亚太地区中子周围剂量当量（率）仪的校准比对

适当的校准方法是保证中子周围剂量当量（率）仪测量结果准确可靠的重要因素。本文介绍了亚太地区首次中子周围剂量当量（率）仪校准比对APMP.RI(Ⅲ)-S1,以及韩国、澳大利亚、印度、中国台湾、中国大陆、日本和俄罗斯等国家和地区的计量院的放射性核素中子参考辐射场及比对结果。本文利用实验室建立的²⁴¹Am-Be和²⁵²Cf中子源参考辐射场对两台比对传递仪器进行了校准,并将校准结果进行了比较。结果表明,本实验室采用影锥法和距离反平方法的校准因子与比对参考值在不确定度范围内一致。     

压水堆工作场所模拟中子参考辐射场的建立

利用串列加速器T(d,n)⁴He反应产生的14.8 MeV中子,以及适当的中子慢化散射装置建立了目前国内唯一的压水堆典型工作场所模拟中子参考辐射场。对不同中子慢化散射材料组合下的中子能谱及中子周围剂量当量进行了测量,并校准了2台典型结构的中子周围剂量当量率仪。将模拟中子参考辐射场下的校准因子和放射性核素中子源参考辐射场下的校准因子进行比较,发现放射性核素中子源参考辐射场下的校准因子明显偏高,且仪表类型不同,偏高的程度也有所区别,这主要是由于不同类型仪表的能量响应不同。相比之下,模拟中子参考辐射场更适合用于反应堆工作场所的中子剂量仪表的校准。     

中子剂量当量仪在复杂中子场中的应用研究

针对目前反应堆安全壳内中子剂量测量存在较大误差的特点,通过分析中子剂量当量仪的工作原理、校准方法和现场测量过程中存在的不足,阐述其对测量的影响,并提出修正和弥补措施,以供相关人员参考.     

用于中子剂量当量仪校准的同位素中子参考辐射的建立

建立了三种辐射中子源项的同位素中子参考辐射场,对有关技术内容和方法以及达到的技术指标进行了总结;介绍了参考辐射场的标准化中子参数及其测量方法。结果表明,已建立的同位素中子参考辐射满足有关技术规范要求,可用于中子剂量当量仪的校准和检定。     

双探测器中子剂量当量仪的探头设计

针对单探测器中子剂量当量仪的能量响应性能普遍不好的问题,设计了一种新型中子剂量当量仪,该中子剂量当量仪的探头包含有两个不同厚度慢化体球壳和两个球形3He正比计数管。用MCNP程序对分别嵌入到两个慢化体球壳中心的两个3He正比计数管的能量响应进行了计算。在周围剂量当量的结果计算时,用两个探测器的计数率之比确定1个修正因子以对探测器的计数率转换成中子周围剂量当量率进行修正。经过理论分析和实验验证,该中子剂量当量仪的能量响应性能有一定改善,可使热中子～14MeV范围内的能量响应缩小到0.7～1.3范围内。     

参考中子辐射与辐射防护中子测量装置校准

国际标准化组织核能标准化委员会辐射防护分委员会(ISO／TC 85／SC2)最近编制了几个有关辐射防护中子测量装置校准的标准，其中ISO8529规定了参考中子辐射的特性和产生方法、辐射场校准以及场所和个人中子剂量仪(计)校准和响应的确定；此外，ISO12789—2002规定了利用模拟中子辐射场对辐射防护中子测量装置的校准。本文介绍ISO8529系列标准的主要内容及一些相关问题。     

一种新型中子剂量当量仪的能量响应性能分析

介绍了对一种新型中子剂量当量仪的能量响应性能的分析.用MCNP程序分别计算了它的各探测单元的中子注量能量响应,并按照中子剂量当量指示值的算法计算了它的中子周围剂量当量能量响应性能,从计算结果看,在热中子～15 MeV的能量范围内它的能量响应变化范围大约在0.55～1.95之间.计算了它在Am - Be源和Cf - 25...     

双球型便携式中子剂量仪探头的设计

介绍了双球型便携式中子剂量仪探头设计的计算过程,利用MCNP3B程序对双球的中子能量响应进行模拟,基于双球的中子能量响应差异,可确定一个修正因子,对H*(10)的估算值进行修正,使得中子剂量能量响应得到改善。考虑到双球的相互影响问题,对双球的间距和角响应进行了计算,并对影响的原因进行了分析。     

一种中子剂量当量仪的探头设计

针对单探测器中子剂量当量仪的能量响应性能普遍不好的情况,设计了一种由三个慢化球壳和三个3He正比计数管构成的多探测器中子剂量当量仪的探头,对它的能量响应进行了计算,并与ICRP的推荐值进行了比较和分析,提出了对它的能量响应性能进行进一步改善的方法。     

高灵敏度环境中子剂量当量仪的能量响应计算

利用MCNP4C程序计算1种高灵敏度环境中子剂量当量仪的响应曲线.计算结果在感兴趣能量区间与ICRP建议书中的H*(10)曲线符合较好.对MCNP程序计算结果的合理性进行了计算验证.计算结果表明,用MCNP程序优化设计探测器可提高设计效率,并可同时为实验验证提供参考数据.     

机械速度选择器标定技术及标定实验

机械速度选择器作为关键部件广泛应用于中子散射谱仪上,研发标定技术、研制标定设备及开展标定实验是机械速度选择器应用的前提。本文基于中国先进研究堆小角中子散射谱仪,设计了标定中子飞行时间设备的结构,确定了设备的参数。研究了漏计数对波长分辨率测量的影响,发现波长分辨率测量误差取决于死时间及高斯峰位计数率之积,若死时间不变,波长分辨率测量误差随高斯峰位计数率的增加而变大。开展了飞行时间法机械速度选择器标定实验,发现单色中子波长的理论计算结果与实验数据的高斯拟合结果非常接近;波长分辨率实验值随波长的增加而增加,与波长分辨率计算值有一定差距,这些变化和差距源自束流发散。使用漏计数对波长分辨率测量影响的规律分析了实验结果,计算出了样品位置中子通量密度上限;使用VITESS软件模拟得出了不同波长样品位置中子通量密度并验证了二维可调狭缝调节中子通量密度的效果。     

Establishment of Simulated Neutron Reference Radiation Field for Workplaces of Pressurized Water Reactor

A simulated neutron reference field for typical workplaces of the pressurized water reactor was established with 14.8 MeV neutrons from T(d,n)⁴He reaction and a neutron moderating and scattering assembly. The neutron energy spectrum and ambient dose equivalent were measured with the assembly in different material combinations. Two typical neutron ambient dose rate meters were calibrated in this field. Calibration factors were compared with the results from the radionuclide neutron reference field. The results show that the calibration factors from the radionuclide neutron reference field are larger than the simulated neutron reference field, and different for two types of meters due to their energy responses. By contrast, the simulated neutron reference field is more appropriate to calibrate neutron dose meters which are used in reactor workplaces.     

单球多位置灵敏计数器的中子能量响应合理性初步探索

设计了一种单球3个位置灵敏计数器不同分区方法,借用蒙特卡罗模拟对5个计数区的中子能量响应进行了计算,并分析5个计数区的能量响应合理性.基于能量响应假设实验,利用少道解谱UMG软件包对诸如注量和周围剂量当量的剂量学量进行计算,并对计算的结果进行了讨论.设计了一种单球3个位置灵敏计数器不同分区方法,借用蒙特卡罗模拟对5个计数区的中子能量响应进行了计算,并分析5个计数区的能量响应合理性.基于能量响应假设实验,利用少道解谱UMG软件包对诸如注量和周围剂量当量的剂量学量进行计算,并对计算的结果进行了讨论.     

Energy Response of Neutron Area Monitor with Silicon Semiconductor Detector

Abstract

A prototype neutron area monitor with a silicon semiconductor detector has been developed which has the energy response of 1 cm dose equivalent recommended by the 1CRP-26. Boron and proton radiators are coated on the surface of the silicon semiconductor detector. The detector is set at the center of a cylindrical polyethylene moderator. This moderator is covered by a porous cadmium board which serves as the thermal neutron absorber. Neutrons are detected as α-particles generated by the nuclear reaction ¹⁰B(n, α)⁷Li and as recoil protons generated by the interaction of fast neutrons with hydrogen.

The neutron energy response of the monitor was measured using thermal neutrons and monoenergetic fast neutrons generated by an accelerator. The response was consistent with the 1cm dose equivalent response required for the monitor within ±34% in the range of 0.025–15 MeV.     

241Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置及辐照器设计

²⁴¹Am-Be中子源被广泛用于实验研究,为保护实验人员免受中子及γ射线照射,需要设计适当的屏蔽。利用蒙特卡罗方法计算中子透射不同材料后的能谱分布与剂量,优选各层屏蔽材料种类与厚度,设计一套²⁴¹Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置。装置由内而外采用钨+聚乙烯+含硼聚乙烯+不锈钢进行防护,外表面周围剂量当量率H^*(10)低于10μSv/h,满足辐射防护要求。同时对装置内部热中子、超热中子和快中子注量分布进行研究,确定装置快中子和热中子输出通道最佳位置。在辐照装置同时开放快中子和热中子通道进行实验测试时,需要设置距离大于130 cm的控制区,以保障操作人员安全。     

液闪探测器中子光响应函数刻度研究

BC501A液体闪烁体在临近空间高能中子测量中具有重要的应用价值,其光响应和能量分辨率对测量结果影响较大。对中子与BC501A液体闪烁体作用产生的反冲质子的光响应函数以及液闪的能量分辨函数进行了研究。利用5SDH-2串列加速器通过核反应获得单能脉冲中子源,实验获得单能中子的脉冲幅度谱,应用GEANT4等MC软件对实验进行模拟计算得到光响应谱,并与脉冲幅度谱进行拟合得到各能点中子的光输出以及其对应的能量分辨率,应用最小二乘法对中子光响应函数以及能量分辨函数进行了计算,并将计算结果与推荐光响应函数进行了对比分析。结果显示:模拟计算反冲质子能谱与单能中子脉冲幅度谱在末端边沿处拟合效果较好,中子光响应函数与其他文献中的研究结果基本一致。     

中子气泡探测器用于核测井中子个人剂量监测的研究

为研究国产中子气泡探测器在核测井中子个人剂量监测中的适用性,采用国内研制的中子气泡探测器对核测井运源车外表面、车内兼用储源仓周围等关注点的中子辐射水平进行监测,同时采用进口LB6411型中子周围剂量当量仪进行比对监测。实验结果表明,当运源车兼用储源仓内仅装载中子源时,中子气泡探测器与LB6411的测量结果无显著统计学差异,两者测量结果符合较好,中子气泡探测器的测量结果准确可信;当兼用储源仓分别装载中子源、中子-γ源时,两组中子气泡探测器的测量结果也无显著统计学差异,中子气泡探测器适用于中子-γ混合辐射场中子辐射剂量的测量。中子气泡探测器在运源车现场与在²⁴¹Am-Be源标准中子场中的剂量响应灵敏度因子间的相对偏差为7.4%,验证了其较好的能量响应特性,并显示了在核测井现场条件下用于中子个人剂量监测的适用性。