伊炜伟[1]2003年在《ENDF-Ⅵ次级中子能谱的能量守恒问题》文中研究表明众所周知，在评价核数据库ENDF-Ⅵ版的文档5中，次级中子能量分布数据以不同的表达方式来描述。大部分核素以任意列表形式或以蒸发谱来描述。 次级中子能谱以任意列表形式描述时，基于阈能附近的截面非常小，对整体贡献不大，在阈能附近的次级中子能量分布大多采用简洁的能谱形式来近似描述，这在精度许可的范围内是可接受的。一般近似的能谱形状有叁角形分布(即用叁个出射能点且线—线插值描述)和矩形分布(即用两个出射能点且矩形插值描述)。我们发现，这两种近似描述所带来的影响有时也是不容忽视的。阈能处叁角形能谱分布的近似描述，导致产生了群散射矩阵的“双峰”现象，而阈能处矩形能谱分布使平均次级中子能量(?)过大，从而产生负KERMA(Kinetic Energy Release in Materials)因子。 文档5中的次级中子数据以蒸发谱来描述时，一些核素也出现了负KERMA因子现象。通过分析发现，评价次级中子能谱数据所采用的蒸发谱模型大都忽略了能级密度参数α与激发能之间的关联。这就可能使评价核温度太高而导致平均次级中子能量(?)过大，破坏了能量守恒，而导致了负KERMA因子。 针对这两种不同的次级中子能谱描述方式，本文尝试用多种较简便方法来针对ENDF-Ⅵ库的相关数据做一定的修正，以改善某些能点的次级中子能谱的能量守恒问题。 在其它一些数据库(如CENDL库)中也存在类似的问题，本文所建议的简便方法同样适用。
伊炜伟, 田东风, 孙伟力[2]2003年在《ENDF-VI库次级中子数据的能量守恒问题》文中提出在评价核数据库ENDF VI版的出射粒子能量分布数据(即文档5)中,一些核素在阈能附近的次级中子能量分布大多采用简单的近似方法描述,例如叁角形分布或矩形分布.这些简单的近似描述,将导致产生散射矩阵的"双峰"现象,或使平均次级中子能量过大而产生负KERMA(ki neticenergyreleaseinmaterials)因子.针对这两个现象,通过细致的分析,讨论了这些现象的产生原因,并试对相关数据做一定的修正,以改善次级中子分布的能量守恒问题.
罗飞[3]2018年在《ADS靶堆耦合系统关键材料D-T中子积分实验研究》文中研究指明加速器驱动次临界系统(ADS)具有固有安全性、强大的嬗变能力、好的中子经济性,在嬗变核废料的同时,还能够输出能量,提高核燃料有效利用率,是安全处置乏燃料的最佳技术途径。中科院近代物理研究所新提出的基于颗粒流的ADS新型靶堆系统,中子学研究具有重要意义。ADS新型靶堆系统的中子学设计要求精确、可靠的中子学参数,目前这些中子学关键数据十分缺少,所以需要专门开展系统的中子学研究。本论文基于中国原子能科学研究院核数据国家重点实验室中子积分实验平台,开展了 ADS靶堆耦合系统中碳化硅、石墨、铀、聚乙烯等关键材料的中子学宏观检验基准实验。为了模拟中子与靶堆耦合系统内多层材料之间的相互作用过程,实验还测量了“钨-铀-石墨-聚乙烯”和“铀-石墨-聚乙烯”两种集成组合系统的泄露中子能谱。利用蒙特卡罗方法粒子输运程序MCNP对积分实验过程进行了模拟,对国际上主要的中子评价数据库CENDL-3.1、ENDF/B-Ⅶ.1、JENDL-4.0、JEFF-3.2、FENDL-3.0 以及 TENDL-2015 等进行了宏观检验,首次对中国CENDL-3.1评价数据库进行了宏观检验。论文工作首次利用飞行时间法分别测量了厚度为20cm的SiC样品在60°和120°方向以及2cm的SiC样品在60°方向的泄露中子能谱。对于20cm的SiC样品在60°方向的泄露中子能谱,在8 MeV以上,CENDL-3.1、JENDL-4.0、FENDL-3.0以及TENDL-2015的计算结果与实验结果符合得很好,在8 MeV以下,JEFF-3.2的计算结果与实验结果符合得很好。对于20cm的SiC样品在120°方向的泄露中子能谱,FENDL-3.0的计算结果与实验结果在整个1-15 MeV能量区间能够很好地符合。对于2cm的SiC样品,JENDL-4.0、CENDL-3.1以及FENDL-3.0的计算结果与实验结果在整个1-16 MeV能量区间能够很好地符合。石墨样品的尺寸和测量角度与碳化硅样品完全相同。对于石墨样品,CENDL-3.1、JENDL-4.0、FENDL-3.0 以及 TENDL-2015 的计算结果与实验结果能在整个1-15 MeV能量区间很好地符合。但在5-7 MeV能量区间,2cm石墨样品的计算结果与实验结果出现了较大地的偏差。FENDL-3.0数据库和TENDL-2015数据库中石墨的数据完全一样。实验分别测量了厚度为2cm和5cm的铀样品在60°方向的泄露中子能谱,对于2cm的铀样品,在10 MeV以上,TENDL-2015的计算结果与实验结果符合得很好,在 1 MeV 以下,ENDF/B-Ⅶ.1、JENDL-4.0 以及 FENDL-3.0 的计算结果与实验结果符合得很好。对于5cm的铀样品,JENDL-4.0的计算结果与实验结果能在1-16 MeV能量区间很好地符合。FENDL-3.0数据库和ENDF/B-Ⅶ.1数据库中铀的数据完全相同。首次测量了集成组合系统多层样品在60°方向的泄露中子能谱。对于集成组合系统“钨-铀-石墨-聚乙烯”和“铀-石墨-聚乙烯”,多层样品按照“铀,钨+铀,钨+铀+石墨,钨+铀+石墨+聚乙烯”以及“铀,铀+石墨,铀+石墨+聚乙烯”逐层迭加的方式建立集成组合系统。随着测量样品逐层迭加,计算值与实验值的偏差逐渐减小,比较“钨+铀+石墨”样品与“钨+铀+石墨+聚乙烯”样品的结果可知,在聚乙烯样品加入后,计算值与实验值的比值(C/E)已经接近于1。从中子能谱上还可以清楚地观察到中子与多层样品相互作用后次级中子被慢化和反射到低能区的过程。本论文完成了 ADS靶堆耦合系统关键材料的宏观基准检验,并给出了相应的结论和数据库选择推荐,为靶堆耦合系统设计的专用关键数据库提供了重要基础核数据。
韦峥[4]2016年在《强流中子发生器中子源特性模拟及快中子诱发锕系核素裂变物理研究》文中提出D-D/D-T强流中子发生器是重要的准单能加速器中子源,其特点是在低能D束流条件下产生较高中子产额的中子,且中子单能性好,在快中子物理、快中子应用技术及核数据测量等领域有着重要的应用价值。D-Be反应在低能D束下也能产生与D-D产额相当的中子强度,尽管其中子能谱连续,因使用金属Be靶,靶寿命长,易冷却,近年来也被广泛关注和研究。随着快中子增殖反应堆、钍基熔盐反应堆、ADS工程等新型核能利用系统的发展,对快中子诱发锕系核素裂变核数据的研究提出了新的需求。核数据的评价工作中,一方面需要利用加速器中子源开展快中子诱发锕系核素裂变核数据测量;另一方面需要发展裂变反应理论模型和计算程序,开展裂变反应核数据的计算。本论文开展了强流中子发生器的物理设计,并对D-D、D-T和D-Be反应的中子辐射场进行了计算;开展了快中子诱发锕系核素裂变核数据测量前的相关模拟工作;发展了一种新的势驱动模型,开展快中子诱发锕系核素裂变过程相关物理量的计算和模拟,并对所发展的势驱动模型的可靠性及普适性进行了分析和评价。1、完成强流中子发生器D束流传输系统的物理设计。根据强流中子发生器的整体技术指标,提出了D束流前分析方案。总体设计方案为:强流ECR离子源产生氘离子混合束(D+、D2+和D3+),经磁透镜聚焦,与分析磁铁匹配,氘离子混合束经分析磁铁得到单一的D+离子束流,并匹配注入400 k V的加速管中加速,后经一组叁单元四极磁透镜聚焦,轰击在磁流体真空密封水冷大面积旋转靶上,发生2H(d,n)3He、3H(d,n)4He或者9Be(d,xn)等核反应,产生中子。采用PBGUNS程序完成了ECR离子源引出系统束流模拟工作,确定了引出系统结构为叁电极结构,给出了引出D束流的品质参数。完成了前分析低能传输线、加速管、束流后传输系统各元件的结构设计和电磁场分布模拟。在此基础上,采用BEAMPATH程序开展了中子发生器束流传输系统束流传输状态的模拟,确定了束流传输系统方案和各元件电磁参数。结果显示,所确定的方案,能够将大于40 m A的D+离子束流传输到靶上,靶点束斑直径控制在Ф20 mm范围内。提出了磁流体真空密封高速旋转靶设计方案,并对靶面温度进行了初步模拟计算。结果显示,当前D+束流设计方案下,靶上束流还不能运行在450 ke V/40 m A的额定设计指标,只能在26 m A束流强度下运行,要达到40 m A束流强度指标,还需要进一步研究和发展旋转靶技术。2、开展了D-D、D-T和D-Be加速器中子源中子辐射场的计算与评估。采用Multi-layer模型计算得到了低能D束流条件下(Ed<1.0 Me V),D-D、D-T反应的积分中子产额、能谱和角分布数据。D-D、D-T反应的积分中子产额随着入射氘束能量的增大而增大,不同氘钛比(Ti Dx)或氚钛比(Ti Tx)厚靶,积分中子产额也不尽相同;厚靶D-D、D-T反应中子源中子能谱有一定的展宽分布,不同出射角的中子能谱展宽不一样,0°和180°方向能谱展宽较大,90°—120°区间,中子能谱展宽很小,在此角度区域,D-D、D-T中子的单能性较好;D-D、D-T反应中子有明显和特殊的角分布,随着入射氘束能量的增大,中子角分布的各向异性特征也将越显着。同样采用Multi-layer模型计算得到了D束流能量小于20.0 Me V范围内的D-Be反应的积分中子产额、能谱和角分布数据,将计算结果与实验数据相互比较,两者符合较好。根据所设计的强流中子发生器的D+离子束流指标(氘束流能量450 ke V,束流强度40 m A),D-D、D-T和D-Be加速器中子源在该D束流指标下的积分中子产额可分别达到2.2×1011 n/s,1.1×1013 n/s和3.0×1011 n/s。经分析,Multi-layer模型计算的积分中子产额数据的不确定度主要来自于阻止本领的不确定性,积分中子产额计算结果的不确定度不大于15%(D-Be反应不考虑截面误差的情况下)。3、开展了D-T快中子诱发典型锕系核素裂变反应的Monte Carlo模拟研究。根据Multi-layer模型计算的D-T反应中子源中子能谱、角分布数据,建立了中子源辐射场模型(Ed=450 ke V)和辐照样品几何模型,采用Geant4程序模拟研究D-T快中子诱发典型锕系核素232Th和238U裂变过程。采用Geant4程序模拟给出了裂变碎片在样品中沉积份额随样品厚度的变化,结果显示,当232Th或238U样品厚度达到1.0 mm时,样品中裂变碎片沉积份额已达到99.92%,适用于实验中“直接γ能谱法”测量裂变碎片产额分布,可作为实验样品的参考厚度。采用Geant4程序分别模拟D-T快中子诱发232Th和238U裂变过程,得到了裂变碎片产额分布。对于232Th(n,f)反应,Geant4程序模拟结果与实验数据、ENDF库中评价数据符合较好;对于238U(n,f)反应,Geant4程序模拟结果与实验数据、ENDF库中评价数据之间存在明显差异,尤其在质量数A=105-125范围内,差异更为显着。说明Geant4程序的裂变物理模型(Geant4 fission model)并不具备计算普适性。因此,有必要深入研究中子诱发重核裂变物理机制,发展更加科学、更高计算精度、更强普适性的裂变物理模型,为裂变反应核数据的计算、模拟和评价提供支持。Geant4程序模拟研究了232Th(n,f)反应和238U(n,f)反应的裂变碎片动能分布、裂变中子能谱等物理量,并总结其规律。此外,采用Geant4程序仿真模拟了D-T快中子辐照232Th和238U样品后,样品发射的衰变γ射线在HPGe探测器中的响应能谱及能谱随冷却时间的演化,通过对能谱的分析和特征γ峰的识别,预言采用“直接γ能谱法”实验测量裂变碎片产额分布,大约能测到30多种裂变产物的相对产额。4、势驱动模型(Potential-driving model)的发展及评价。基于裂变碎片质量分布特征及双核(DNS)理论模型,提出了一种新的势驱动模型(Potential-driving model)。势驱动模型考虑了壳效应和对效应对重核裂变的影响,结合能量相关的蒸发中子模型,建立了完整的核子-核子对称裂变势和核子-核子非对称裂变势。利用所发展的势驱动模型,计算得到的中子诱发锕系核素(232Th、235U、238U、237Np、239Pu)裂变的发射中子前裂变碎片质量分布数据能够很好地与实验数据符合一致,且适用于入射中子能量为En=0.5-160 Me V的范围。即在较宽中子能区对不同的锕系核素,势驱动模型能够较高精度地计算、重建、预测发射中子前裂变碎片质量分布。将势驱动模型(Potential-driving model)植入Geant4程序,替换Geant4原有的裂变物理模型(Geant4 fission model)。Geant4调用势驱动模型(Potential-driving model)和衰变物理过程(Decay Physics Process),模拟了D-T快中子诱发锕系核素裂变的发射中子后裂变物理过程,得到了D-T快中子诱发232Th、233U、235U、238U裂变的裂变碎片产额分布,并将计算数据和实验数据、ENDF/B-VII.1评价数据、Geant4 fission model计算数据进行了对比,结果显示,势驱动模型计算的232Th(n,f)、233U(n,f)、235U(n,f)、238U(n,f)反应的独立产额、累积产额分布趋势与实验数据、ENDF/B-VII.1评价数据完全一致。相比于Geant4裂变物理模型,势驱动模型不但能够准确地描述中子诱发的裂变核在断点时刻的态势分布,高精度地定量计算发射中子前裂变碎片质量分布,而且能够在Monte Carlo程序中准确地描述裂变后物理过程、物理量,势驱动模型具有更优的计算精度,更强的预测能力和更深远的应用意义。
梁泰然[5]2014年在《中国散裂中子源小角散射谱仪屏蔽计算与研究》文中提出中子散射技术是研究物质微观结构的有力工具。作为中国散裂中子源(China Spallation Neutron Source, CSNS)一期项目要建造的中子科学谱仪之一,小角散射谱仪(Small Angle Neutron Scattering, SANS)将成为我国发展应用中子散射技术的强大平台。辐射防护系统是谱仪建造中的重要内容,其设计与优化不但关系到人员在各种工况下的辐射安全,还直接影响着整个工程项目的基建进度。对结构复杂、体系庞大的装置进行屏蔽设计,通常要依赖蒙特卡罗模拟方法,而其中最为关键的问题是如何避免粒子深渗透计算时产生过大的计算误差。本文通过有针对性地使用减方差技术建立了高效、可靠的屏蔽计算方法,完成了中国散裂中子源小角散射谱仪的屏蔽计算与优化工作,提出的屏蔽设计方案目前已应用于谱仪建造工程中。本文计算选择使用了开源的粒子输运蒙特卡罗模拟程序FLUKA。首先针对一般屏蔽计算要涉及到的基本问题,进行了一系列FLUKA与MCNPX的交叉检验计算：1)对FLUKA程序在铁和混凝土等常用屏蔽材料中的辐射输运计算进行了验证。2)计算了一维模型的粒子深渗透问题并与相关文献进行了对比验证,从而熟悉并掌握了FLUKA减方差技术的应用方法及用户程序的编写。3)通过模拟质子打靶验证了活化计算。以上述验证计算为基础,结合CSNS小角散射谱仪自身结构和束流线源项的特点,建立了一套高效的屏蔽计算方法。该方法综合应用了源偏置、几何重要性和几何截断等减方差技术,其可靠性也通过交叉检验计算得到了验证。CSNS小角散射谱仪的屏蔽计算内容包括中子束流线传输段、T0斩波器和BEAM STOP:1)在T0斩波器开启和关闭等极端束流损失条件下,分别计算了辐射剂量分布；对比计算结果,并考虑最保守情况确定了小角散射谱仪束流线传输段的屏蔽设计参数；计算了使用不同屏蔽设置时的剂量衰减曲线,优化了屏蔽体的总厚度；根据机械设计的具体要求,对样品室顶部屏蔽体的材料和结构进行了进一步优化,减少了总厚度和重量。2)计算了T0斩波器阻挡块的合理尺寸,使其在充分降低中子本底的同时有较短的上升下降时间。另外,通过计算放射性活度及剩余剂量为TO阻挡块的材料选择和维护操作时的辐射安全问题提供了参考数据。3)提出了BEAM-STOP的基础设计方案。剂量分布和中子通量的计算结果表明当前设计方案满足辐射安全剂量限值的要求,并能有效降低背散射至散射室的中子本底。
武红利[6]2013年在《C-ADS HEBT末段真空质子束窗与准直器相关物理问题研究》文中提出近年来全球气候环境恶化,世界能源危机日益严峻,同时传统核能发展受到诸多瓶颈制约,新型清洁能源的发展备受重视,在这一背景下国内外纷纷开展了加速器驱动的清洁核能系统ADS (Accelerator Driven Sub-Critical System)的研究与物理概念设计,中国ADS项目(C-ADS)自1999年列入“973计划”以来得到了快速的发展,并取得了阶段性的成果。目前C-ADS处于加速器物理设计阶段,并计划于-2032年建成为质子束能量为1.5GeV,功率为15MW的强流质子加速器和≥1GWt的示范嬗变反应堆装置。与国内外现役加速器相比较,C-ADS中加速器具有高流强高功率和高运行可靠性的特点,并且运行时间>99%,因此对加速器物理设计提出了极高的技术要求。C-ADS高能质子输运线(HEBT, high energy proton beam transport line)连接了直线加速器和嬗变堆/废束箱,起到了束斑变换、束流监测、束流准直等作用。真空质子束窗(PB W, proton beam window)是位于HEBT末段用于隔离加速器真空环境和靶系统非真空环境的部件,保证了加速器的真空运行环境,对C-ADS系统的稳定运行起到重要作用。本论文通过计算给出了适用于C-ADS中的真空质子束窗的初步设计参数。准直器是HEBT上另一重要组件,主要作用是减少加速器末段由靶出射的反角中子对磁铁等组件的辐射损伤,本文根据C-ADS-III HEBT初步设计方案给出准直器初步模拟计算。强流质子束穿过质子束窗时与束窗材料的相互作用会引起束流散射及能量沉积,并且对束窗造成辐射损伤。束流散射效应会使得束流到达靶面时束晕增大、靶外功率损失增加,增加了靶系统材料性能要求及屏蔽设计难度。束窗内的束流能量沉积会引起束窗温度升高,进而影响束窗的机械性能,因此束窗应配备良好的冷却系统。束窗材料的辐射损伤会对束窗的机械性能产生影响进而影响使用寿命。因此束流散射效应、能量沉积及冷却、辐射损伤以及束窗的机械性能是束窗设计最为重要的因素,本论文从这几个方面对质子束窗进行了计算讨论。本文首先总结比较了现有加速器系统中的(主要是国内外散裂中子源)质子束窗设计,选取了多管道型真空质子束窗(multiple pipes proton beam window)进行计算讨论,并根据C-ADS一期、二期和叁期工程加速器束流物理初步设计参数对束窗的结构参数进行了相应的调整以满足要求。本文使用大型蒙特卡洛粒子输运程序FLUKA计算讨论了不同结构参数和材料下多管道型束窗的束流散射效应,给出了在不同功率损失要求下束窗材料选取及初步结构参数设计。文中给出了束窗材料辐射损伤计算结果,包括束窗材料的DPA、气体生成率及其他余核生成率,并根据束窗材料的DPA给出束窗寿命的初步估算,同时也为束窗机械性能的进一步研究提供参考。本文使用FLUKA计算了束窗中的束流能量沉积,并使用计算流体动力学软件FLUENT对束窗进行了单向流固耦合计算,得到了C-ADS一期、二期和叁期工程中束窗冷却条件及温度场分布。本文根据束窗流体力学计算结果,使用大型工程仿真技术平台ANSYS Workbench对束窗进行了应力分析,给出了不同运行条件下束窗的应力分布。在综合分析计算结果的基础上给出了有望用于C-ADS中的束窗初步设计参数及运行条件。C-ADS强流质子入射到靶(液态Pb-Bi)时产生的大量中子是嬗变反应堆的驱动中子源,但是靶内各向同性发射的蒸发中子会在沿质子入射方向产生大量的反角散射中子,对HEBT上的磁铁、束流监测设备等组件造成辐射损伤,准直器正是用于阻挡反角散射中子从而保护HEBT末段组件与部件。本文利用FLUKA对C-ADS-Ⅲ HEBT末段进行了简化建模和辐射场计算,给出了准直器的位置及初步尺寸参数设计,以及其对质子通道内反角散射中子产生的辐射场和磁铁寿命的影响的初步讨论。文中总结了计算过程中存在的问题及局限性,并对下一步完善设计及实际应用提出建议。
闫玉良[7]2006年在《～5He预平衡发射双微分截面的研究及中子～（14）N反应双微分截面文档的建立》文中指出最近，在研究中子诱导的轻核反应总中子出射的双微分截面理论中，预平衡反应中~5He发射的可能性被揭示了出来。确立~5He发射的可能性以后，为了在理论上描述~5He的预平衡发射，便需要给出~5He预平衡发射的双微分截面理论公式。基于“pick-up”机制，利用计算d，t，~3He，α等复杂粒子预平衡出射双微分截面的理论方法，把它推广到用来描述不稳定核~5He的发射，建立了描述预平衡反应中~5He发射的双微分截面理论公式。完善了统计理论中包含~5He在内的预平衡发射各种复杂粒子双微分截面的理论模型。计算分析表明，对于低能核反应，~5He发射中的[1，4]组态为主要项，即一个出射中子拾取复合核中费米海下的四个核子形成~5He发射．出射粒子分布的朝前性是预平衡反应的特征之一，入射中子能量越高，复杂粒子发射的朝前性越强；在相同的入射能情况下，复杂粒子发射的朝前性弱于单粒子发射的朝前性。这是由于复杂粒子发射中包含了拾取费米海下的核子，而费米海下核子的运动是各向同性的，这使得复杂粒子发射的朝前性减弱。出射的复杂粒子发射朝前性的强弱主要取决于复杂粒子集团中每个核子的平均动量的大小，平均动量越大，朝前性会越强．以n+~(14)N反应为例，讨论了预平衡反应中~5He发射的特点。结果表明~5He出射的朝前性强于α粒子而弱于中子。~5He发射后自发崩裂为一个中子和一个α粒子，计算了n+~(14)N反应中~5He发射后崩裂的中子和α粒子的能谱范围，从~5He崩裂出来的中子主要贡献在总出射中子谱的低能区域。在统一的Hauser-Feshbach和激子模型理论基础上，发展了一个新的轻核反应理论模型。使用在这个新理论模型基础上编写的LUNF程序，对n+~(14)N反应出射粒子的双微分截面进行了计算和分析。新的理论模型可以严格保证预平衡反应过程中的角动量和宇称守恒。并建立了严格的运动学公式以保证核反应过程中的能量平衡。计算结果显示理论计算能够很好的符合实验测量值，说明新的轻核反应理论模型可以描述好1p壳轻核反应行为。利用LUNF程序计算了n+~(14)N反应，结果表明n+~(14)N反应的反应机制非常复杂，在入射能En=14.2MeV时，便有超过一百个对应于不同分立能级的分反应道开启，由于与n+~(14)N反应有关的核素的能级纲图给出的分立能级足够高，因此在计算过程中全部使用分立能级，没有使用连续能级。在理论计算中，严格考虑了复合核到剩余核分立能级预平衡发射时的角动量守恒和宇称守恒。对反应中~5He的发射也进行了分析，结果表明~5He发射在中子入射能比较高时有比较重要的作用，从~5He发射崩裂出来的中子贡献于总出射中子谱的低能部分。对于n+~(14)N反应，预平衡反应机制占主导地位，这也和其它的1p壳轻核相一致，例如~(6，7)Li，~(12)C，~(16)O和~(10)B等。因此仅考虑平衡态发射理论，例如Hauser-Feshbach模型，不能够描述好1p壳轻核反应。将利用新的轻核模型理论计算的结果和ENDF／B-VI库利用Kalbach系统学方法给出的双微分截面谱进行了比较，结果表明利用Kalbach系统学方法不能得到出射粒子的能量特征谱。轻核反应中剩余核的反冲效应非常明显，严格的运动学公式不仅能保证核反应过程中的能量平衡，并且能够给出二次出射粒子的能谱的合理形状。这为建立中子数据库中双微分截面文档提供了运动学的理论基础。由于缺少理论方法，以往国内外的核数据库中~(14)N的中子核数据文档中没能建立双微分截面文档．现在利用LUNF程序，在符合中子双微分截面实验测量数据的基础上，制作出了以ENDF／B-VI库格式形式的在中子入射能量20MeV以下的双微分截面数据文档．由于核工程应用需要，又将能量范围提高到30MeV。在吸收ENDF／B-VI库数据文档的基础上，给出能量区间10~(-5)eV到30MeV包含双微分截面数据文档的全套~(14)N中子数据．制作出的n+~(14)N全套核数据各项检查均达到要求，可以提供核工程应用。
万志雄[8]2012年在《~(24)Na活度与中子剂量关系的MC模拟技术及数理模型分析》文中认为对于核事故中人体中子剂量的计算，近年来虽然已经做了广泛的研究，但至今还没有找到一种较理想的方法。在实验室和特殊场所，中子剂量的评估主要采用各种中子剂量仪来测定，例如：核乳胶快中子剂量计、荧光玻璃中子剂量计以及固体径迹剂量计等。但是在突发核事故中，往往不具备这些条件，因此科学家提出了利用人体生物反射性，评估中子剂量的方法。人体受到中子照射后，引起体内某些元素（例如钠元素）活化，通过活化程度推断中子吸收剂量。活化法计算中子吸收剂量的难点在于，确定活化程度与中子吸收剂量的数学物理关系。本文在大量文献调研基础上，推导了在理想状态下，人体活化钠活度与中子剂量转换的理论公式，利用蒙特卡罗程序MCNP模拟计算了井形NaI探测器与常规圆柱NaI探测器对人体活化血液的探测效率，研究了探测器形状对~(24)Na的探测效率影响问题，得出井形探测器能够有效的提高探测效率的结论。同时利用MCNP5建立人体模型，模拟了美国洛斯阿拉莫斯科学实验室发生中子事故的情况，计算了当量剂量和有效剂量，建立~(24)Na活度与剂量值之间的关系。
参考文献：
[1]. ENDF-Ⅵ次级中子能谱的能量守恒问题[D]. 伊炜伟. 中国工程物理研究院北京研究生部. 2003
[2]. ENDF-VI库次级中子数据的能量守恒问题[J]. 伊炜伟, 田东风, 孙伟力. 原子核物理评论. 2003
[3]. ADS靶堆耦合系统关键材料D-T中子积分实验研究[D]. 罗飞. 中国科学技术大学. 2018
[4]. 强流中子发生器中子源特性模拟及快中子诱发锕系核素裂变物理研究[D]. 韦峥. 兰州大学. 2016
[5]. 中国散裂中子源小角散射谱仪屏蔽计算与研究[D]. 梁泰然. 南开大学. 2014
[6]. C-ADS HEBT末段真空质子束窗与准直器相关物理问题研究[D]. 武红利. 中国科学技术大学. 2013
[7]. ～5He预平衡发射双微分截面的研究及中子～（14）N反应双微分截面文档的建立[D]. 闫玉良. 中国原子能科学研究院. 2006
[8]. ~(24)Na活度与中子剂量关系的MC模拟技术及数理模型分析[D]. 万志雄. 成都理工大学. 2012
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