核摩擦间的竞争控制断前γ射线的发射,而鞍点的位置则直接影响断前γ射线多重性在两阶段的分布.与断前中子多重性相比,断前γ射线多重性对核摩擦的形变关系更敏感,更适合用来作为提取核耗散形变关系的探针.     

基于n-γ反应的中子探头设计

为了使用现有γ谱仪探测中子,设计了一种n-γ反应中子探头。构建几何模型,利用MCNP4B程序,仿真中子在轻材料中的输运过程。根据仿真计算结果以及物质形态的要求,选定聚乙烯作为探头的最佳组成材料。描绘了聚乙烯厚度均匀增加时(n,γ)反应截面的变化规律,同时在综合考虑了中子探测效率、中子对探头损伤作用、测量误差以及中子散射作用等因素后,最终确定探头的底厚和壁厚最佳尺寸均是7.0 cm。     

核反应堆本体屏蔽设计计算程序系统

本文是利用多群分出扩散理论来计算反应堆本体屏蔽区中子通量分布,在此基础上,又计算了γ光子通量、剂量率分布,以及中子和γ光子产生的发热率分布,从而解决了堆内构件辐照损伤和屏蔽区外表面辐射泄漏问题. 计算结果与三群法计算结果相比,本程序可靠,且计算简便,适用于核反应堆本体屏蔽设计的计算要求.     

核燃料循环系统临界事故源项计算程序GETAC-2.0开发

针对核燃料循环系统中不同物理形态的核燃料,建立相应的中子动力学—热工水力耦合模型,开发了用于固体、溶液、粉末、核燃料系统临界事故源项计算的程序GETAC-2.0.利用国际上公开的基准实验数据对程序进行了验证,程序对功率(裂变率)峰值的计算结果与基准实验数据的相对误差在12%以内,验证了GETAC-2.0程序的准确性.