NE230液体闪烁探测器对~(24)Naγ射线的响应

建立了 NE2 30液体闪烁探测器γ射线谱仪 ,用该谱仪测量了 2 4 Na源的γ射线 ,并将测量结果与 NE2 13探测器的测量结果进行了比较。运用蒙特卡罗程序对实验所用探测器的γ射线进行了计算模拟 ,发现 NE2 30实验结果与计算结果相差比较大。对探测效率及测量谱形的差异进行了探讨。     

NE213闪烁体的n-γ分辨

NE213闪烁体广泛使用于探测快中子,但却伴随很高的g本底。本文使用快信号门与总信号门的两门积分方法,用快信号与总信号进行二维作图来分辨粒子。用252Cf 中子源和d+D核反应产生的单能中子研究了 f5"2"、f5"5"和f8"2"三种尺寸的NE213闪烁体的n-g分辨性能,通过选择合适的门宽,获得了极好的n-g分辨效果。对f5"2"的NE213,最佳快信号门宽为30ns。 摘要 NE213闪烁体广泛使用于探测快中子,但却伴随很高的g本底。本文使用快信号门与总信号门的两门积分方法,用快信号与总信号进行二维作图来分辨粒子。用252Cf 中子源和d+D核反应产生的单能中子研究了 f5"2"、f5"5"和f8"2"三种尺寸的NE213闪烁体的n-g分辨性能,通过选择合适的门宽,获得了极好的n-g分辨效果。对f5"2"的NE213,最佳快信号门宽为30ns。     

吸收体对γ闪烁能谱的影响

吸收体对于γ闪烁能谱的影响表现为随着吸收体厚度的增加，峰康比和峰总比减小。计算了这种影响。通过实验给出了一定条件下，峰康比和峰总比与吸收体厚度间关系的经验公式，讨论了它可能的应用。     

液体闪烁体探测器n/γ甄别方法的现状与发展

n/γ射线甄别是中子探测的一个关键技术。简要阐述了液体闪烁体探测器中利用脉冲形状甄别n/γ射线的基本原理,综述了传统的基于模拟技术的n/γ射线甄别方法和近年来出现的基于数字技术的n/γ射线甄别方法,同时探讨了各种方法的原理和特点,并指出n/γ射线甄别方法的发展趋势。     

ST—451液体闪烁体中子探测器效率的测量

利用伴随粒子飞行时间方法，通过测量１４．７ＭｅＶ中子在聚乙烯和碳样品上的次级中子谱，得到了在０．９９－１４．７ＭｅＶ能量范围内ＳＴ－４５１液体闪烁体中子探测器的探测效率值，其总误差＜４．７％，其中统计误差＜３．５％。     

用于台北微中子震荡(TEXONO)实验的液体闪烁液的性能研究

配制了20多种不同比分的液体闪烁液以及加入不同比分的^10B的样品,对这些样品的光产生量、n-γ分辨能力等性能进行了测试,并与标准的NE213液体闪烁液的相关性能进行了比较。     

塑料闪烁体在γ射线和中子辐照下发光特性的研究

本文叙述了ST—401型塑料闪烁体在0.3,1.25MeV γ射线和14.8MeV中子辐照下发光特性的测量方法和装置,并获得了有意义的结果。     

用不同能量γ光子全能峰相对效率曲线和KCI测定^24Na活度方法的研究

研究了利用NaI(φ76 mm×76 mm)探测器不同能量γ光子的全能峰相对效率曲线和分析纯KCl测量水溶液中24Na活度的方法.所谓相对效率是指不同能量对某一能量全能峰计数效率的归一值.这种方法不需要用活度精确已知的任何核素的标准溶液进行刻度.相对效率曲线的建立是将不同能量γ光子的相对效率与能量E的关系用最小二乘法拟合成一个函数f(E)=A+BE+CE2+DE3+UE4.这些γ能量(以MeV为单位)包括56Mn的0.8468、1.8108、2.113,27Mg的0.8438、1.0144,82Br的1.0439、1.3175、1.4748,以及38Cl的1.6422和2.1676.放射性核素都是利用一个约为130μg的252Cf中子源活化产生.本方法的原理可用于非24Na其他放射性核素溶液的活度测量,并且更适合于Ge探测器.当用Ge探测器时,仅用82Br的各种γ光子能量就能确定全能峰相对效率曲线.     

ST-451液体闪烁体对快中子的响应矩阵

本文在给出了较好的物理过程描述和实验结果后,应用蒙特卡罗方法,计算了快中子入射到ST-451液体闪烁体中产生的反冲质子响应矩阵。给出了0.25—30 MeV范围内(间隔0.25或0.5 MeV的响应矩阵和中子探测器效率。并且可以很方便地扩展到能区0.25—200 MeV范围。     

22Na次级束的产生与应用

在日本东京大学核研究中心的放射性离子束分离器上,利用逆运动学反应¹H(²²Ne,²²Na)n产生了²²Na次级束。经分离器电磁系统的分离提纯后,获得了能量为（78.3±1.0） MeV的²²Na次级束。实验靶站处次级束的强度达2.5×10⁵ s^-1,其中²²Na的纯度好于90%。²²Na次级束已应用于与核天体物理Ne丰度异常问题相关的²²Na+α共振散射实验研究。     

Cross section measurements of the 23Na(n, 2n)22Na, 58Ni(n, 2n)57Ni and 115In(n,n′)115mIn reactions

Cross sections for two high energy threshold reactions ²³Na(n, 2n)²²Na and ⁵⁸Ni(n, 2n)⁵⁷Ni were measured by the activation method in the neutron energy range from 14 to 18 MeV. Inelastic scattering cross section for ¹¹⁵In was measured in the threshold region, i.e. from 0.5 to 1.3 MeV. The results of measurements are compared with scarce and divergent earlier data.     

硅凝胶灌封对闪烁探测器的影响

对9个相同的闪烁探测器进行了硅凝胶灌封实验,所采用的GN-512型有机硅凝胶分为M和N组分,灌封配比为M∶N=1∶3.并将灌封前后探测器的输出进行了对比,给出了硅凝胶灌封对于该探测器输出信号影响的结果并从光收集的角度作了分析.试验表明,对该种结构的闪烁探测器,硅凝胶灌封后将使探测器的输出幅度普遍降低,最大可达70%左右.     

EJ301液体闪烁体探测器的波形甄别和能量刻度

EJ301有机液体闪烁体探测器具有较好的时间特性、脉冲形状甄别能力和中子探测效率。使用CAEN公司的DT5720波形数字采样器和DPP-PSD(Digital Pulse Processing-Pulse Shape Discrimination)控制软件,可以通过软件设置实现长、短门和脉冲形状甄别。利用241Am源(0.059 5 MeV)、137Cs-60Co(0.662 MeV、1.171 MeV、1.333 MeV)源和40K源(1.461 MeV)等的康普顿峰,对EJ301探测器进行了电子等效能量刻度、脉冲形状甄别分析、FOM(Figure of Merit)值计算等。研究表明,DT5720波形数字采样器和DPP-PSD控制软件功能完善、简单易用;EJ301探测器中子测量效率高,具有较强的中子/伽马脉冲形状甄别能力,适合快中子的能谱和飞行时间测量。     

载6Li塑料闪烁探测器中子能量响应的实验研究

为提高塑料闪烁探测器对低能中子的探测灵敏度,根据中子灵敏度补偿原理研制了载^6Li塑料闪烁探测器。利用串列加速器中子源对几种新研制的载^6Li塑料闪烁探测器中子能量响应进行了实验标定,获得了几种掺不同^6Li浓度的塑料闪烁探测器的中子能量响应曲线。实验结果表明,载^6Li塑料闪烁探测器对低能中子确有较高的探测灵敏度。     

226Ra irradiation to produce 225Ac and 213Bi in an accelerator-driven system reactor

This study aims to produce ²²⁹Th using an innovative nuclear reactor concept,i.e.,accelerator-driven system(ADS)reactor.Herein,we investigated the feasibility of producing ²²⁹Th from neutron transmutation of ²²⁶Ra to expand the availability of ²²⁵Ac and ²¹³Bi in a simple model of ADS reactor.ADS reactor comprises two zones,i.e.,an inner zone with a fast neutron spectrum and outer zone with thermal neutron spectrum,which is a subcritical core...     

The Applications and Fabrication Methods of 90Sr/90Y Sources

The applications of ⁹⁰Sr/⁹⁰Y sources were reviewed on clinical medicine, thickness gauge, continuous energy supply for science and industry, reference source for contamination calibration. The application of each source proposes certain requirement for the source properties, and that could be realized by some corresponding preparation method. Different⁹⁰Sr/⁹⁰Y source preparation methods for each application were introduced, and the characteristics of them were contrasted.     

Gamma-ray emission probabilities of the fission products 144Ce144Pr, 106Rh, 95Zr

The fission products ¹⁴⁴Ce¹⁴⁴Pr, ¹⁰⁶Rh and ⁹⁵Zr play an important role in the burn-up determination of fuel elements by means of γ-ray spectrometry. One of the crucial quantities in this field is the absolute γ-ray emission probability (intensity) for which values available in literature have not the desirable accuracy of 1–2%.By using Ge(Li)-spectrometers of known efficiency and sources calibrated by 4πβ-γ-coincidence methods, we determined absolute γ-ray emission probabilities of ¹⁴⁴Ce¹⁴⁴Pr, ¹⁰⁶Rh and ⁹⁵Zr with an uncertainty of ±1% for the main γ-rays.     

海水中放射性核素238U、232Th、600Co、137Cs浓集实验

采用广东省环境辐射监测中心编制的操作规程《海水中γ核素浓集方法实施细则》分析了环境海水样品的γ放射性核素238U、232Th、60Co、137Cs,该方法的238U、232Th、60Co、137Cs的回收率分别为82.5%、79.3%、80.3%、91.3%;制样放置约90 d后测量238U的数据更准确。