CARR堆冷中子瞬发伽玛活化分析系统及实验研究

利用中国先进研究堆(CARR)在国内首次开展了冷中子瞬发伽玛活化分析(CNPGAA)实验,采用定制加长的电制冷高纯锗(HPGe)探测器和先进的数字多道谱仪DSPEC~? -502进行测量,获得了NH_4Cl样品中元素冷中子瞬发伽玛谱和本底谱等数据,同时利用伽玛放射源~(152)Eu、~(137)Cs、~(60)Co以及NH_4Cl产生的瞬发伽玛射线对探测器在宽能区0.1~8MeV进行能量刻度。为降低环境辐射本底,HPGe探测器外围采用环形锗酸铋(BGO)康普顿谱仪,10cm铅以及含~6Li和~(10)B材料对中子束流准直屏蔽。此外,利用金片活化法测量了CARR堆运行功率为15 MW时有无冷源情况下冷中子导管B(CNGB)末端1m处的中子注量率,结果显示有冷源时中子注量率可提高一个量级。     

CARR堆冷中子瞬发伽玛活化分析系统及实验研究

利用中国先进研究堆（CARR）在国内首次开展了冷中子瞬发伽玛活化分析（CNPGAA）实验,采用定制加长的电制冷高纯锗（HPGe）探测器和先进的数字多道谱仪DSPEC®-502进行测量,获得了NH₄Cl样品中元素冷中子瞬发伽玛谱和本底谱等数据,同时利用伽玛放射源¹⁵²Eu、¹³⁷Cs、⁶⁰Co以及NH₄Cl产生的瞬发伽玛射线对探测器在宽能区0.1~8 MeV进行能量刻度。为降低环境辐射本底,HPGe探测器外围采用环形锗酸铋（BGO）康普顿谱仪,10 cm铅以及含⁶Li和¹⁰B材料对中子束流准直屏蔽。此外,利用金片活化法测量了CARR堆运行功率为15 MW时有无冷源情况下冷中子导管B(CNGB)末端1 m处的中子注量率,结果显示有冷源时中子注量率可提高一个量级。     

CARR冷中子瞬发γ活化分析系统主要性能测试

使用N型HPGe探测器第一次在中国先进研究堆上通过冷中子束流进行瞬发γ活化分析系统(PGNAA)测量技术研究。应用PGNAA测量系统对NH_4CL、Eu、Au、In、Gd、Al、Fe等单质和化合物进行测量,得到实验测量灵敏度值,同时利用标准放射源~(152)Eu、~(137)Cs、~(60)Co以及~(35)Cl (n,γ)和~( 157)Gd (n,γ)瞬发γ源对探测器在宽能区0.1～8 MeV进行能量刻度和相对效率刻度,并利用金片活化法测量了中国先进研究堆运行功率为15 MW时有无冷源情况下的中子注量率,结果显示有冷源时中子注量率约提高一个数量级,最后论述了瞬发k_0法,为定量实验做好准备。     

采用基于标准谱的热中子俘获瞬发活化伽玛分析方法分析NaCl水溶液

使用ＮａＩ（Ｔｌ）等能量分辨率较低但探测效率高的探测器在复杂环境进行在线热中子瞬发活化伽玛分析时宜采用基于标准谱分析方法。该方法包括标准谱完全集的获得，加权最小二乘解谱，灵敏度及归一化参数刻度等关键环节。我们采用ＮａＩ（Ｔｌ）探测器，使用＾２５２Ｃｆ中子源，对ＮａＣｌ水溶液进行了分析，获得了较好的精度。     

大体积NaI(Tl)探测器性能研究

利用蒙特卡洛方法,对不同体积NaI(Tl)探测器的探测效率进行了计算.对圣戈班(Saint-Gobain)5"×8"NaI(Tl)探测器的能量分辨及时间响应进行了测试.在14 MeV氘-氚中子源照射条件下,测量模拟样(化学式:HCNO)的特征瞬发伽马谱,与国产φ"×4"NaI(Tl)探测器进行了比较.结果表明,圣戈班的...     

溴化镧探测器在1–10MeV能区的能量刻度

溴化镧(铈)(LaBr3(Ce))闪烁探测器具有较高的能量分辨和较高的探测效率,在中子质询非破坏性检测爆炸物、违禁品及地雷等研究领域发挥了重要作用。本文提出了中子场中LaBr3(Ce)探测器宽能范围的刻度方法:分别测量中子诱发NH4Cl和三聚氰胺(C3H6N6)的瞬发能谱,对比后确定了各核素的特征峰,获得了1–10MeV能区的能量刻度曲线。采用二次多项式及三次多项式拟合,能较好地区分被测特征核素。     

瞬发γ射线中子活化分析及其应用

热中子与物质产生辐射俘获反应时,发出瞬发γ射线,用高分辨率锗半导体探测器测量瞬发γ能谱,进行能量和强度分析,从而达到识别元素及确定含量的目的,此即瞬发γ射线中子活化分析,简称PGNAA。由于~(252)Cf中子源和锗探测器的发展,PGNAA作为堆中子活化分析     

基于14 MeV μs脉冲中子发生器与NaI(Tl)和BGO闪烁探测器的爆炸物检测系统的研制

介绍了利用14MeV μs脉冲中子发生器、NaI(Tl)和BGO闪烁探测器建立的爆炸物检测实验系统。研究了中子感生瞬发γ能谱的时间特性，分别测量了快中子的非弹性散射γ能谱和热中子辐射俘获γ能谱。使用了NaI(T1)和BGO两种探测器测量γ能谱；NaI(Tl)探测器在测量“N的热中子辐射俘获γ10、835MeV时表现出了很好的性能，而BGO探测器则在测量^12C和^16O的快中子非弹性散射γ时得到了较好的结果。利用这两种探测器测量了22种样品，其中包括RDX、TNT、NQ3种炸药。根据NaI(Tl)和BGO测量到的中子感生瞬发γ能谱，在分析了^1H、^12C、^14N、^16O的元素含量之后，有效地实现了对炸药与普通物品的分辨。     

基于14 MeV μs脉冲中子发生器与NaI(Tl)和BGO闪烁探测器的爆炸物检测系统的研制

介绍了利用14 MeV μs脉冲中子发生器、NaI(Tl)和BGO闪烁探测器建立的爆炸物检测实验系统.研究了中子感生瞬发γ能谱的时间特性,分别测量了快中子的非弹性散射γ能谱和热中子辐射俘获γ能谱.使用了NaI(Tl)和BGO两种探测器测量γ能谱;NaI(Tl)探测器在测量14N的热中子辐射俘获γ 10.835 MeV时表现出了很好的性能,而BGO探测器则在测量12C和16O的快中子非弹性散射γ时得到了较好的结果.利用这两种探测器测量了22种样品,其中包括RDX、TNT、NQ 3种炸药.根据NaI(Tl)和BGO测量到的中子感生瞬发γ能谱,在分析了1H、12C、14N、16O的元素含量之后,有效地实现了对炸药与普通物品的分辨.     

闪烁纤维中子探测器灵敏度研究

用蒙特卡罗方法研究了1种闪烁纤维中子探测器对不同能量中子和伽玛射线的相对灵敏度，并在实验室对几个能点的灵敏度进行了标定。实验结果表明：理论计算与实验标定的探测器能量响应曲线趋势基本一致，探测器对2．5MeV中子和1．25MeV伽玛射线的灵敏度比值为5．3。利用实验数据对计算值进行校正，可给出探测器能量响应全曲线。     

基于LaBr_3:Ce探测器的~(241)Am-Be中子源测井研究

针对国内中子测井所使用探测器探测效率不能满足实际应用的情况,采用~(241)Am-Be中子源和LaBr_3:Ce探测器在中石油公司一个放射性同位素中子测试井中对H、C、Fe等几种地壳元素进行了测量,并与现今测井常用的锗酸铋(Bismuth Germanium Oxide,BGO)探测器进行对比测量。测得的能谱结果对比发现,进行地壳元素测量时LaBr_3:Ce探测器比BGO探测器具有更高的能量分辨率,并且在相同外部测试条件下BGO探测器探测到Fe峰非常微弱。因此将LaBr_3:Ce探测器进一步应用到测井中的市场前景广阔。     

地层元素测井中探测器响应数值模拟研究

地层元素测井中常利用LaBr₃、BGO等晶体探测器测量γ能谱确定元素和矿物含量,晶体探测器计数效率与能量分辨率等参数是决定能谱质量和元素含量计算精度的关键因素。本文通过对比研究LaBr₃和BGO两种晶体探测器的能谱响应特性,利用蒙特卡罗方法建立了不同元素含量与种类的地层模型,模拟研究了两种晶体探测器的γ响应能谱,并利用最小二乘法计算了元素含量。结果表明：当地层矿物模型中元素种类较少时,两种晶体探测器测得的元素含量差异较小;当元素种类较多时,由于能谱中不同元素γ射线重叠及互相干扰,LaBr₃晶体探测器测得的元素含量计算精度优于BGO晶体探测器,体现了在复杂地层岩性元素含量测量中,高能量分辨率晶体探测器的探测优势。     

NaI:TI与LaBr_3:Ce~(3+)闪烁体探测器能量分辨的GEANT4模拟

闪烁体探测器γ能谱测量中,闪烁光子的产生、传输及光电器件收集、倍增均对能谱的分辨有巨大影响。为了精确模拟闪烁体探测器的能量分辨,采用蒙特卡洛模拟软件GEANT4建立了一套模型,分别对Na I(TI),LaBr_3:0.5%Ce~(3+)闪烁体探测器测量能量为662 ke V的γ射线能谱进行模拟,获得的结果与实验测试结果能够很好的符合,验证了建立模型合理性与可靠性,为闪烁体的设计提供了一套更精确的开发工具。     

用于反应堆内相对中子通量密度在线测量的闪烁体光纤探测系统研制

为实现反应堆不同空间和能量的相对中子通量密度在线监测,本文研究开发了一套新型的用于狭小空间且位置灵敏的闪烁体中子探测系统。该套系统由5种探头、5路光子计数器、1台计算机及相应的软件组成。5种探头的主要构成物质分别为~6 LiF+ZnS(Ag)、~(232) ThO_2+ZnS(Ag)、~(238) UO_2+ZnS(Ag)、~9Be+ZnS(Ag)以及BGO晶体,故可测量不同能量的相对中子通量密度。其中,掺有~6 LiF的探头用于热中子的测量,BGO探头用于γ测量,其余3种探头用于快中子的测量。利用该系统进行了启明星1#装置内热中子及快中子的相对通量密度分布测量,并将测量结果与利用蒙特卡罗方法得到的理论分布结果进行了比较。考虑到理论设置参数与实际实验参数的差别,可认为测量结果是可信的。     

HPXe γ探测器的研究与应用

介绍了HPXe探测器的特性、研究现状和应用前景。HPXe探测器可以在20～200°C的环境温度下稳定工作,也可以在强辐射环境下工作。在常温探测器中,HPXe探测器的能量分辨本领要优于NaI(Tl)、LaBr、BGO、CZT等探测器。HPXe探测器的研究工作已经比较深入,探测器设计中的一些关键问题,例如组分气体的比例、气体的压力、工作电压以及探测器的结构等已经得到解决。HPXe探测器在宇宙γ射线测量、核安全监测以及环境监测等方面有着很广阔的应用前景。     

Development of a real-time detection strategy for process monitoring during nuclear fuel reprocessing using the UREX+3a method

Reprocessing nuclear fuel is becoming more viable in the United States due to the anticipated increase in construction of nuclear power plants, the growing stockpile of existing used nuclear fuel, and a public desire to reduce the amount of this fuel. A new reprocessing facility will likely have state of the art controls and monitoring methods to safeguard special nuclear materials, as well as to provide real-time monitoring for process control. The focus of this research was to create a proof of concept to enable the development of a detection strategy that uses well established gamma and neutron measurement methods to characterize samples from the Uranium Extraction Plus 3a (UREX+3a) reprocessing method using a variety of detector types and measurement times.A facility that implemented real-time gamma detection equipment could improve product quality control and provide additional benefits, such as waste volume reduction. In addition to the spectral analyses, it was determined by Monte Carlo N Particle (MCNP) simulations that there is no noticeable self-shielding for internal pipe diameters less than 5.08 cm, indicating that no self-shielding correction factors are needed. Further, it was determined that High Purity Germanium (HPGe) N-type detectors have the high gamma ray energy resolution and neutron damage resistance that would be required in a reprocessing facility. Finally, the gamma ray spectra for the measured samples were simulated using MCNP and then the model was extended to predict the responses from an actual reprocessing scenario from UREX+3a applied to fuel that had a decay time of 3 years. The 3-year decayed fuel was more representative of commercially reprocessed fuel than the acquired UREX+3a samples. It was determined that the 3-year decayed fuel is easier to apply real-time process monitoring due to an increased number of short lived detectable isotopes. This research found that real-time gamma ray detection for process monitoring would be beneficial to a reprocessing facility and that commercially available detectors may be adequate for the neutron environment.     

低本底反康普顿高纯锗γ谱仪

本文介绍的谱仪采用铅-石蜡-铅为主的复合物质屏蔽。HPGe探测器对~(60)Co的1332keV γ射线的相对效率为25％,能量分辨率好于1.75keV。在阱型反符合屏蔽下,系统对放在HPGe端面的~(137)Cs点状薄膜源的峰康比可达800:1;测量时间1000min,置信度95％时,对~(137)Cs点源探测灵敏度好于5.6mBq;谱议在100—2000keV能区内的积分本底好于8.7±0.1次/min,与无反符合屏蔽时相比,压缩倍数为6.6。     

Simulation study of BGO array for characteristic gamma rays from neutron-stimulated elements

Characteristic gamma rays of 100 keV to about 6 MeV from different elements stimulated by neutrons have been applied to diagnosis biological imaging.In this paper,BGO detectors are used for the spectrum simulation. Signals from a single crystal and after correction are both obtained,and the energy spectrum summing adjacent signals seems possible to achieve excellent energy resolution for such high-energy photons.Some ideal suppositions are in- troduced and some other information,such as spatial resolution and difficult electronics,should be considered after this correction.     

A benchmarked MCNP model of the in vivo detection of gadolinium by prompt gamma neutron activation analysis

Gadolinium (Gd)-based contrast agents are a valuable diagnostic aid for magnetic resonance imaging (MRI). The amount of free Gd deposited in tissues following contrast enhanced MRI is of toxicological concern. The McMaster University in vivo prompt gamma neutron activation analysis facility has been adapted for the detection of Gd in the kidney, liver, and the leg muscle. A simple model of the HPGe detector used for detection of the prompt γ-rays following Gd neutron capture has been created using Monte Carlo simulation. A separate simulation describing the neutron collimation and shielding apparatus has been modified to determine the neutron capture rate in the Gd phantoms. The MCNP simulation results have been confirmed by experimental measurement. The deviations between MCNP and the experiment were between 1% and 18%, with an average deviation of 3.8 ± 6.7%. The validated MCNP model is to be used to improve the Gd in vivo measurement sensitivity by determining the best neutron moderator/reflector arrangement.