3He中子计数管的机理及结构

介绍了3He中子计数管的工作原理,对其结构、气体密封工艺进行了探讨。

长中子计数管探测效率的模拟

为获得较高的探测效率且在较大范围内对中子有比较平坦的能量响应曲线。用蒙特卡罗程序研究了聚乙烯慢化体结构对BF_3长正比计数管的中子探测效率的影响。模拟结果表明,增大慢化体半径可增加计数管探测效率。调节计数管前端慢化体厚度可改善能量响应曲线高能部分的平坦度。另外,利用建立的模型计算了1套现有的长硼计数器对D-D(2.4MeV)及D-T(14.1MeV)中子的相对探测效率。模拟结果为探测系统对D-D中子的探测效率为对D-T中子的75%,而加速器标定的实验结果为61%。两者可认为是近似一致的,这从实验上验证了模拟模型的可靠性。

中子计数器探测效率的校准

设计制作了一个 BF3长硼中子计数器 ,采用伴随粒子法标定了其中子探测效率 ,约为 3.17×10 -4 ( 1± 18% )。利用这个中子探测器测量了中子管脉冲中子产额 ( 10 7/ pulse)

启明星1#次临界装置内不同位置探测器的中子计数率变化

在启明星1#次临界装置上进行了次临界外推实验,外中子源分别采用Am-Be中子源和252Cf中子源,放置在启明星1#次临界装置中心,中子探测器放置在次临界装置内不同位置,研究相对中子计数率的变化。实验测量结果表明:在启明星1#次临界装置不同位置的探测器测量得到的中子计数率变化不同,但对外推结果影响不大。

秦山一期反应堆的中子计数率监测

应用高效涂硼计数管，结合改变次级中子源在堆芯的位置，解决了由于堆内中子源衰减过多而导致堆外源量程对中子计数率的监测出现盲区的问题，并以秦山核电厂第五循环装料的实际情况为实例作了阐述。

BNIF-1长中子计数器探测效率的刻度

长中子计数器是在一定的中子能量范围内,中子探测器效率恒定,不随中子能量变化的一种中子探测装置。本工作的长中子计数器为Hanson结构。采用含氢正比计数器与半导体望远镜法,用静电加速器中子源分别为220keV、500keV、1.000 MeV、1.403 MeV、3.270 MeV、4.000 MeV与5.000 MeV单能中子束,对本单位制作的BNIF-1长中子计数器进行了刻度。刻度结果表明,在220keV^5.000 MeV区间,中子探测器效率为2.8810×10-4(1±4.8%)。

某研究堆中子计数装置工作异常的分析与处理

本文介绍了某研究堆宽量程中子计数装置在临界实验中工作异常的现象,并对此进行了原因分析。文章介绍了宽量程中子计数装置的工作原理,并从一次仪表、二次仪表、信号电缆和干扰源4个方面进行了详细的分析与验证。

能量拓展型长中子计数器响应特性研究

高能中子的测量在空间中子所致剂量评估和高能粒子加速器辐射防护等方面越来越重要。介绍了一种能量拓展型长中子计数器的性能研究模拟及测试结果。这种能量拓展型长中子计数器是基于De Pangher的设计,通过在长中子计数器内层慢化体嵌入金属铅和铬材料,利用中子与金属材料的(n,xn)增殖反应,改善了其高能响应。采用蒙特卡罗模拟优化了长中子计数器的结构,获得在1 keV~20 MeV、1 keV~150 MeV能量范围内最大值相对平均值偏差为12.2%响应特性曲线。利用Am-Be中子源和D-T中子源标准辐射场测试了长中子计数器的有效中心和能量响应,验证了长中子计数器在20 MeV内的能量响应。将实验结果与蒙特卡罗模拟计算相比较,结果表明:理论计算与实验在误差范围内一致。

取消非首堆首次装料临时中子计数装置的探讨

从压水型核反应堆堆芯装料临界安全监督的目的、方法、监督要求和临时中子计数装置原理、使用现状出发,结合核安全法规和电厂运行技术规范的要求,对取消压水型核反应堆非首堆首次堆芯装料临界安全监督试验所使用的临时中子计数装置进行综合研究和可行性分析,并提出针对取消临时计数装置后首次堆芯装料临界安全监督的策略。

无源符合中子计数器探测效率与泄漏增殖系数的模拟计算

无源符合中子法通常用来确定被测源项中自发裂变的钚质量,需要事先对关键参数,如探测效率和增殖泄漏因子等,开展全面深入研究和计算,然后根据探测到的符合中子计数,利用相关公式计算得到钚含量。对探测器的效率进行模拟时,采用^(252)Cf标准源充当测量样本,自发裂变中子能谱接近纯裂变谱,因此适用于快中子的被动测量,即在“快中子的主动测量”模式的基础上,去除Am-Li中子源,保留聚乙烯慢化体和镉内衬等结构;在对泄漏增殖系数M进行模拟时,MCNP输入卡中的探测器模型和进行探测器效率模拟的“快中子的主动测量”模型相同,对结果的准确性并无影响。为了得到符合中子计数器的探测效率与泄漏增殖系数,通过MATLAB编写脚本,实现了针对AWCC中子计数器的MCNP自动建模功能,仅需输入结构参数,即可快速生产AWCC中子计数器的MCNP输入文件,实现相同结构、不同尺寸的AWCC中子计数器的蒙卡模拟,进行探测器效率、中子与3 He反应率以及测定含Pu废料时泄漏增殖系数M的计算。理论探测效率为24%,本次模拟计算出的探测器效率为23.27%,两者结果相差不大,可判定模拟结果可信度较高;泄漏增殖系数M的计算结果随材料质量的增大而增大,与参考文献[4]结果的变化趋势一致。本工作为探测器的实际应用奠定了理论基础。

无源中子符合计数法测量MOX中钚质量铀干扰修正方法研究

无源中子符合计数法可以在不破坏MOX(mixed oxide)燃料的前提下,测量其中子信号进行符合分析而得出Pu含量,但在MOX燃料的测量应用过程中,Pu自发裂变中子会诱发U产生显著诱发中子信号,对于Pu的测量产生干扰。通过蒙特卡罗模拟与MSR数据处理方法,开展了无源中子符合计数法测量MOX燃料中Pu质量时U产生的诱发中子信号干扰比例模拟研究。模拟结果分别给出了U诱发信号干扰占比随MOX燃料样品PuO_(2)质量含量、密度、质量的变化关系,得到了明确的函数关系式。该方法适用于样品密度在1.5~9.0 g/cm^(3)、质量在10~500 g、PuO_(2)含量在1%~44%范围的MOX燃料无源中子符合计数法测量的修正,修正因子为0.64%~8.49%,适用于快堆及热堆以及不同生产阶段MOX燃料中U、Pu含量的测量分析。

中子符合计数研究中^(252)Cf源强的影响分析

具有中子多重性的^(252)Cf源是中子符合计数实验测量和装置标定的首选。本文利用数值模拟手段研究^(252)Cf源强对中子符合计数的影响。根据中子符合计数实验的数据处理方法,通过生成带自发裂变事件标签的中子脉冲序列,按照移位寄存器的数据处理逻辑对中子脉冲序列进行处理,给出中子符合测量模拟结果。基于对不同源强下前景(R+A)和背景(A)的中子多重性分布的模拟结果,定量分析源强对真符合计数在前景测量结果中占比的影响。结果表明,在^(252)Cf源强为每秒几百或几千个中子时,真符合计数在R+A的中子符合计数中占绝对或明显优势(超过50%),推荐作为实验的中子源;源强为每秒几万个中子时,真符合计数在R+A的中子符合计数中占比约10%;源强达到每秒几十万个中子时,真符合计数淹没在偶然符合计数中(占比约1%),不建议用作实验的中子源。本文的研究可以为实验的源强选择、实验数据的有效性检查提供一个参考。

涂硼稻草管中子多重性计数器质量属性测量能力模拟研究

利用MCNP程序模拟搭建了一种基于涂硼稻草管的中子多重性计数器,模拟了涂硼稻草管中子多重性计数器轴向截面及径向截面的探测效率变化,并对半径为3~10 mm的球体钚样品质量属性模拟测量。结果表明该探测系统对钚样品质量属性的测量结果整体偏小,将数据平均值经最小二乘拟合修正后,对3~10 mm半径下的钚样品分别模拟20次,最大质量偏差小于5%,符合样品测量的要求。

基于MCNP模拟的中子多重性计数器^3He管的设计

为设计高性能的中子多重性计数器,采用MCNP4C计算软件建立3He管计算模型,模拟计算3He管的参数对多重性计数器探测效率的影响,针对中子多重性计数器中3He管进行了初步设计,以满足中子多重性测量要求。

压水堆中子脉冲计数率计算与弱源启动分析方法

利用点堆模型推导了弱源反应堆初始中子脉冲计数率的计算公式,探讨了反应堆盲区范围的确定方法。实例应用表明,该方法符合实际状况,对提高物理启动的安全性具有重要使用价值,可以用于反应堆开盖检修、装卸核燃料、燃料元件储存等核活动的临界安全监督之中。

基于中子符合计数的钚溶液浓度估算方法应用研究

为准确地由中子符合计数估算溶液系统的钚浓度,本文通过对"点模型"方程组进行中子吸收效应的修正、(α,n)中子与裂变中子能谱差异的修正、诱发裂变中子与自发裂变中子探测效率差异的修正,提出了改进的"点模型"方程组,以准确地反映钚溶液系统外中子符合计数的测量机理。理论模拟实验验证分析表明,基于中子符合计数,改进后的"点模型"方程组可以更为精确的预测估算钚溶液系统的钚浓度,大幅度改进了原"点模型"方程组的估算精度。该估算方法解决了中子符合计数在钚溶液浓度估算方面的关键算法难题。

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。

中子正比计数管内径与充气压力对中子灵敏度影响

中子正比计数管内径和充气压力在不同程度上影响其中子灵敏度、电子收集时间、工作电压等指标,根据多年的实际运行数据和试验数据对中子正比计数管内径和充气压力对中子正比计数管性能的影响进行了定量分析。在实际运用过程中,可根据实际需要,选择一个权衡点,作为生产探测器的参数,以达到预期的效果。

基于快中子多重性计数器的Pu样品属性测量研究及改进

快中子多重性计数(fast neutron multiplicity counting,FNMC)分析方法能有效实现对样品属性的测量。本文在研究四阶FNMC分析方程的基础上,利用Geant4模拟搭建了1套3层、每层6个液闪的快中子多重性计数器,并确定了相关参数的数值。模拟设置外部具有1 cm厚的铁、铝、碳和不锈钢包装材料的金属Pu样品,通过方程适应性分析,该放射源基本满足设定的假设。对探测效率和多重计数率等测量参数进行模拟,当Pu样品质量在500 g以内时,由于增加碳作为包装材料,使得样品求解质量偏差增大的幅度小于1.20%,铁材料和不锈钢材料影响较小。根据测量结果,对无外壳条件下的样品进行增殖系数修正,得到三阶多项式拟合方程,拟合优度为0.933,质量在1 kg以内的样品,修正后的求解质量偏差小于6.00%。研究结果表明:1 cm厚的中重金属对Pu样品的测量影响较小,模拟搭建的快中子多重性计数器和系数修正相结合的方式实现了对样品属性的较准确测量。

中子多重性符合计数法测量钚质量

介绍了采用中子多重性符合计数法测定钚质量分析方法.该方法通过增加三重中子计数率测量,以进一步确定样品的增殖,显著减少由于样品几何形状和密度影响导致的测量偏差.具有无需标准样品刻度,测量速度快,测量精度高等特点,本研究确定了仪器的测量参数,使用三种方法对测量所得的钚标准的质量进行了比较.该方法可广泛应用在核安保、核材料管制、工程应用、快堆和MOX元件厂等领域.