BF3长计数器效率刻度及其应用

利用²³⁸U裂变反应，通过测量裂变碎块的数量，能够较为准确地测量快中子注量。但这种方法在中子能量为1.6MeV以下（裂变道未开或处于裂变截面第1个台阶上升处）和6.0～7.0MeV能区（第2个台阶上升处）由于不确定度过大而不适用。本工作采用4种不同的核反应作中子源，对北京大学4.5MV静电加速器中子实验大厅的BF₃长计数器的相对效率进行了刻度。将²³⁸U(n,f)反应与相对效率已知的BF₃长计数器相结合，解决了在上述能区准确测量中子注量的问题。      

单能快中子参考辐射场的建立

中子参考辐射场是中子计量不可缺少的条件。它主要用于确定各种中子测量仪表的能量响应特性。 本工作按ISO8529-1的要求,利用SSDH-2型串列加速器,加速不同能量的质子和氘打到靶上,通过~7Li(P,n)~7Be,D(d,n)~3He和T(d,n)~4He核反应产生从100keV～19MeV的单能快中子。利用己研制的中子注量测量标准装置,准确测量某一点的中子注量,同时仔细研究不同核反应、不同位置散射中子的贡献,即可准确进行各种中子测量仪表响应的校准和能量响应的研究。     

T(d,n)4He强流中子发生器的中子能谱和角分布模拟计算

采用将厚靶分割成薄靶的方法对厚氚钛靶、260keV氘束流能量条件下T(d,n)⁴He反应中子源的能谱和角分布进行计算。以分割法计算得到的能谱和角分布数据为基础,建立了D-T中子源Monte-Carlo模拟抽样模型,在考虑中子发生器各元件材料及实验大厅墙壁对快中子的慢化、散射和吸收的条件下,采用MCNP程序对兰州大学3×10¹²s^-1强流中子发生器260keV氘束流能量下的中子能谱和角分布进行了模拟,给出了模拟结果。为检验模拟结果的可靠性,与实验测量能谱进行了比较,Monte-Carlo模拟谱和实验测量谱基本符合。     

用金活化法测定加速器中子源中子注量及MCNP4C修正

在四川大学720所2.5MeV静电质子加速器上,由核反应7Li(p,n)7Be,T(p,n)3He产生中子,对中国工程物理研究院研制的新型中子探测器进行效率刻度实验中,需要知道探测器位置处的中子绝对注量,为此我们测量了0.165、0.352、0.576、1.400MeV四个能点的中子注量。测量方法采用的是金活化法,在实验测量中,由靶头材料、冷却水层和样品的包层材料等引起的多次散射效应及中子在样品中的自屏蔽效应等均对实验结果产生影响。这些因素在实验中不可避免,也难以通过实验方法扣除,因此用Monte Carlo程序MCNP4C对上述效应进行了修正计算。     

238U裂变电离室测量25.5MeV中子注量率

在飞行时间谱仪测量中子能谱的基础上,利用²³⁸U裂变电离室测量了中国原子能科学研究院HI-13串列加速器产生的25.5MeV中子注量率。为验证该裂变电离室测量快中子注量率的可靠性,在中国原子能科学研究院5SDH-2串列加速器上,利用该电离室和伴随α粒子装置同时测量14.8MeV中子注量率,结果在不确定度范围内一致。     

中子辐照导致线阵电荷耦合器件电荷转移效率退化实验研究

利用TRIGA型脉冲反应堆提供的快中子，对线阵电荷耦合器件进行中子辐照实验研究。研究结果表明：在10¹²～10¹³cm^-2中子注量范围内，该器件的电荷转移效率（CTE）随辐照中子注量的增加而线性下降；电荷转移效率的下降与电荷包在沟道中的转移时间及转移电荷包的电量有关。      

SiC探测器的中子和γ性能测试

第三代SiC半导体探测器具有体积小、响应时间快、中子/伽马(n/γ)甄别容易等优点,广泛应用于反应堆堆芯剂量监测。本文针对自研的第三代Si C半导体探测器,采用电子束蒸发真空镀膜的技术将中子转换层材料6LiF(6Li丰度为95%)喷镀到SiC基底上,厚度为25μm,实现了中子转换层厚度优化。利用241Am α放射源(活度9.37×10³ Bq)开展α粒子响应信号幅度的测量,并在¹³⁷Cs γ放射源(活度6.23×10⁷ Bq)环境下开展γ射线的响应测试。另外,在标准辐射场系统中进行了SiC探测器的中子注量率响应线性度测量、γ剂量率响应线性度测量以及中子注量率响应线性标定。结果表明：该探测器在1×10³～1×10⁶ cm^-2·s^-1中子注量率范围内线性响应拟合R²=0.996 9,具有良好的线性响应,n/γ剂量响应范围为0.005～20 Gy·h^-1,可用于核电现场反应堆中子和γ剂量的实时、精...     

keV能区中子注量率测量初级标准装置研制

由于大多数中子探测器在keV能区处于共振能区,截面数据无法精确已知,无法作为中子注量率测量初级标准装置。⁶Li在keV能区的截面精确已知,本文以此设计了一种包含⁶LiF转换体的硅半导体探测器系统（LiF-SSD探测器）,建立了keV能区中子参考辐射场中子注量率测量初级标准装置。利用SRIM和TRIM程序估算了LiF-SSD探测器的计数率;基于Geant4开发了探测器响应计算程序,给出了中子能量为27.4 keV的探测器脉冲幅度计算谱;利用⁴⁵Sc(p,n)-⁴⁵Ti反应,测量了27.4 keV中子能量点的探测器脉冲幅度谱,测量结果与理论计算谱符合较好。     

镝活化法测量低产额脉冲中子

设计一个快中子聚乙烯慢化体，用来慢化加速器的d-T和d-D中子，利用¹⁶⁴Dy(n,γ)¹⁶⁵Dy^m在热中子区极高的反应截面，得到半衰期为75s的¹⁶⁵Dy^m，使用HPGe探测器测量¹⁶⁵Dy^m放出的γ射线。由于测得的γ射线与加速器的中子产额成一定比例，故通过这种方法可测量脉冲中子源的中子产额。     

α能谱法测定241Am(n,γ)242Amg,m的反应分支比

研究建立了1种利用α能谱测定²⁴¹Am(n,γ)²⁴²Am^g,m的反应分支比K₁和K₂的方法。利用²⁴²Am^m与²⁴²Am^g半衰期差别很大的特点，分两次测量²⁴¹Am辐照样品中的²⁴²Cm含量，分别推算²⁴²Am^g与²⁴²Am^m的生成量，从而得到K₁和K₂。实际分析了某反应堆辐照的样品，测得了该反应堆中子能谱对应的K₁和K₂值。     

光敏晶体管的中子位移损伤效应研究

通过开展光敏晶体管的反应堆中子辐照实验,获得位移效应实验结果,并分析位移损伤机理。研究发现,在3×10¹¹~5×10¹²cm^-2中子注量范围内,光敏晶体管增益和光响应度的下降导致集电极输出电流下降。增益的倒数与注量的增加呈线性关系,注入电流越大,线性关系的斜率越小。理论分析表明,通过提高基区掺杂水平或减小基区宽度,可提高增益的抗辐射水平;不同反向偏置电压下的初级光电流辐照前基本相同,随着辐照注量的增大,差异逐渐增大,反向偏置电压越大,初级光电流的退化越小;通过采用PIN结构或加大反向偏置电压来展宽耗尽区以减少受位移效应严重影响的扩散电流份额,可提高初级光电流的抗辐射水平。与PIN光电二极管不同,本实验注量范围内,光敏晶体管的暗电流随注量的增大而减小。     

Development of the high-energy neutron fluence rate standard field in Japan with a peak energy of 45 MeV using the 7Li(p,n)7Be reaction at TIARA

In this study, we developed a 45 MeV neutron fluence rate standard of Japan. Quasi-monoenergetic neutrons with a peak energy of 45 MeV in the neutron standard field were produced by the ⁷Li(p,n)⁷Be reaction using a 50-MeV proton beam from an azimuthally varying field (AVF) cyclotron of the Takasaki Ion Accelerators for Advanced Radiation Application (TIARA). The neutron energy spectrum was measured using an organic liquid scintillation detector and a ⁶Li-glass scintillation detector by the time-of-flight method, and using a Bonner sphere spectrometer by the unfolding method. The absolute neutron fluence was determined using a proton recoil telescope (PRT) composed of the liquid scintillation detector and a Si(Li) detector that was newly developed in the present study. The detection efficiency of the PRT was obtained using the MCNPX code. The peak neutron production cross section for the ⁷Li(p,n)⁷Be reaction was also derived from the neutron fluence in order to confirm the neutron fluence of the TIARA high-energy neutron field. The peak neutron production cross section obtained in the present study was in good agreement with those of previous studies. The characteristics of the 45-MeV neutron field in TIARA were successfully evaluated in order to calibrate high-energy neutron detectors and high-energy neutron dosimeters.     

快中子诱发裂变测定铀同位素丰度

铀同位素丰度分析是核燃料循环中重要的分析项目。本工作在中子活化基础上提出用T(d,n)⁴He反应产生的快中子诱发裂变铀样品来测定铀同位素丰度的分析方法。该方法利用铀同位素丰度与特定裂变产物的平均产额比呈指数关系的特点,选择〖AKY-〗(⁹²Sr)/〖AKY-〗(¹⁰⁵Ru)、〖AKY-〗(⁹²Sr)/〖AKY-〗(¹³⁵I)与铀同位素丰度间的关系曲线作为工作曲线,并对模拟样品进行分析。结果表明,〖AKY-〗(⁹²Sr)/〖AKY-〗(¹⁰⁵Ru)、〖AKY-〗(⁹²Sr)/〖AKY-〗(¹³⁵I)计算结果与模拟样品的相对偏差分别为0.8%和1.8%,RSD优于3%,与γ能谱法的分析结果相符合。     

医院中子照射器中子束流出口处热中子注量率的测量

医院中子照射器是基于微型反应堆而设计的专门用于硼中子俘获治疗（BNCT）的核反应堆装置,其额定功率为30 kW。在堆芯相对两侧分别设有一条热中子束流和超热中子束流用于病人照射,在热中子束流内引出一条实验用热中子束流,用于瞬发γ法测量病人血硼浓度。本工作利用²³⁵U裂变靶和白云母探测片测量了热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子绝对注量率。结果显示,在30 kW额定功率运行时,热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子注量率分别为1.67×10⁹、2.44×10⁷和3.03×10⁶ cm^-2•s^-1。以上结果达到了BNCT设计要求,并能满足瞬发γ测量血硼浓度的要求。     

应力测量中子衍射谱仪聚焦单色器的模拟

为提高样品处入射中子束强度,满足高分辨和小体积标样测量的需要,应用MCSTAS软件对中国先进研究堆上应力测量中子衍射谱仪的核心部件垂直聚焦单色器进行模拟和优化设计,得到了单色器在不同起飞角下的最佳聚焦条件,即所需的曲率半径和相邻单晶条之间的最佳倾角。在此条件下,可获得相对于平板单色器6~7倍的强度增益,样品处中子注量率达10⁷cm^-2•s^-1以上。在使用聚焦单色器的情形下,对标准的α-Fe多晶样品在无应变、拉应变和压应变下的(211)衍射峰进行了模拟。结果表明:该谱仪的分辨水平至少能测量500με以上的应变,且应变测量最高精度约为20με。     

14 MeV快中子照相准直屏蔽系统的设计与优化

基于强流氘氚中子源科学装置HINEG设计了一套快中子照相准直屏蔽系统。采用中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC和ENDF/B-Ⅶ.0数据库计算了准直中子束的中子能谱及注量率、γ射线能谱及注量率、直射中子注量率与γ射线注量率比值（φ_d/φ_γ）、直射与散射中子注量率比值（φ_d/φ_s）、准直束中子注量率的不均匀度等特性参数,并采用MCNP5程序进行了对比验证。研究了准直屏蔽系统的内衬材料、尺寸等对特性参数的影响规律,并通过优化获取了最优设计方案。计算结果显示,在同等计算条件下,SuperMC计算结果与MCNP计算结果相对偏差小于1%,准直屏蔽系统的φ_d/φ_γ为50.1,φ_d/φ_s为5.7,在Φ30 cm视野范围内的中子注量率为4.80×10⁷ cm^-2•s^-1,其中直射中子注量率为4.09×10⁷ cm^-2•s^-1,中子注量率不均匀度为5.8%,满足快中子照相对准直束特性参数的要求。     

keV能区单能中子参考辐射场核反应靶设计

质子轰击中等质量靶核是产生keV能区单能中子的一种常用方法。选择⁴⁵Sc(p,n)⁴⁵Ti反应中子源作为keV能区单能中子参考辐射场的中子源,利用FloWizard软件模拟大束流条件下核反应靶的温度分布,分析了影响靶温度分布的主要因素。利用Target程序模拟核反应靶出射中子能谱,分析了不同材料的散射中子本底。同时精细调节5SDH 2加速器端电压,测量了薄靶（Sc）的激发曲线,测量结果与NPL和PTB的接近。