中子穿透能力很強，可以輕易地穿過絕大多數容器壁，中子泄漏是指中子泄露出容器，影響相關實驗的現象。
基本介紹
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中子
中子（Neutron）是組成原子核的核子之一。中子是組成原子核構成化學元素不可缺少的成分（注意：氕原子不含中子），雖然原子的化學性質是由核內的質子數目確定的，但是如果沒有中子，由於帶正電荷質子間的排斥力（質子帶正電，中子不帶電），就不可能構成除只有一個質子的氫之外的其他元素。中子是由兩個下夸克和一個上夸克組成。
相關研究
厚樣品中了泄漏能譜測量是中了積分實驗的一部分，是檢驗評價核數據的重要指標。在中國原子能科學研究院600kV高壓倍加器上，通過14 MeV單能脈衝中子源，利用中子飛行時間方法，完成了對9Be板狀樣品90°泄漏中了能譜測量。對實驗中所遇到的問題加以分析解決，得到實驗測量值，並用蒙特卡羅方法對實驗作模擬，計算了評價數據的模擬結果，並把模擬計算值與實驗值進行比較，給出了初步結論。圖為實驗值和模擬值的比較。
實驗值和模擬值的比較
實驗值和模擬值的比較蒙特卡羅方法在核反應堆堆芯設計與分析中起著越來越重要的作用。鑒於此方法能夠對堆芯幾何結構進行精確描述並且能夠使用連續能量截面的優勢，基於該方法的程式經常被用於三維全堆輸運計算並給出參考結果。蒙特卡羅算法的優點亦可以用到現有的兩步法堆芯計算中（燃料組件計算+堆芯計算），而少群參數的製作是兩步法計算中的關鍵。針對蒙卡方法計算截面參數的研究仍然比較受限，大部分研究還是集中在適用於擴散程式的少群均勻化參數上。
在組件計算時，邊界條件經常設為全反射或者周期性邊界條件。熱中子的平均自由程在1~2 cm之間，基本可滿足全反射邊界條件的假設。相反，快中子的平均自由程遠超過單個燃料組件的尺寸。相鄰組件的聯繫在快中子之間更為緊密，故而全反射邊界條件對其並不適用。因此，在考慮快中子堆組件計算時需要考慮泄漏效應。考慮泄漏效應的少群常數製作可以通過在計算中嵌人泄漏修正模型來實現，此方法期望通過理論模擬在即使不清楚反應堆堆芯真實運行條件下也可以構造出組件臨界狀態。
對中子壽命研究的影響
由於衰變本質上是一個隨機的量子現象，我們無法準確地預言某一個特定的中子會在何時衰變，因此我們只能通過研究大量中子的衰變來測量中子的平均壽命。
研究者使用了兩種實驗方法：一種被稱為“瓶”方法，另一種是“束”方法。“瓶”實驗將中子限制在容器內，統計給定時間後容器內剩下的中子數。“束”方法則不同，並不是觀察消失的中子，而是通過尋找中子衰變後出現的產物來測量中子的平均壽命。
“瓶”方法非常具有挑戰性，因為中子穿透能力很強，可以輕易地穿過絕大多數容器壁。法國團隊採用表面非常光滑的容器捕獲極冷的中子（就是那些動能非常低的中子）來進行實驗。如果中子足夠慢、容器壁足夠光滑，中子就會被容器壁反射從而留在容器內。
然而假如有中子不慎泄露出容器，我們就會把這部分中子的減少也歸咎於β衰變，並得出錯誤的中子壽命。為了進行計數上的修正，我們使用了一種很巧妙的技術。如果中子速度慢一點，或者容器大一點，撞擊容器壁的中子就會減少，丟失的中子也會減少。
