CSNS反角白光中子实验终端本底及中子准直系统模拟计算

任 杰 阮锡超 唐洪庆 葛智刚 黄翰雄 敬罕涛 唐靖宇 黄蔚玲

1（中国原子能科学研究院 核数据重点实验室 北京 102413）

2（中国科学院高能物理研究所 北京 100049）

CSNS反角白光中子实验终端本底及中子准直系统模拟计算

任 杰1阮锡超1唐洪庆1葛智刚1黄翰雄1敬罕涛2唐靖宇2黄蔚玲2

1（中国原子能科学研究院 核数据重点实验室 北京 102413）

2（中国科学院高能物理研究所 北京 100049）

散裂中子源可产生白光中子，具有中子注量率高、热功率小、可脉冲化等优点，其应用十分广泛。其中一个重要的应用是核数据测量。目前，中国缺少白光中子源，因此一直没有开展基于白光中子源的核数据测量工作。目前在建的中国散裂中子源(China Spallation Neutron Source, CSNS)的反角中子束线，在距散裂靶80 m处的中子强度约为9.25×106n.cm-2.s-1，时间分辨率为0.3%-0.9%，能够较好地用于核数据测量工作。本文介绍了该白光中子束线及实验终端的概况，并重点介绍该实验终端本底计算结果、中子准直系统和束斑参数。通过计算结果得出，CSNS反角白光中子源物理终端具有较低的实验本底和较好的中子束斑，可以开展较高精度的核数据测量工作。

中国散裂中子源，白光中子，核数据测量，蒙特卡罗方法

核数据通常可分为两种类型：一是描述入射粒子（中子、质子、伽玛等）与原子核相互作用的核反应数据；二是描述单个核本身性质的核结构与放射性衰变数据。中子核数据是核数据的重要组成部分，其测量工作经历了单能点中子核数据测量、共振区连续谱中子核数据测量和快中子连续谱中子核数据测量几个阶段。相应的中子源有高压倍加器、串列加速器、电子回旋加速器、强流电子直线加速器以及强流质子直线加速器等。20世纪80年代以后，基于强流质子直线加速器的散裂中子源以其脉冲中子强度高、中子能谱范围广等显著优势成为中子核数据测量的重要平台。欧洲、美国、日本等都利用散裂中子源开展了大量重要的核数据测量工作[1-2]。中国由于缺少散裂中子源，在这方面的实验工作还是空白。目前在建的中国散裂中子源(China Spallation Neutron Source, CSNS)的反角白光中子实验终端有望成为我国第一个用于核数据测量的白光中子源。本文使用蒙特卡罗程序MCNPX v2.50，根据B-VI.0数据库，计算了CSNS反角白光中子源实验终端的本底以及中子准直器的材料和结构，得到终端内的束斑品质和效应本底比等参数，用于进一步的物理设计工作。

1 CSNS反角白光中子源概况

CSNS是我国第一个散裂中子源，计划建设成为国际前沿的高科技、多学科应用的大型研究平台。CSNS的设计束流功率为100 kW，脉冲重复频率为25Hz，预计达到的最高中子通量为2.0×1016cm-2.s-1。CSNS包括一台80 MeV的H-直线加速器、一台1.6 GeV的快循环质子同步加速器、两条束流输运线、3台谱仪以及其他配套设施[3]。CSNS的主要目的是用于中子散射方面的研究。散裂反应产生的白光中子经过慢化和反射变成热中子或冷中子，然后由束流管引出到实验终端。但对于沿质子束流反方向出射的中子，由于没有经过大量的慢化体，其能量仍然分布在eV到几百MeV内，并且中子注量率很高，经计算距散裂靶80 m处的1eV-1 MeV中子强度约为5×106n.cm-2.s-1，时间分辨率为0.3%-0.9%，是一条较好的白光中子源[4]。中国科学院高能物理研究所和中国原子能科学研究院联合设计建设基于这一中子源的中子输运线和实验物理终端，使其成为我国第一个用于核数据测量的白光中子源，且性能达到国际先进水平。中子输运线及实验终端的布局如图1所示，沿质子束入射相反的方向引出反角中子束，并建设两个实验站(End-station 1和2)，专门用于核数据测量，两个实验站中心距散裂靶的距离分别约为55 m和80m。

图1 CSNS反角白光中子源布局图Fig.1 Layout of the CSNS back-streaming neutron source.

2 实验终端的本底

实验终端的本底包括中子本底和伽玛本底，其来源主要有两个方面：一是质子束流会在其输运过程中损失一定功率，这部分质子会与束流管和周围的屏蔽材料发生散裂反应产生中子，部分中子会穿过混凝土和终端的屏蔽墙进入实验终端，中子的输运过程伴随着伽玛产生和输运；第二个本底来源是散裂靶，从中子源来的中子和伽玛会穿过中子开关、准直器和屏蔽墙，给终端造成一定的本底。本底大小直接影响实验的精度。

2.1质子输运线中子引起的本底

从图1可以看到，终端1(End-station 1)距离质子输运线(Ring to Target Beam Transport line, RTBT)和散裂靶都比较近，预计本底高于终端2。为了尽可能阻止质子输运线产生的中子进入终端1内，终端1靠近质子输运线的屏蔽墙内添加了80 cm厚的铁作为附加屏蔽。同时通过对束流的调节，使得质子束在通过实验终端的这一段上的束流损失在0.1W.m-1以内。终端2与质子输运线之间有约7.5 m的混凝土，并且其中还有重混凝土墙墩，因此终端2的本底预计较低。

首先计算1.6 GeV的质子与周围介质在不锈钢管壁和周围混凝土中发生散裂反应产生的中子能谱。质子在向前输运的过程中发生散裂反应产生中子，因此产生的中子有较多的高能部分。质子以较小的角度穿过输运线的不锈钢管壁，在其中经过的路程要远大于管壁的厚度，估计路程约有10 cm。根据这一事实，考虑到质子输运线周围介质的分布和质子射程，采用MCNPX v2.50程序，模拟1.6 GeV的质子垂直入射10 cm不锈钢加80 cm混凝土和50cm土壤后，在前角方向产生的中子能谱和通量，得到结果如图2所示。将这一能谱作为MCNPX的输入谱，根据实验终端与质子输运线的几何结构建立几何模型，计算实验终端内的中子和伽玛本底。计算中将质子输运线产生的中子简化为一条沿质子输运线分布的线源，线源长度为10.0 m。计算所用质子束流强63 μA，功率为100 kW，束流损失0.1W.m-1。计算点分别在两个终端的中心位置，计算结果见表1。由表1结果可知，质子输运线在终端1产生的本底基本可以满足实验需求，在终端2产生的本底很小，基本可以忽略。终端1内的中子和伽玛本底如图3。

图2 质子输运线产生的中子能谱Fig.2 Energy spectrum of the neutron induced by the proton beam.

表1 质子输运线在实验终端引起的本底Table1 Background in the end-stations induced by the proton beam.

图3 质子输运线在终端1中引起的本底 (a) 中子本底能谱，(b) 伽玛本底能谱Fig.3 Background in the end-station 1 induced by the proton beam. (a) Neutron background spectrum, (b) Gamma background spectrum

2.2散裂靶源中子引起的本底

CSNS反角中子源能谱如图4[4]。较高能量的中子有几率穿过中子准直器和屏蔽墙进入实验终端。这部分本底包括两个方面：首先，中子束到达终端前的束斑一般大于准直器孔径，这些准直孔外围的中子可能穿过准直器和屏蔽墙进入实验终端形成本底；其次，准直孔内的中子也有可能因为散射等原因达到预计束斑范围外，同样对探测器造成本底干扰。计算采用MCNPX程序，根据实际的中子输运线几何参数建立几何模型。根据100 kW时的散裂中子源强，可以计算得到源中子在实验终端中产生的本底，计算结果见表2。

可以看出，质子输运线和源中子在实验终端中引起的本底都远小于实验终端内的中子束流强度，束流本底比在终端1约为106，在终端2可达到108，可以满足多数核数据测量工作的要求。

图4 CSNS反角白光中子源中子能谱Fig.4 Energy spectrum of the CSNS back-streaming neutron source.

表2 源中子在实验终端引起的本底Table2 Background in the end-stations induced by the spallation neutron source.

3 实验终端的中子束斑

可用于核数据测量的白光中子源，除了需要有较高的中子强度和较小的实验本底外，还必须要有较好的束流品质。一般情况下，测量反应截面所用的样品量较少，样品面积较小。为准确得到样品处的中子注量率，要求中子束有较好的束斑形状，束斑内有较好的均匀性、束斑边缘较陡峭等。目前较好的中子束斑主要依靠多级准直器配合得到。从实验终端的本底计算可以看出，终端2适合开展精度较高的核数据测量工作，因此优先设计适合终端2的准直器系统。根据实验需求，终端2中心位置中子束斑有3种，分别是ø30 mm和ø60 mm的圆形束斑以及边长90 mm的正方形束斑。CSNS反角白光中子束线的准直器系统共有3个中子准直装置，分别是中子开关、准直器1和准直器2(图1)。其中中子开关除具有不同尺寸的中子孔道外，还有一个盲板用于挡束。

反角白光中子的能量从eV到几百MeV，因此需要较长的中子开关和准直器阻挡中子孔道外围的中子。铜、铁和重混凝土都可用于准直和屏蔽中子束，模拟计算发现在相同面密度下，铜和铁的屏蔽效果好于重混凝土。但从图5中单独使用铜或铁作中子开关时的中子透射谱可以看出，单一的材料都有各自的共振透射成分，无法满足中子开关的要求，因此需要将两种材料组合得到较好的屏蔽效果。经过MCNPX模拟计算，中子开关的长度为1.5m，包括前端1.2 m的铜和后端0.3 m的铁。两个准直器长度都是1 m，包括前端0.7 m的铜和后端0.3m的铁。不同材料的准直器对白光中子的屏蔽作用如图5所示。从图5中可以看出，以上组合下的透射中子最少，屏蔽效果最好。

图5 不同中子开关时的中子透射能谱Fig.5 Neutron transmission spectra with different shutters.

通过调整准直系统中各个中子通道的孔径，可以在终端2中得到满足实验需求的中子束斑，此时终端1的束斑大小同样可以满足一些对中子本底要求不高或较低精度实验的要求。表3 显示了计算得到的准直系统的孔径和实验终端的束斑尺寸。CSNS的散裂靶的靶面为长12 cm、宽4 cm的矩形，因此很难在较远距离得到非常均匀的圆形或正方形束斑，且束斑尺寸越大，束斑内均匀性越差。通过调节准直系统的孔径和屏蔽墙内中子管道的大小，可以优化中子束斑内的均匀性，以及降低束斑外的本底。图6显示了终端2在不同束斑尺寸时不同位置的中子注量的分布情况。

表3 准直器孔径及束斑尺寸Table3 Collimator aperture and beam spot size.

图6 模拟得到终端2的中子束剖面图 (a) ø30 mm束斑，(b) ø60 mm束斑，(c) 90 mm×90 mm束斑Fig.6 Neutron beam profile of the end-station 2 obtained by the simulation. (a) ø30 mm beam spot, (b) ø60 mm beam spot, (c) 90 mm×90 mm beam spot

4 结语

CSNS反角白光中子实验终端是以测量核数据为主要目的的实验平台，通过蒙特卡罗程序MCNPX模拟计算可以得出，经过现有屏蔽的实验终端内的中子和伽玛本底较低，特别是终端2，束流内外中子通量相差108左右，从理论上证明可以在该实验终端进行(n,γ)截面测量等精度较高的实验。同时使用MCNPX程序设计优化了中子束线的准直系统，能够在实验终端内得到几何形状及均匀性都较好的中子束斑，满足核数据测量的需求。进一步的优化设计还在进行中。

1 Lisowski P W, Schoenberg K F. The Los Alamos neutron science center[J]. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 2006, 562: 910-914

2 Chiaveri E, Dario M, Andriamonje S, et al. CERN n_TOF facility performance report[R]. Geneva: European Organization for Nuclear Research, 2003

3 韦杰. 中国散裂中子源简介[J]. 现代物理知识, 2008, 19(6): 22-29 WEI Jie. Summary of the China spallation neutron source[J]. Modern Physics, 2008, 19(6): 22-29

4 Jing H T, Tang J Y, Tang H Q, et al. Studies of back-streaming white neutrons at CSNS[J]. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 2010, 621: 91-96

CLCTL501

Simulation of the background of experimental end-stations and the collimator system of the CSNS back-streaming white neutron source

REN Jie1RUAN Xichao1TANG Hongqing1GE Zhigang1HUANG Hanxiong1JING Hantao2TANG Jingyu2HUANG Weiling2

1(Science and Technology on Nuclear Data Laboratory, China Institute of Atomic Energy, Beijing 102413, China)
2(Institute of High Energy Physics, Chinese Academy of Sciences, Beijing 100049, China)

Background: The spallation neutron source can generate pulsed white neutron beam and has the advantages such as very high neutron flux and low thermal power, which is used widely in many fields. One of its applications is for nuclear data measurement. However, up to now, no nuclear data measurement based on the white neutron has been carried out in China due to the lack of the white neutron source. Purpose: The China Spallation Neutron Source (CSNS), which is now under construction, will provide us a good opportunity to do nuclear data measurement with its back-streaming neutron beamline. This beamline can provide very intensive neutron flux and reasonable time resolution of white neutrons which are very suitable for nuclear data measurement. Methods: This paper introduces part of the physical design of the back-streaming neutron beamline, especially the Monte Carlo simulation of the two end-stations’ background and the collimator system. Results and Conclusion: According to the simulation results, the neutron and gamma background in the end-stations are very low. And the beam profile of the CSNS back-streaming white neutron source can be well controlled. With the low intensity of background and well designed beam profile, we can develop very high precision nuclear data measurement with the CSNS back-streaming white neutron source.

China Spallation Neutron Source (CSNS), White neutron source, Nuclear data measurement, Monte Carlo simulation

TL501

10.11889/j.0253-3219.2014.hjs.37.100521

中国核工业集团公司核数据专项基金(No.4160303)资助

任杰，男，1987年出生，2012年于中国原子能科学研究院获硕士学位

2014-04-28，

2014-06-30