热释光剂量计在中子场的刻度和应用

介绍了用热释光剂量计进行个人中子剂量监测,对剂量计的刻度,方法作了详细有描述。用Ａｍ－Ｂｅ参考中子辐射场测量了剂量计的线性和响应因子,相对刻度总不确定度为７．６％（Ｋ＝１）。该剂量计已在辽河油田、江苏油田、华北油田等测井公司应用。     

中子输运方程的源项反演问题

本文讨论了中子输运方程的解的存在性.使用有限元方法求解中子输运方程,并使用Landweber方法求解源项反演问题.给出了算法和数值模拟结果,验证了算法的有效性.     

中子周围剂量当量仪的校准方法与亚太比对

中子周围剂量当量(率)仪作为中子辐射水平监测的主要设备须采用适当的方法进行准确校准。亚太计量规划组织于2012年组织了该类仪器的校准比对(APMP.RI(III)-S1),比对协议规定采用放射性核素中子源的中子参考辐射场校准主导实验室提供的比对仪器,并推荐采用影锥法和距离变化法对校准结果进行散射中子修正,参比实验室将比对仪器的校准因子及其不确定度作为比对结果上报。中国计量科学研究院参加了本次比对,比对结果表明参比实验室的校准结果在不确定度范围内一致。     

BNCT医院中子照射器辐射场特性参数初步测量

为验证BNCT医院中子照射器的设计效果,对其辐射场的特性参数如中子能谱、中子通量密度及其空间分布、中子和γ吸收剂量率及其空间分布等进行了测量。针对该照射器的特点,建立了一套由多球谱仪、235U裂变电离室、金箔、组织等效正比计数器和热释光探测器组成的测量系统,利用蒙特卡洛计算方法优化设计探测器的结构,以提高超热能区的分辨率和甄别不同能量成分中子的能力。初步测量结果表明,该照射器的中子通量密度达到了预期设计要求。     

粘结碳化硼材料中子屏蔽性能及制备工艺研究

中子准直器在中国散裂中子源(CSNS)的谱仪上起着限制束流截面与发散度的作用,准直器的结构设计中通过在中子飞行管上间隔设置B4C阻挡块可以起到阻挡、吸收屏蔽杂散中子的作用,为此研制了粘结碳化硼中子阻挡块,并对其成型工艺进行了研究,确定了成型最佳粉体尺寸、粘结剂含量和固化温度.对该中子屏蔽材料的中子衰减系数计算结果表明,波长为0.1×10-10、1×10-10和15×10-10m中子通过该材料的线性衰减系数分别为3.42、30.4和449.9 cm-1.力学冲击和热重实验结果也表明该材料符合在CSNS谱仪中子束线屏蔽使用中的性能要求.     

多球谱仪在中子剂量仪器校准中的应用研究

本文以电离辐射计量中的中子周围剂量当量校准为目的,介绍了多球中子谱仪的工作原理;测量并获取了实验室本底环境中子、 Am-Be中子源两种辐射场的中子能谱,并予以分析;在此基础上,进行周围剂量当量转换,并进行分能段剂量贡献统计。结论给出了应用多球中子谱仪直接测谱转换、依能谱选择参考辐射场、同位素中子源用于常规校准等三条对中子剂量仪器进行校准的建议。     

检定中子防护剂量仪表的谱中子标准辐射场

为了满足中子辐射防护剂量仪表检定和个人中子剂量计刻度的需要，我们建立了一个以Am－Be中子源为参考标准的标准中子辐射场。用于定度该场的中子周围剂量当量率，可由下式给出：式中Q是仪器定度参考点位置上的参考辐射场中子人射注量率，h”是中子注量——中子周围剂量当量转换系数，其数值由规程JJG852－93给出。在距源中心为D的参考点处，中子源直接射束导致的中子周围剂量当量率为：式中Q为参考辐射中子源的已知强度，f（）为中子源发射率各向异性修正因子，b（D）为空气对中子束的衰减修正因子。本工作在固定的源——探测器距离，…     

中子增殖研究

导出了一个新的中子增殖公式，公式简明，计算量小。经与传统的增殖公式进行比较，后者由于未考虑缓发中子效应，只能用于定性分析。新导出的中子增殖公式较精确地描述了中子的增殖过程，可用于定量计算与分析。     

用于职业个人监测的CR39中子个人剂量计

中子个人剂量监测是外照射职业监测的重要组成部分.根据CR39中子探测原理与剂量计的结构,对CR39中子个人剂量计的能量响应、角度响应以及对镅铍中子源产生的中子注量响应等进行性能实验.结果表明中子注量灵敏度与中子能量和入射角有较强的中子依赖性,入射中子的临界角约为64.,该批次CR39对241Am-Be源的中子注量灵敏度...     

医院中子照射器I型堆热中子束流孔道等效平面源的模拟计算

采用蒙特卡罗程序MCNP模拟计算了医院中子照射器Ⅰ型堆(IHNI-1)热中子束流孔道出口处的等效平面源.对B堆芯进行了临界搜索计算,模拟计算了热中子束流孔道及出口处中子、γ的束流参数,应用等效平面源模型建立了BNCT等效中子、γ平面源.为人体头颅等效模型剂量分布的快速计算提供了较为可靠的平面源.     

Soft error modeling and analysis of the Neutron Intercepting Silicon Chip (NISC)

Soft errors are transient errors caused due to excess charge carriers induced primarily by external radiations in the semiconductor devices. Soft error phenomena could be used to detect thermal neutrons with a neutron monitoring/detection system by enhancing soft error occurrences in the memory devices. This way, one can convert all semiconductor memory devices into neutron detection systems. Such a device is being developed at The Pennsylvania State University and named Neutron Intercepting Silicon Chip (NISC). The NISC is envisioning a miniature, power efficient, and active/passive operation neutron sensor/detector system. NISC aims to achieve this goal by introducing ¹⁰B-enriched Borophosphosilicate Glass (BPSG) insulation layers in the semiconductor memories. In order to model and analyze the NISC, an analysis tool using Geant4 as the transport and tracking engine is developed for the simulation of the charged particle interactions in the semiconductor memory model, named NISC Soft Error Analysis Tool (NISCSAT). A simple model with ¹⁰B-enriched layer on top of the lumped silicon region is developed in order to represent the semiconductor memory node. Soft error probability calculations were performed via the NISCSAT with both single node and array configurations to investigate device scaling by using different node dimensions in the model. Mono-energetic, mono-directional thermal and fast neutrons are used as the neutron sources. Soft error contribution due to the BPSG layer is also investigated with different ¹⁰B contents and the results are presented in this paper.     

采用放射性核素中子源的中子参考辐射装置

采用放射性核素中子源的中子参考辐射装置不仅可用于中子防护仪表日常校准、刻度,还可以作为硬件平台开展部分实验研究。中国计量科学研究院根据ISO 8529-1的规定以及中子参考辐射装置的用途,对原有的中子参考辐射装置进行了技术改造,使其不仅满足中子防护仪表日常校准的要求,同时也可满足部分中子实验的要求。     

The Fundamental Neutron Physics Beamline at the Spallation Neutron Source

The Spallation Neutron Source (SNS), currently under construction at Oak Ridge National Laboratory with an anticipated start-up in early 2006, will provide the most intense pulsed beams of cold neutrons in the world. At a projected power of 1.4 MW, the time averaged fluxes and fluences of the SNS will approach those of high flux reactors. One of the flight paths on the cold, coupled moderator will be devoted to fundamental neutron physics. The fundamental neutron physics beamline is anticipated to include two beam-lines; a broad band cold beam, and a monochromatic beam of 0.89 nm neutrons for ultracold neutron (UCN) experiments. The fundamental neutron physics beamline will be operated as a user facility with experiment selection based on a peer reviewed proposal process. An initial program of five experiments in neutron decay, hadronic weak interaction and time reversal symmetry violation have been proposed.     

Precision Neutron Polarimetry for Neutron Beta Decay

The abBA collaboration is developing a new type of field-expansion spectrometer for a measurement of the three correlation coefficients a, A, and B and the shape parameter b. The measurement of A and B requires precision neutron polarimetry. We will polarize a pulsed cold neutron beam from the SNS using a ³He neutron spin filter. The well-known polarizing cross section for n-³He has a 1/v dependence, where v is the neutron velocity, which is used to determine the absolute beam polarization through a time-of-flight (TOF) measurement. We show that by measuring the TOF dependence of A and B, the coefficients and the neutron polarization can be determined with a small loss of the statistical precision and with negligible systematic error. We conclude that it is possible to determine the neutron polarization averaged over a long run in the neutron beta decay experiment with a statistical error less than 10⁻⁴. We discuss various sources of systematic uncertainty in the measurement of A and B and conclude that the fractional systematic errors are less than 2 × 10⁻⁴.     

基于D-D中子源校准中子周围剂量当量仪的最小房间尺寸研究

在中子周围剂量当量仪校准过程中,使用D-D中子源代替传统同位素中子源会使校准过程具有更高的安全性。为推动D-D中子源在中子周围剂量当量仪校准过程中的应用,提出了应用蒙特卡罗(MC)法的能量截断法代替影锥法的散射中子研究方法;分析了在不同类型房间中,不同内部空间尺寸对散射中子的影响。计算结果表明随着房间内部空间的增大,入射探测器的散射中子所占比例会逐渐减小。若使用D-D中子源进行中子周围剂量当量仪校准,在探测距离75cm,探测器直径20cm的情况下,所需的最小正方体房间的内部空间棱长为332cm;所需最小长方体房间的内部空间的长、宽、高分别为410cm、410cm、205cm。     

B_4C_P/PI聚酰亚胺复合薄膜耐高温及热中子辐照屏蔽性能研究

以耐高温型聚酰亚胺为基体,微米碳化硼(B_4C)为热中子吸收剂,采用粉体表面改性及超声湿混-热亚胺化成膜工艺成功制备了一系列B_4CP/PI聚酰亚胺复合薄膜,重点探讨了不同B_4C含量条件下复合薄膜的耐热性能和力学性能以及不同B_4C含量、不同复合薄膜厚度条件下复合材料的热中子屏蔽性能。研究表明:采用上述工艺,B_4C功能粒子在聚酰亚胺基体中可均匀分散;B_4CP/PI复合薄膜的耐热性随B_4C含量的增加显著提高,力学性能则呈相反趋势;所制备的B_4CP/PI复合薄膜表现出优异的热中子屏蔽性能,中子透射率I/I0随复合薄膜厚度增加及B_4C含量增加呈指数变化规律。据此,可通过材料结构设计,满足不同领域对该类耐高温中子防护材料的应用需求。     

乏燃料运输和储存容器中子屏蔽材料应用及研究现状

目的 了解国内外乏燃料运输和储存容器中子屏蔽材料的类型,整理分析现有中子屏蔽材料的性能和特点,为应用于乏燃料运输和储存容器的中子屏蔽材料的研发提供一定参考。方法 综述国内外应用于乏燃料运输和储存容器中子屏蔽材料的应用现状,对关键性能进行总结和比较,并提出其研究重点和发展趋势。结果 目前,硼化不锈钢、碳化硼/铝复合材料、硼铝合金、聚合物基复合材料和屏蔽混凝土等中子屏蔽材料已应用于乏燃料运输和储存容器。结论 随着核电厂高燃耗的发展趋势,未来乏燃料运输和储存容器对中子屏蔽材料的性能提出了更严格的要求,建议注重研发屏蔽性能优异、装配更换方便、耐辐照的中子屏蔽材料。     

Neutron field characterisation at mixed oxide fuel plant

A neutron field characterisation was conducted at the AREVA Melox Plant to determine the response of passive and active neutron dosemeters for several stages in the mixed oxide fuel manufacturing process. Landauer Europe provides radiation dosimetry to many contractors working at the Melox site. The studies were conducted to assist in determining the neutron radiation fields the workers are exposed to routinely, evaluate the need for specific neutron correction factors and to ensure that the most accurate neutron dose is reported for the Melox Plant workers.