应用双电离定方法测定15MeV中子场内化学样品中的吸收剂量

本文研究了BPT型指形TE-TE和Me-Ar电离室的特性。在由T(d,n)~4He反应产生的混合场中,对电离室的各项修正因子进行了实验测定与计算。TE-TE电离室500 V的饱和修正因子为1.007;Mg-Ar电离室200V的饱和修正因子为1.017。在15MeV中子场中应用双电离室方法测定了葡萄糖和FBX溶液体系(硫酸亚铁—苯甲酸—二甲酚橙)中的吸收剂量。确定了样品中中子吸收剂量与γ射线吸收剂量的比值。并给出了在混合场中中子吸收剂量测量不确定度为±6.3％。     

成对电离室相对中子灵敏度的确定及在(n,γ)混合场中吸收剂量的测定

本文对用铅减弱法测 k_u 的历史情况作了简短回顾,并介绍了处理铅减弱法实验数据的方法。在由 Sames 静电加速器上 T(d,n)~4He 反应产生的(n,γ)混合场中,用铅减弱法对自己设计制作的平行板流气电离室(TE-TE,Mg-Ar 和 Al-Ar)作了测量。由计算给出了组织等效电离室的 k_T值,且确定出:k_U(Mg-Ar)=0.193±0.010及 k_U(Al-Ar)=0.160 0.011。同时,对窄束、宽束(n,γ)混合场相应的中子、γ组分的吸收剂量作了测定。     

(n,γ)混合场中吸收剂量测量的进展—中子不灵敏剂量计的相对中子灵敏度k_U

本文对用双探测器法测定(n,γ)混合场吸收剂量中有关中子不灵敏剂量计的相对中子灵敏度k_U,从计算和测量两个方面,就 ICRU26号报告发表后近十年的研究工作进展做了简短评述。     

LiF-TLD对中子响应的LET效应研究

针对LiF-TLD在n-γ混合场的区分测量、抗核辐射加固实验和辅助核查时,存在TLD吸收剂量响应的LET效应问题,开展了TLD对中子响应的LET效应实验研究。研究工作从实际应用角度出发,优选了目前国内重视现性指标最好的LiF-TLD探测器,设计了从热中子至14MeV中子的辐照装置,进行了严格的实验测试和必要的理论计算,得出了LiF-TLD对较宽能区中子响应的LET效应因子。其结果可用于n-γ混合场的区分测量、抗核辐射加固实验和核查。     

反应堆中子场中小鼠和其他小样品照射的剂量测量

清华大学游泳池型实验反应堆1号孔道可进行大、小动物和其他样品的照射。在所建立的照射装置上,使用了不同厚度的铅过滤板,得到了四种不同中子-γ比释动能比值的混合辐射场。本文报告了小鼠与其他类似大小样品照射的剂量测量方法和结果。照射时,小鼠和其他样品沿圆周布放于直径为71cm 的有机玻璃圆盘上,圆盘可绕其中心轴旋转以使所有样品接受同样的剂量。用双电离室方法测量了小鼠体模的吸收剂量和照射位置上的比释动能。文中给出了圆周上样品受照位置处的比释动能率分布。在中子-γ比释动能比值为8.4的照射条件下,得出小鼠吸收剂量与比释动能的比值为0.90。将此结果与国外文献报道的数据进行了比较,还对测量误差进行了较详细的分析。     

组织等效正比计数器测量系统的建立

对组织等效正比计数器（TEPC）的方法原理和性能进行了初步研究,在此基础上,建立了1套TEPC测量系统,用于测量中子、γ混合辐射场的吸收剂量及剂量当量。中子辐射场通常伴随有γ辐射。根据对混合辐射场测量得到的微剂量谱,将γ辐射的剂量贡献部分从中子辐射中区分出来。依据具体实验环境,使用蒙特卡罗方法进行了模拟计算。计算结果与实验数据取得较好的一致性,从而验证所建立的TEPC测量中子辐射场吸收剂量的方法是可行的。     

快堆裂变中子场比释动能测定

本文介绍用国产 IRM81T-TE1型流气式组织等效电离室和低中子灵敏度的能量补偿 G-M 计数管测定快堆裂变中子和γ射线的组织比释动能率,并用美国远西公司(FWT)1C-17A 型组织等效电离室进行了对比测量,两种电离室测量结果符合很好。     

~(60)Co γ射线水吸收剂量量值传递方法初步研究

60Co γ射线水吸收剂量是放射治疗体系的基础物理量,在辐射治疗中发挥着重要作用。开展60 Coγ射线水吸收剂量值传递方法研究,可为我国γ射线水吸收剂量量值体系的建立提供重要技术支持。以PTW-30013电离室、PMMA水箱及三维移动平台为基础,建立量值传递标准装置;结合IAEATRS398报告的要求开展60 Coγ射线水吸收剂量量值传递方法的初步研究。经量值传递后,PTW-30013电离室60 Coγ射线水吸收剂量校准因子的扩展不确定度为0.90%(k=2),辐射计量中心(IAEA次级标准计量实验室)60 Co参考辐射γ射线水吸收剂量的扩展不确定度为1.4%(k=2)。结果表明,该量值传递方法可有效降低次级标准剂量实验室60 Coγ射线水吸收剂量的测量不确定度。     

硼中子俘获治疗人头开颅模型内宏观吸收剂量分布

应用MCNP 4B程序模拟计算了硼中子俘获治疗(BNCT)人体头颅等效模型开颅时的宏观吸收剂量分布.采用含有肿瘤体的双椭球结构的等效模型,模拟了深部肿瘤、浅部肿瘤和表层肿瘤3个算例,计算了正常组织及肿瘤体内的宏观吸收剂量分布.计算结果表明,照射后部分网格的吸收剂量低于治疗标准18 Gy,但在同一网格中,肿瘤越靠近表层,吸收剂量越大,治疗效果越好.     

GM计数管对裂变中子的相对灵敏度

测定中子、γ混合场中中子剂量D_n和γ剂量D_g的常用方法是双剂量计法,即用一个含氢剂量计(以下以T表示)和一个不含氢剂量计(以下以U表示)。前者一般采用组织等效电离室,而后者则使用GM管探头以及石墨或镁、铝电离室等。根据ICRU-26号报告,在混合辐射场中,两个剂量计的相对响应(即响应与对用于定度的γ射线灵敏度之比)R_T和R_U分别为     

~(241)Am-Be源在煤中所形成中子场的参数拟合

研究了7种煤中主要元素对241Am-Be中子源在煤中形成中子场的影响,给出了描述中子场中快中子和热中子数量变化曲线的经验公式和拟合参数。     

9Be(d,n)加速器中子源中子照相的研究

加速器中子源比反应堆中子源更具灵活性,北京大学正在发展基于RFQ加速器的小型中子照相装置.为了更好地设计和优化此装置,实现高品质的中子照相,我们在北京大学4.5 MV静电加速器上建立了中子照相实验平台,包括科学级制冷、高灵敏度、低噪声的CCD数字成像系统,模拟基于厚铍靶9Be(d,n)反应RFQ中子源的条件,并利用此系统开展中子成像技术的研究.实验在像平面热中子注量率为5×103 cm-2·s-1或快中子注量率为3.7×104 cm-2·s-1的情况下获得了一定质量的热中子及快中子照片.当利用RFQ直线加速器强中子源时将可获得更高质量的图片,从而可以满足大多数的应用需要.     

能谱变化对239Pu裂变室测量快中子注量的影响

热中子和共振区的中子在快中子临界装置中所占的份额很小,但是由于其相对大的截面,在慢化物存在的情况下,热中子和共振中子份额的微小变化,对^239Pu裂变室测量中子注量的结果影响很大。通过测量^239Pu裂变电离室在包镉和包硼、周围有无慢化物等情况下的反应率,Au、In活化片的镉比,S活化片在能谱变化下与^239。Pu的反应率比等,分析了快中子临界装置中热中子和共振区中子的分布,讨论了中子能谱变化对^239Pu裂变室测量快中子注量的影响及解决办法。     

Study of the neutron multiplication effect in an active neutron method

The neutron multiplication effect appears when an item contains large amounts of nuclear material. The neutron multiplication effect in this paper means the effect of subsequent fission reactions which are caused by fission neutrons produced by interrogation neutrons from a neutron generator. The previous active neutron method could not distinguish between first-fission and subsequent-fission neutrons and might overestimate the amount of nuclear material. However, the neutron multiplication effect in the active neutron method has not been adequately investigated. We discuss the evaluation method of the multiplication effect in the fast neutron direct interrogation method, one of the active neutron methods, using simulations with the Monte Carlo code MVP and experiments involving uranium waste drums. The first-generation neutrons from an external neutron source generate fission neutrons called second-generation neutrons, the second-generation neutrons generate third-generation neutrons, and so on. This study supposes that the neutron multiplication effect is mainly caused by the third-generation neutrons under the condition that the fourth-generation neutrons are much fewer. This paper proposes a correction method for the neutron multiplication effect in the measured data.     

羊八井太阳中子望远镜

作为一个覆盖全球的太阳中子望远镜观测网网点．与羊八井现有的28支NM-64组成的中子监测器联合，在第23太阳活动周对一个伴随X3．3级太阳耀斑可能的中子事件进行了观测。     

组合PIN脉冲中子探测器的能量响应

组合PIN脉冲中子探测器由一对PIN半导体和中子辐射体组成。理论计算了CH2和^235U分别作为中子辐射体的组合PIN脉冲中子探测器的灵敏度随中子能量的变化;用脉冲中子源实验测量了由CH2辐射体组成的探测器的14MeV中子灵敏度,实验结果与计算符合很好。     

Supermirror neutron guide system for neutron resonance spin echo spectrometers at a pulsed neutron source

A neutron guide system for neutron resonance spin echo spectrometers has been constructed at BL06 of the Japan Proton Accelerator Research Complex, Materials and Life Science Experimental Facility. The spectrometers consist of two types of neutron spin echo instruments, a modulated intensity by zero effort instrument (MIEZE) and a neutron resonance spin echo instrument (NRSE), to cover a wide energy range for various sample environments. A neutron beam from the moderator is deflected by supermirror neutron guides, split, and separately guided into the MIEZE and NRSE. The characteristic wavelengths of the neutron guide tube for the MIEZE and NRSE are 2.9 and 4.9 Å, respectively. The cross sections of the exit of the MIEZE and NRSE guides are 15 mm × 50 mm and 30 mm × 50 mm, respectively. The neutronics and shielding design were optimized by using the heavy ion transport code system (PHITS), and the absolute average neutron fluxes at the exits of the MIEZE and NRSE guides are estimated to be 2.7 × 10⁸ and 6.9 × 10⁸ n/cm²/s/MW, respectively. The measured fluxes of the MIEZE and NRSE neutron guides are 0.56 and 0.95 times the calculated values, respectively.     

Coal analysis using the pulsed neutron generator

A prototype of elemental analyzer for coal has been developed by using a PFTNA (pulse fast thermal neutron analysis) system. The PFTNA technology is based on the reactions such as (n, γ), (n, n'γ), (n, pγ), etc. by examining the characteristic gamma rays emitted. In our prototype a pulsed neutron generator provides 14 MeV pulse neutrons, which contribute to the separation of spectrum II (the sum of capture and activation spectrum) from spectrum I (the sum of inelastic, capture and activation spectrum), and thus to the measurement of C and O contents in coal. Data management is completed by computer program using the least-square regression method. The experiment in Changshan Power Plant for 3 months showed that the precision of calorific value, whole water, volatile content and ash content is 0.5 kJ/kg, 1.0 wt%, 2.0 wt% and 1.5 wt%, respectively.     

中子计数器探测效率的校准

设计制作了一个 BF3长硼中子计数器 ,采用伴随粒子法标定了其中子探测效率 ,约为 3.17×10 -4 ( 1± 18% )。利用这个中子探测器测量了中子管脉冲中子产额 ( 10 7/ pulse)     

虚拟仪器技术在D-T靶中子管中子产额测量中的应用

虚拟仪器是计算机辅助测试（CAT）领域内最具活力的一项技术。介绍了利用虚拟仪器编程语言Labwindows／CVI的强大功能实现中子测试过程中探头标定、信号采集、测量分析和结果处理的一次实践。