Am-Be中子源屏蔽优化设计的蒙特卡罗模拟研究

用低密度富氢材料作为²⁴¹Am-Be中子源防护罐屏蔽材料,防护罐尺寸大,屏蔽效率低,不利于现场测井作业。利用蒙特卡罗模拟方法,分别计算多种屏蔽材料对中子的慢化效果,优化设计了中子屏蔽效果好、相对轻便的防护罐。模拟结果得到:针对石油测井常用的18 Ci ²⁴¹Am-Be中子源屏蔽罐,内层选用钨作为高能快中子的慢化层,厚度取13 cm;外层选用硼聚乙烯作为较低能量快中子慢化和热中子吸收层,厚度取18 cm。防护罐整体尺寸为φ62 cm×62 cm,体积0.187 m³,质量430 kg,比传统石蜡罐直径和重量约小一半,屏蔽罐外辐射剂量率小于0.025 mSv·h^-1,符合辐射防护标准要求。     

B4C-PE复合材料中子屏蔽性能研究

利用~(252)Cf中子源产生快中子场和热中子场,对系列不同B_4C含量B_4C-PE复合材料的中子宏观截面进行了实验研究和MCNP模拟计算。结果表明:热中子宏观截面在±5%内相符,快中子宏观截面在±10%内相符;B_4C-PE复合材料对热中子的屏蔽效果明显好于聚乙烯。研究结果可为中子屏蔽材料研发和工程设计提供参考。     

同位素中子源参考辐射能谱测量及模拟中子谱分析

不同成分中子参考辐射场是对中子防护材料性能测试的基本条件。为获得较理想的测试中子防护材料的中子参考辐射场,构建基于³He正比计数管的多球中子能谱测量系统,对基于²⁴¹Am-Be和²⁵²Cf中子源的中子辐射场慢化情况进行MCNP模拟和能谱实验测量。为准确判断实验室校准参考位置的中子散射情况,基于多球中子能谱测量系统,开展了中子散射成分测量。采用ICRP推荐的注量-剂量转换系数对能谱进行了剂量率转化,与使用长计数器的测量结果进行比较,发现在校准参考位置的剂量率相对偏差≤20%。开展了聚乙烯慢化同位素中子源获得特定能谱的实验研究,进行了慢化谱的模拟计算和实验测量,两者结果符合较好。该工作为后续的中子计量测试和中子防护材料测试提供了可用的中子参考辐射场。     

材料组合模式对中子屏蔽性能影响研究

在实验室中利用252Cf中子源的中子辐照装置产生快中子和热中子场,测试了相同材料的三种不同组合模式中子衰减倍数,利用MCNP软件进行模拟计算。结果表明:实验测试与模拟计算偏差小于5.0%,三种组合模式对快中子屏蔽性能影响不明显,而对热中子屏蔽性能的影响高达2~3倍。     

D-D中子孔隙度测井泥质影响及校正研究

可控源替代同位素中子源进行中子孔隙度测井是核测井发展的必然趋势。为了提高可控D-D源中子孔隙度测井的可行性及测量精度,本文对D-D源中子孔隙度测井中泥质影响进行分析。首先利用蒙特卡罗模拟,对比分析三种源(²⁴¹Am-Be源、D-T源、D-D源)中子孔隙度测井过程中泥页岩响应;然后通过改变D-D源中子孔隙度测井中近、远源距位置,优选出D-D源的源距组合,重点分析通过改变源距的方式弱化泥页岩的影响。研究表明：D-D源和²⁴¹Am-Be源的泥页岩响应规律比较接近,当D-D源的源距设计相比于²⁴¹Am-Be源更近即采用25～45 cm的源距组合时,D-D源中子孔隙度测井中泥页岩影响与²⁴¹Am-Be源接近程度最高。虽然源距组合的改变不能使D-D源与²⁴¹Am-Be源的泥页岩响应完全一致或者彻底消除泥质影响,但这种较高程度趋近为D-D源中子孔隙度测井中泥页岩校正提供了思路,也为今后测井仪器中放射源的可兼容替代有一定的应用意义。     

硼化钨材料中子屏蔽性能及次级γ剂量产生的模拟研究

对辐射防护材料硼化钨的中子吸收和次级γ射线屏蔽性能进行分析。采用Geant4程序，对材料厚度0～2 cm、能量为热中子～20 MeV的入射中子进行模拟分析。研究结果表明：(1)硼化钨材料主要作用于热中子～10^-2 MeV中子的吸收屏蔽。由不同材料对应的中子宏观分出截面和材料密度可知，厚度一定时，W₂B₅的中子吸收性能最优，质量一定时，WB₄中子吸收性能最优。以热中子为例，W₂B₅材料的中子宏观分出截面约为B203材料的8.67倍，是PB202屏蔽材料的40.59倍；(2)相比于传统中子吸收材料，W-B系化合物在低能中子吸收方面优势更为显著；(3)随着入射中子能量的增大，次级γ剂量对总剂量的贡献呈下降趋势；随着硼化钨材料厚度的增加，次级γ剂量对总剂量的贡献不断升高。为明确硼化钨应用场景及优势，实现中子源屏蔽装置的优化设计提供数据参考，具有实际的工程指导价值。     

基于14MeV质子回旋加速器的BNCT中子源实验终端设计

随着加速器技术的发展,基于加速器的硼中子俘获治疗装置越来越受到国内外关注。为了研究基于能量为14 MeV、流强为80μA的回旋质子加速器获得硼中子俘获治疗（Boron Neutron Capture Therapy,BNCT）中子源的可能性,利用Geant4软件对中子产生靶以及束流整形组件进行了优化设计,旨在获得理想的超热中子束实验终端。由于加速器的流强较低,增设了天然铀作为中子倍增器以提高中子注量。经过对铍靶、天然铀增殖层、AlF₃和TiF₃复合慢化体、热中子吸收层和γ屏蔽层等进行优化设计,在束流出口处能够获得超热中子占比高达95.6%,注量率可达6.26×10⁷n·cm^-2·s^-1的中子源终端。该方案可初步用于加速器BNCT中子源实验终端的技术验证。     

241Am-Be中子源快中子成像研究

中子成像是一种与X射线成像互补的无伤探测技术。快中子比热中子等低能中子具有更强的穿透力而适合更厚材料的检测。但是快中子难于探测使得快中子成像研究直到最近几年才受到人们的重视。同位素和加速器中子源适合发展可移动中子成像无伤检测系统，而且同位素中子源还有发展便携式无伤探测系统的潜能。本文介绍作者利用同位素中子源241Am-Be开展快中子成像研究的初步结果。     

新型耐高温中子屏蔽复合材料的设计制备及性能研究

采用表面改性处理技术,制备了由环氧树脂、B₄C（或BN）和聚丙烯酸铅组成的新型耐高温中子屏蔽复合材料,重点研究了材料制备工艺及主要性能指标,利用蒙特卡罗程序MCNP对材料中子屏蔽性能进行了模拟计算,并与文献报道的屏蔽材料铅硼聚乙烯进行了比较。结果显示,由环氧树脂、B₄C和聚丙烯酸铅组成的复合材料各项力学性能良好,具有良好的耐高温性能,210 ℃烘烤7 h外观无明显变化。MCNP模拟计算表明,对于从热中子至10 MeV的中子,4 cm厚新材料的中子剂量穿透率和中子注量穿透率均优于文献报道的同等厚度的铅硼聚乙烯材料。Am-Be中子源屏蔽试验的实测数据和模拟计算数据表明,两者随屏蔽材料厚度的变化趋势几乎完全一致,两者的差异随屏蔽材料厚度的增加逐渐减小,在10.5 cm处仅1.34%。     

D-T脉冲中子发生器随钻中子孔隙度测井的蒙特卡罗模拟

利用蒙特卡罗方法模拟研究了D-T脉冲中子发生器和241Am-Be中子源产生的中子与地层的作用过程,以探讨D-T脉冲中子发生器在随钻中子孔隙度测井中的应用价值。模拟结果显示,使用这两种中子源,热中子计数均随源距增加而呈指数下降;孔隙度较小时,两者的计数差异较小,当地层孔隙度达到40%时,D-T脉冲中子发生器产生的热中子和超热中子计数均比²⁴¹Am-Be中子源高很多,其分布范围也更宽,近探测器的源距选择20～30 cm,远探测器的源距选择约60～70 cm;D-T脉冲中子发生器用于中子孔隙度测井时对地层孔隙度的灵敏度降低,而相同源距条件下探测深度几乎不变。以上结果提示,利用D-T脉冲中子发生器可以进行补偿中子孔隙度测井,在增加源距的同时既可以保证计数统计性,又可以提高灵敏度和探测深度,在随钻测井仪器设计中可以取代²⁴¹Am-Be中子源。     

TEPC中子和γ分辨技术研究

混合辐射场中子剂量、剂量当量的测量需进行中子、γ分辨。依据各种辐射沉积线能的不同,组织等效正比计数器（TEPC）具有一定的中子、γ分辨能力。本文采用自制的圆柱形TEPC在5SDH-2加速器单能中子辐射场进行了微剂量谱测量,对其中子、γ分辨技术进行了探讨分析。采用¹³⁷Cs纯γ辐射微剂量谱匹配法,在²⁵²Cf、²⁴¹Am-Be中子辐射场进行了中子、γ分辨研究。分辨后的中子剂量当量与约定真值一致性较好,表明TEPC用于中子、γ混合辐射场的吸收剂量、剂量当量测量是可行的。     

单球中子谱仪的能量响应模拟及解谱方法研究

本文阐述了单球中子谱仪的原理,介绍了基于单慢化球和19对⁶Li-⁷Li闪烁体探测器构成的单球中子谱仪的结构及解谱方法,使用蒙特卡罗中子输运程序模拟了单球中子谱仪的中子响应函数。计算结果表明,该谱仪具有较好的空间对称性,能根据谱仪中各探测器的计数对源的大致方位进行判断;模拟了单球谱仪在²⁴¹Am-Be源照射下各探测器的计数,使用Unfolding with Maxed and Gravel (UMG)解谱程序在不同解谱算法以及初始谱的情况下对模拟数据进行解谱计算,在使用最大熵散发以及与源项相同的预置谱的情况下,解谱结果最为准确,验证了响应函数的准确性。     

Monte Carlo Simulation of Determining Porosity by Using Dual Gamma Detectors

Current formation elementsspectroscopy logging technology utilize ²⁴¹Am-Be neutron source andsingle BGO detector to determine elements contents. It plays an important rolein mineral analysis and lithology identification of unconventional oil and gasexploration, but information measured is relatively limited. Measured systembased on ²⁴¹Am-Be neutron and dual detectors can be developed torealize the measurement of elements content as well as determine neutron gammaporosity by using ratio of gamma count between near and far detectors.Calculation model is built by Monte Carlo method to study neutron gamma porositylogging response with different spacing and shields. And it is concluded thatmeasuring neutron gamma have high counts and good statistical propertycontrasted with measuring thermal neutron, but the sensitivity of porositydecrease. Sensitivity of porosity will increase as the spacing of dual detectorincreases. Spacing of far and near detectors should be around 62 cm and 35 cmrespectively. Gamma counts decrease and neutron gamma porosity sensitivityincrease when shield is fixed between neutron and detector. The length of mainshield should be greater than 10 cm and associated shielding is about 5 cm. ByMonte Carlo Simulation study, the result provides technical support fordetermining porosity in formation elements spectroscopy logging using ²⁴¹Am-Beneutron and gamma detectors.     

锰浴法绝对测量中子源发射率

锰浴法是目前绝对测量中子源发射率（中子源强度）最广泛、精度最高的方法之一。将已知活度的⁵⁶Mn溶液倒入锰池中,通过两路NaI(Tl)探测器测量锰液中⁵⁶Mn的γ计数,确定系统效率,然后通过锰液饱和活化计数得到中子源强度。利用锰浴法中子源强度标准装置绝对测量了标准²⁴¹Am-Be(α, n)中子源的强度。该中子源是国际电离辐射咨询委员会组织的国际比对CCRI(Ⅲ)-K9.AmBe的传递标准源。测量结果与比对平均值在不确定度范围内一致,验证了本标准装置的可靠性。     

应用MOCA程序设计煤料PGNAA实验装置

为促进国内煤料瞬发γ中子活化分析（prompt gamma neutron activation analysis, PGNAA）技术开发，本研究使用基于蒙特卡罗模拟方法的MOCA程序对煤料PGNAA技术常用中子源²⁵²Cf进行模拟建模，并对²⁵²Cf中子源在煤料和常用慢化体聚乙烯中的中子场分布进行模拟计算，得到了源距与中子通量的关系曲线。通过模拟计算的结果，结合煤料PGNAA的测量过程和实验室情况，设计了既可表征大批煤料PGNAA过程又可实现辐射防护的实验装置。使用该装置开展实验室实验，取得了具有明显特征峰的实验谱图和良好线性的灰分标定系数，表明设计的实验装置具有适宜性，可利用该装置对煤料PGNAA进行进一步实验室研究。     

基于信赖域算法的中子解谱方法研究

提出了一种新的基于信赖域算法的中子能谱求解方法。使用O5S软件仿真了能量范围为0.25～16 MeV、能量间隔为0.25 MeV的BC501A液体闪烁体探测器响应函数。利用该响应函数仿真验证了入射中子能谱分别为单峰和多峰情况下算法的解谱效果，并通过D-T单能中子源、^{241Am-Be和252Cf连续中子源对解谱方法进行了实验验证。结果表明，使用信赖域算法求得的能谱与参考谱线具有较好的一致性，初步验证了解谱方法的有效性。}     

耐温屏蔽复合材料的研制及性能研究

为满足核电站、乏燃料存储设施等对防护材料的耐温性、热稳定性、耐辐照性能等要求,研制四官能环氧树脂基(AGA型)耐温屏蔽复合材料。首先对基体材料的热稳定性进行分析,由热重分析(thermogravimetric analysis, TG)曲线得到其起始分解温度为353.5 ℃,200 ℃恒温储存170 h后,基体材料失重1.22%。动态热机械性能分析(dynamic thermomechanical analysis,DMA)表明,随着钨(W)含量的增加,AGA型耐温屏蔽复合材料的玻璃化温度向高温区移动并且峰型变宽。用⁶⁰Co放射源辐照50 kGy剂量,当AGA型耐温屏蔽复合材料的W含量10.5 wt%,B₄C含量3 wt%时,其辐照前后冲击强度均为最优。用²⁵²Cf中子源测试2 cm厚AGA型耐温屏蔽复合材料的屏蔽性能,当加入3 wt%的B₄C时,AGA-4耐温屏蔽复合材料的快中子透射率为50.00%。实验结果表明,AGA型耐温屏蔽复合材料具有一定的耐温性和耐辐照性能,并且密度较小。     

AB-BNCT中子靶物理设计分析

质子加速器适用于为硼中子俘获治疗提供中子源，其中子源强及能谱较反应堆中子源更具可调性。中子靶物理计算分析是加速器中子源设计的基础，为其提供粒子能量、流强等参数需求分析，并为靶体结构尺寸设计、中子慢化和屏蔽分析等提供前端参数。本文利用MCNPX蒙特卡罗程序，通过对质子打靶的中子产额和能谱、靶体能量沉积、打靶后靶材放射性活度和中子出射空间角分布等进行研究，提出能量2.5 MeV质子轰击100～200 μm锂靶的设计，并用模拟计算数据论证其合理性。该设计中子源在1 mA流强质子轰击下，源强可达9.74×10¹¹ s^-1；拟设计15 mA、2.5 MeV质子束产生的中子源，在治疗过程中靶材放射性活度累积最大值约为1.44×10¹³ Bq。     

多球谱仪测量BNCT医院中子照射器中子束能谱

用于硼中子俘获治疗（BNCT）的医院中子照射器（IHNI-Ⅰ）已由北京凯佰特技术有限公司建设完成,为获得空气中自由中子束的能谱,建立了一套改进的主动式多球谱仪,并开展了相关实验方法研究。该谱仪包含14个探测单元,中心探测器为球形³He正比计数器。为改善谱仪在超热能区的分辨率,在常规多球谱仪的基础上增加了4个包裹不同厚度硼壳的探测单元。通过MCNP程序计算谱仪的响应函数,并利用标准²⁵²Cf和²⁴¹Am-Be中子源进行了校准和验证。测量在距离照射器孔道口110 cm处进行,再采用反迭代方法将能谱修正到孔道口处,结果显示,测量的中子能谱与理论模拟结果略有差异。因而利用ROSPEC谱仪和金箔对中子能谱和PMMA体模内中子通量密度的深度曲线进行了测量,结果验证了多球谱仪测量结果的可靠性。