铝基碳化硼材料10B面密度测试系统设计

设计了一种铝基碳化硼材料中¹⁰B面密度的测试系统。该系统采用球形³He正比计数器作为热中子探测器,以厚度为75 cm的高纯石墨慢化镅铍中子源后的出射中子作为实验源项。为屏蔽中子和γ射线,在慢化层外包裹有厚度为5 cm的含硼聚乙烯层和2 cm厚的铅层。设计了测量用准直系统,试验时,将面积大于探测器两倍的片状样品置于准直器前,测量有无样品时的探测器计数率,两者比较可得材料的热中子透射率。建立了标准样品的¹⁰B面密度与热中子透射率关系,采用对数插值的方法,通过测量待测样品的热中子透射率计算其¹⁰B面密度。实验测试结果表明,利用该系统可快速无损地测量材料中热中子吸收元素的面密度,且测量误差和测量不确定度都在合理的范围。     

准直孔对三探测器法密度测井精度影响的MC模拟研究

本文应用MonteCarlo数值模拟方法,计算了窗形、楔形γ源准直孔和窗形、楔形、槽形探测器准直孔以及开口角度对探测器计数率和地层灵敏度的影响。结果表明,γ源的准直孔形状和开口角度对测量精度的影响远大于探测器准直孔形状和开口角度;γ源和探测器的准直孔形状和开口角度对计数率的影响远大于对地层灵敏度的影响;45°楔形γ源准直孔、0°窗形长源距探测器准直孔、5°-15°的窗形中源距探测器准直孔和0°窗形短源距探测器准直孔会提高高分辨率密度测井的测量精度。     

中子照相多路准直器优化设计与应用

设计了一种多路准直器用于消除中子照相中的散射中子,利用MCNP5对准直器的中子吸收材料、长度进行了优化设计,利用该准直器对不同厚度的水层样品在不同样品探测器距离下进行了中子照相的MC模拟计算。计算结果表明选用25μm的Gd作为准直器的中子吸收涂层,准直器长度为1cm时可消除98%的散射中子,使用该准直器可以有效提高中子照相定量分析的精度。     

脉冲中子测量中的准直器设计

为满足脉冲中子探测系统对辐射屏蔽的要求,在利用MCNP程序模拟计算准直孔分别为圆柱形直孔和锥形孔的屏蔽效果基础上,设计了圆柱形直孔+锥形孔的准直器结构,准直器采用铁35cm厚+聚乙烯20 cm厚+铅15 cm厚的组合材料。理论计算表明:该准直器用于反冲质子探测系统时,探测系统输出信号与干扰信号的比值大于10。     

基于中子位置灵敏探测器对点源的三维定位方法研究

使用中子法对密封容器内的放射源进行定位具有重要的现实意义。本研究使用4根矩形分布的中子位置灵敏探测器对探测空间内AmLi源进行定位,首先使用蒙特卡罗方法设计了探测器的慢化屏蔽体;然后设计了延迟电路加到探测器的一端,根据探测器两端探测到中子信号的时间差来确定源y轴（探测器轴向）的位置坐标,并对每个探测器的轴向位置函数进行了刻度;利用探测器围绕密封容器搭建测量空间,使用相邻探测器探测到中子计数率的比值来确定x轴和z轴（另两个方向）的位置坐标并进行了函数刻度。测量时,首先选择计数率最大的探测器来确定源的轴向坐标,再根据与此探测器相邻两根探测器计数率的比值来确定源的另两个方向的坐标,实现了对源的定位。使用该方法测量了点源在探测器空间内的5个不同位置,每个坐标轴上的定位偏差均在1.5 cm之内,并对造成偏差的原因进行了分析。该方法验证了使用中子位置灵敏探测器对放射源进行定位的可行性,并为进一步测量核设施工艺设备内核材料的位置打下了良好的基础。     

大型客体辐射成像系统散射影响和后准直器屏蔽效果分析

本文基于⁶⁰Co大型客体辐射成像系统,分析了在穿透不同位置和不同厚度的钢板时散射粒子的数量和能量的分布情况、散射的扩散效应以及不同厚度和不同宽度的后准直器对散射粒子的屏蔽效果。分析结果表明,在水平方向上,绝大部分散射粒子来自于物体出射面上初始射线束覆盖区域,这将限制后准直器的屏蔽效果;当钢板距离探测器阵列的间距缩小至安全行车的极限间距500 mm时,200 mm厚、5 mm宽的铁后准直器可屏蔽约39.74%的散射粒子,而当间距增大到1 750 mm以上时,后准直器反而会增加散射粒子数量,无法起到屏蔽作用。     

使用准直器后HPGe反康普顿γ谱仪的效率刻度

本文讨论了反康普顿γ谱仪在应用中所显示出的局限性以及这种谱仪在正常运行时做效率刻度所遇到的问题。采用具有圆锥形开口的准直器限定源的γ射线只能入射到主探测器上,从而可以刻度出实用的效率曲线。     

就地计数系统小推车车体屏蔽修正

介绍了应用152Eu面源对就地计数系统(ISOCS)小推车车体屏蔽修正的实验方法和计算方法。BE5030型HPGe探测器配带50mm-90°、50mm-30°或50mm-180°铅准直器,端面向下,垂直地面测量,探测器距地面58.2cm。得到了该测量条件下关注能量γ射线的小推车屏蔽修正因子。并通过最小二乘拟合得到屏蔽因子与γ射线能量的关系式,用以内插获得122～1408keV范围内任意γ射线的小推车车体屏蔽修正因子。     

基于高纯锗探测器的核电厂一回路系统辐射源项就地γ谱测量

针对核电厂一回路系统管道内壁沉积的腐蚀活化产物,开展γ辐射源项就地测量技术研究。基于高纯锗探测器开发了辐射源项就地测量系统(Sterm-HPGe),利用蒙特卡罗软件进行了无源效率刻度,并开展了实验室效率验证工作。在300~1 408 ke V能量范围内,HPGe探测器在无准直器屏蔽和有准直器屏蔽情况下,点源全能峰效率计算值与测量值的相对偏差分别在±5%和±10%以内。测量系统在我国压水堆核电厂进行了现场应用,能够较准确地测量出管道内60Co、58Co、110mAg等典型沉积核素的源项活度,管道表面剂量率的计算值与测量值的相对偏差一般在±40%以内。     

简易中子防护准直器的研制和性能

前言在用快中子治疗恶性肿瘤时,为了使中子束流集中轰击人体的肿瘤部位而尽可能不伤害健康组织,一般需要使用中子束准直器~([1])。准直器由准直孔引出照射肿瘤部位的有用中子束,由屏蔽层减弱和吸收其他非准直孔方向来的中子。在一定源强下,为提高有用中子束强度,就要求准直孔不能太长,即限制了屏蔽层沿准直孔方向的厚度;为达到屏蔽效果,就需选用宏观分出截面尽可能大的屏蔽材料。另外,还希望从准直孔方向引出的有用中子束中的低能成分尽可能地小,即具有较好的单色     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。