A novel ceramic Gas Electron Multiplier (GEM) has been developed to meet the demand of high counting rate for the neutron detection which is an alternative to 3He-based detector at China Spallation Neutron Source (CSNS). An experiment was performed to measure the neutron transmittance of ceramic-GEM and FR4-GEM at the small angle neutron scattering (SANS) instrument. The result showed the ceramic-GEM has higher transmittance and less self-scattering especially for cold neutrons. One single ceramic GEM could give a gain of 102-104 in the mixture gas of Ar and CO2 (90%:10%) and its energy resolution was about 27.7% by using 55Fe X ray of 5.9 keV. A prototype has been developed in order to investigate the performances of the ceramic GEM-based neutron detector. Several neutron beam tests, including detection efficiency, spatial resolution, two-dimensional imaging, and wavelength spectrum, were carried out at CSNS and China Mianyang Research Reactor (CMRR). The results show that the ceramic GEM-based neutron detector is a good candidate to measure the high intensity neutrons.
A new methodology, the crack-spallation model, has been developed to analyze gas-solid reactions dominated by crack growth inside of the solid reactant and spallation phenomena. The new model physically represents three processes of the reaction progress: (1) diffusion of gas reactant through pores; (2) growth of product particle in pores; and (3) crack and spallation of solid reactant. The validation of this method has been conducted by comparison of results obtained in an experiment for oxidation of $UO_2$ and the shrinking core model. The reaction progress evaluated by the crack-spallation model shows better agreement with the experimental data than that evaluated by the shrinking core model. To understand the trigger point during the reaction progress, a detailed analysis has been conducted. A parametric study also has been performed to determine mass diffusivities of the gas reactant and volume increase constants of the product particles. This method can be appropriately applied to the gas-solid reaction based on the crack and spallation phenomena such as the voloxidation process.
Neutron spectrum analyses of spallation neutrons are conducted in the accelerator-driven system (ADS) facility at the Kyoto University Critical Assembly (KUCA). High-energy protons (100 MeV) obtained from the fixed field alternating gradient accelerator are injected onto a tungsten target, whereby the spallation neutrons are generated. For neutronic characteristics of spallation neutrons, the reaction rates and the continuous energy distribution of spallation neutrons are measured by the foil activation method and by an organic liquid scintillator, respectively. Numerical calculations are executed by MCNPX with JENDL/HE-2007 and ENDF/B-VI libraries to evaluate the reaction rates of activation foils (bismuth and indium) set at the target and the continuous energy distribution of spallation neutrons set in front of the target. For the reaction rates by the foil activation method, the C/E values between the experiments and the calculations are found around a relative difference of 10%, except for some reactions. For continuous energy distribution by the organic liquid scintillator, the spallation neutrons are observed up to 45 MeV. From these results, the neutron spectrum information on the spallation neutrons generated at the target are attained successfully in injecting 100 MeV protons onto the tungsten target.
The nMCP (Neutron sensitive microchannel plate) combined with advanced readout electronics is widely used in energy selective neutron imaging because of its good spatial and timing resolution. Neutron detection efficiency is a crucial parameter for the nMCP. In this paper, a mathematical model based on the oblique cylindrical channel and elliptical pore was established to calculate the neutron absorption probability, the escape probability of charged particles and overall detection efficiency of nMCP and analyze the effects of neutron incident position, pore diameter, wall thickness and bias angle. It was shown that when the doping concentration of the nMCP was 10 mol%, the thickness of nMCP was 0.6 mm, the detection efficiency could reach maximum value, about 24% for thermal neutrons if the pore diameter was 6 ㎛, the wall thickness was 2 ㎛ and the bias angle was 3 or 6°. The calculated results are of great significance for evaluating the detection efficiency of the nMCP. In a subsequent companion paper, the mathematical model would be extended to the case of the spatial resolution and detection efficiency optimization of the coating nMCP.
A high detection efficiency thermal neutron detector based on the 6LiF/ZnS(Ag) scintillation screens, wavelength-shifting fibers (WLSF) and Silicon photomultiplier (SiPM) readout is under development at China Spallation Neutron Source (CSNS) for the Engineering Material Diffractometer (EMD).A prototype with a sensitive volume of 180mm×192mm has been built. Signals from SiPMs are processed by the self-design Application Specific Integrated Circuit (ASIC). The performances of this detector prototype are as follows: neutron detection efficiency could reach 50.5% at 1 Å, position resolution of 3, the dark count rate <0.1Hz, the maximum count rate >200KHz. Such detector prototype could be an elementary unit for applications in the EMD detector arrays.
Jingtao Zhu;Yang Liu;Jianrong Zhou;Zehua Yang;Hangyu Zhu;Xiaojuan Zhou;Jinhao Tan;Mingqi Cui;Zhijia Sun
Nuclear Engineering and Technology
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제55권9호
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pp.3121-3125
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2023
Neutron conversion detectors that use 10B-enriched boron carbide are feasible alternatives to 3He-based detectors. We prepared boron carbide films at micron-scale thickness using direct-current magnetron sputtering. The structural characteristics of natural B4C films, including density, roughness, crystallization, and purity, were analyzed using grazing incidence X-ray reflectivity, X-ray diffraction, X-ray photoelectron spectroscopy, time-of-flight secondary ion mass spectrometry, and scanning electron microscopy. A beam profile test was conducted to verify the practicality of the 10B-enriched B4C neutron conversion layer. A clear profile indicated the high quality of the neutron conversion of the boron carbide layer.
미소인장시험을 통해 304 스테인리스 스틸 판재 위에 증착된 DLC 박막의 안정성을 평가하였다. 모재의 소성 변형과 함께 코팅 층의 손상이 발생하기 시작하는데, 작은 규모의 모재 변형 시에는 인장축의 수직방향으로 박막의 균열이 발생하지만, 모재의 슬립변형이 발생하기 시작하면 인장 축과 $45^{\circ}C$의 각도를 갖는 슬립 면을 따라 필름의 박리가 발생하였다. DLC박막의 박리면적으로부터 필름의 접착력을 평가할 수 있었으며, 필름의 합성 전에 실시하는 Ar 플라즈마 스퍼터링 세척시간이 길수록 그리고 세척시 기판에 인가되는 전압이 높을수록 필름의 접착력은 향상되었다. 이러한 변화는 스테인리스 스틸 모재와 Si 접합 층간의 계면특성이 향상되면, 필름의 전체 접착력을 증진시킬 수 있음을 보여주고 있다.
It was found possible to evaluate the temperature at which major scale failure takes place during cooling by installing a most modem acoustic emission(AE) analytical system. Ultra low carbon steel and low carbon steels containing a few minor alloying elements were oxidized in air at 900, 1050 and $1200^{\circ}C$ for 20 min, and then cooled in vacuum at 30, 70 and $110^{\circ}C/min$. The significance of the present research is the evaluation of the spallation temperature and thus the calculation of apparent thermal stress for scale spallation using the difference between oxidation temperature and spallation temperature. They were assessed as 0.22 to 0.68, 0.45 to 1.80, and 0.65 to 1.95 GPa for oxidation at 900, 1050 and $1200^{\circ}C$, respectively.
A spent fuel problem has prevented the nuclear power from claiming to be a completely clean energy source. The nuclear transmutation technology to incinerate the long lived radioactive nuclides and produce energy during the incineration process is believed to be one or the best solutions. HYPER(Hybrid Power Extraction Reactor) is the accelerator driven transmutation system which is being developed by KAERI(Korea Atomic Energy Research Institute). Some major feature of HYPER have been developed and employed. On-power fueling concepts are employed to keep system power constant with minimum variation of accelerator power. A hollow cylinder-type metal fuel is designed for the on-line refueling concept. Lead-bismuth(Pb-Bi) is adopted as a coolant and Spallation target material. HYPER is a subcritical reactor which needs an external neutron source. 1GeV proton beam is irradiated to Lead-bismuth(Pb-Bi) target inside HYPER, and spallation neutrons are produced. When proton beams are irradiated, much heat is also deposited in the Pb-Bi target and beam window which separates Pb-Bi and accelerator vacuum. Therfore, an effective cooling is needed for HYPER target. In this paper, we performed the thermal-hydraulic analysis of HYPER target using FLUENT code, and also calculated thermal and mechanical stress of the beam window using ANSYS code.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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