基于加速器~7Li(p,n)反应的硼中子俘获治疗中子源的优化设计

7Li(p,n)反应以中子产额大、反应阈能低等优点成为硼中子俘获治疗加速器驱动中子源所用中子反应的候选类型之一。本文重点研究了该中子产生反应作为加速器驱动中子源的中子产额及其能谱特性,并对产生的高能中子束流进行慢化,使其满足BNCT治疗要求。首先采用蒙特卡罗程序MCNPX2.5.0模拟加速器7Li(p,n)反应过程,得到1.9 3.0 MeV能量入射质子的中子产额及其能谱,并详细研究了质子入射能量为2.5 MeV的最佳条件下产生的中子束流特性;进而提出中子束流的慢化设计方案,并对慢化所得超热中子束品质进行分析研究。模拟计算结果表明,10 mA流量的2.5 MeV能量入射质子所产生的中子束经过慢化处理后,可以很好地满足硼中子俘获治疗的中子束流要求。     

电子直线加速器驱动的光中子源装置的研制

核反应堆的安全运行、新一代反应堆设计以及核废料处理等需要精确的中子核数据。光中子源联用飞行时间谱(Time of Flight,TOF)测量是最精确的中子能量测量技术,在热中子和共振中子能区的截面测量中发挥了非常重要的作用。钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)项目中15 MeV电子加速器驱动的光中子源装置(TMSR Photo-Neutron Source Phase 1,TPNS1)是专为钍-铀循环核数据测量设计和建造的,它位于中国科学院上海应用物理研究所嘉定园区内。第一阶段采用15 MeV电子直线加速器(LINAC)驱动,第二阶段拟建造电子能量约100 MeV(TPNS2)驱动的光中子源。前者建成后可提供飞行路径5 m、通量约104 n·s-1·cm-2的连续能量中子束(白光中子)及约1 MeV低能伽马射线,它们分别用于测量中子反应截面和伽马辐照研究,这是国内首台用于核数据测量的白光中子源。     

用于单粒子效应辐照实验的CYCIAE-100白光中子源研究

中子诱发单粒子效应会影响航空飞行器和地面核设施用电子器件的可靠性。基于质子加速器打靶产生的白光中子束是研究电子器件中子单粒子效应的重要中子源。通过开展辐照实验获取器件中子单粒子效应截面或阈值等信息,能够预测器件在中子辐射环境中的失效率,并为有针对性抗辐射加固提供数据支撑。中国原子能科学研究院100 MeV质子回旋加速器(CYCIAE-100)通过质子轰击W靶发生散裂反应可以产生具有连续能量的白光中子。本文基于核反应理论,采用蒙特卡罗方法模拟了100 MeV质子与W靶相互作用产生的中子的产额、能谱和角分布,模拟结果表明,平均1个100 MeV质子可以产生0.33个中子;中子能量范围为0～100 MeV,且随着能量的增加中子注量先增加后减小,峰值在1 MeV附近;沿质子束方向中子角分布具有轴对称性,且随着出射角的增加,中子注量先减小后增加,在90°时,中子注量最小。选取0°出射方向的中子束开展单粒子效应实验,采用基于双液闪探测器的中子飞行时间法测量白光中子能谱,获得了能量范围为3～100 MeV的中子能谱,且当质子束为100 MeV/1μA时,在距离W靶15 m处的中子注量率为3.3×10...     

AB-BNCT中子靶物理设计分析

质子加速器适用于为硼中子俘获治疗提供中子源,其中子源强及能谱较反应堆中子源更具可调性。中子靶物理计算分析是加速器中子源设计的基础,为其提供粒子能量、流强等参数需求分析,并为靶体结构尺寸设计、中子慢化和屏蔽分析等提供前端参数。本文利用MCNPX蒙特卡罗程序,通过对质子打靶的中子产额和能谱、靶体能量沉积、打靶后靶材放射性活度和中子出射空间角分布等进行研究,提出能量2.5 MeV质子轰击100～200 μm锂靶的设计,并用模拟计算数据论证其合理性。该设计中子源在1 mA流强质子轰击下,源强可达9.74×10¹¹ s^-1;拟设计15 mA、2.5 MeV质子束产生的中子源,在治疗过程中靶材放射性活度累积最大值约为1.44×10¹³ Bq。     

AB-BNCT中子靶物理设计分析

质子加速器适用于为硼中子俘获治疗提供中子源,其中子源强及能谱较反应堆中子源更具可调性。中子靶物理计算分析是加速器中子源设计的基础,为其提供粒子能量、流强等参数需求分析,并为靶体结构尺寸设计、中子慢化和屏蔽分析等提供前端参数。本文利用MCNPX蒙特卡罗程序,通过对质子打靶的中子产额和能谱、靶体能量沉积、打靶后靶材放射性活度和中子出射空间角分布等进行研究,提出能量2.5 MeV质子轰击100～200μm锂靶的设计,并用模拟计算数据论证其合理性。该设计中子源在1 mA流强质子轰击下,源强可达9.74×10~(11) s~(-1);拟设计15 mA、2.5 MeV质子束产生的中子源,在治疗过程中靶材放射性活度累积最大值约为1.44×10~(13) Bq。     

神龙一号装置产生的共振能区光中子特性模拟研究

中子共振测温具有非浸入式测量、内部温度测量、局部温度分布测量等优点,但高强度脉冲中子源的欠缺限制了其广泛使用。为探讨神龙一号装置作为脉冲中子源用于中子共振测温可行性,用MCNP5软件计算了其产生的光中子特性,得到其光中子产额为1.34×1011个每电子脉冲,宽度约为90ns,采用8cm厚的铀靶产额高达7.47×1012个每电子脉冲,单脉冲中子数只比散裂源小一个数量级。计算了多种慢化剂对光中子的慢化结果,结果显示神龙一号可以作为一个强度较高、脉冲较窄的中子源,可对其用于中子共振测温做进一步研究。     

加速器中子源大厅内散射中子分布的模拟

本文针对加速器中子源可在较宽能量区间产生单能中子的特点,采用MCNP5对0.2～20 MeV的源中子在加速器中子源大厅内的散射情况进行模拟计算和分析。结果表明,直射中子通量随离源距离的增大呈平方反比衰减,散射中子通量则随离源距离的增大而几乎保持不变;大厅内的散射中子主要来自墙壁的贡献,离墙壁越近散射率越高。能量为0.4 MeV和1 MeV的源中子散射率最高,10 MeV和15 MeV的源中子散射率最低。用中子的宏观散射截面可较好解释散射率模拟结果,中子的弹性散射截面远大于非弹性散射截面,因此弹性散射起主导作用。中子能量大于1 MeV后,散射截面随中子能量增加而减小直至进入一段坪区,散射率也随之降低并进入坪区。结合待测位置处直射、散射中子通量和不同能量的散射中子份额的计算,能解释能量较高的源中子散射率较低的现象。通过在墙壁表面附上一层中子慢化吸收材料的方法可有效减弱中子散射,如5 cm的含硼聚乙烯（10%B4C）可降低散射率约40%。     

能量拓展型长中子计数器响应特性研究

高能中子的测量在空间中子所致剂量评估和高能粒子加速器辐射防护等方面越来越重要。介绍了一种能量拓展型长中子计数器的性能研究模拟及测试结果。这种能量拓展型长中子计数器是基于De Pangher的设计,通过在长中子计数器内层慢化体嵌入金属铅和铬材料,利用中子与金属材料的（n,xn）增殖反应,改善了其高能响应。采用蒙特卡罗模拟优化了长中子计数器的结构,获得在1 keV～20 MeV、1 keV～150 MeV能量范围内最大值相对平均值偏差为12.2%响应特性曲线。利用Am-Be中子源和D-T中子源标准辐射场测试了长中子计数器的有效中心和能量响应,验证了长中子计数器在20 MeV内的能量响应。将实验结果与蒙特卡罗模拟计算相比较,结果表明：理论计算与实验在误差范围内一致。     

光中子源的优化设计

文章研究了基于9MeV电子加速器的光中子源的优化设计问题,提出了使X射线最有效地转换为中子的光中子转换靶的最优形状。利用蒙卡程序MCNP5设计了体积为20L的重水光中子转换靶,当加速器的平均电流为100μA时,中子产额可达2.3×10^11n／s。通过增加特定形状的石墨反射层使更多的中子向前发射,正前方10m处中子注量率可达8.55×10^4n／（cm^2·s）。文中还计算了出射中子的能谱、空间分布和时间特性。     

宽能区中子雷姆仪初步设计

正中子剂量监测是辐射防护领域必要的常规监测项目。随着质子治疗、高能加速器、散裂中子源等设施的快速发展,当前国内外常用的为反应堆设计的中子雷姆仪(中子能量范围为热中子至20 MeV)已无法满足上述设施的需求。高能加速器产生的中子能量范围往往大于20 MeV,这时通     

Target optimization for a 10-MeV E-beam neutron converter

Accelerator-based target design and optimization is an approach for neutron generation. The target plays an important role for a neutron source on an electron accelerator. For optimizing a neutron source using 10 MeV electron beams of Rhodotron-TT200, Pb, Ta, or W alloys with Be were calculated as photo-neutron converter. The neutron yield, flux and energy were simulated using the MCNPX code. The results indicate that a 10 MeV electron beam is capable of producing high-intensity neutron flux of 1013n·cm–2·s–1 with average energy of 0.8 MeV.     

Evaluation of D(d,n)3 He reaction neutron source models for BNCT irradiation system design

A mathematical method was developed to calculate the yield,energy spectrum and angular distribution of neutrons from D(d,n)~3He(D-D)reaction in a thick deuterium-titanium target for incident deuterons in energies lower than 1.0MeV.The data of energy spectrum and angular distribution were applied to set up the neutron source model for the beam-shaping-assembly(BSA)design of Boron-Neutron-Capture-Therapy(BNCT)using MCNP-4C code. Three cases of D-D neutron source corresponding to incident deuteron energy of 1000,400 and 150 key were inves- tigated.The neutron beam characteristics were compared with the model of a 2.45 MeV mono-energetic and isotropic neutron source using an example BSA designed for BNCT irradiation.The results show significant differences in the neutron beam characteristics,particularly the fast neutron component and fast neutron dose in air,between the non-isotropic neutron source model and the 2.5 MeV mono-euergetic and isotropic neutron source model.     

Evaluation of D（d,n）^3 He reaction neutron source models for BNCT irradiation system design

A mathematical method was developed to calculatc the yield.energy spectrum and angular distribution of neutrons from D(d,n)3 He(D-D)reaction in a thick deuterium-titanium target for incident deuterons in energies lower than 1.0MeV.The data of energy spectrum and angular distribution wefe applied to set up the neutron source model for the beam-shaping-assembly(BSA)design of Boron-Neutron-Capture-Therapy(BNCT)using MCNP-4C code.Three cases of D-D neutron source corresponding to incident deuteron energy of 1000.400 and 150 kaV were investigated.The neutron beam characteristics were compared with the model of a 2.45 MeV mono-energetic and isotropic neutron source using an example BSA designed for BNCT irradiation.The results show significant differences in the neutron beam characteristics,particularly the fast neutron component and fast neutron dose in air,between the non-isotropic neutron source model and the 2.5 MeV mono-energetic and isotropic neutron source model.     

TMSR白光中子源能量分辨率函数的模拟研究

白光中子源及飞行时间谱仪的能量分辨率函数描述了谱仪装置测量中子能量的分辨率与所测中子的能量之间的函数关系。能量分辨率函数用于中子共振截面测量实验数据分析，对确定共振峰参数至关重要。本工作利用Geant4蒙特卡罗工具包构建了TMSR白光中子源的中子产生靶系统模型，模拟了中子在靶系统内由产生到溢出靶系统的整个物理过程，获得了不同能群中子从产生到溢出的时间分布。基于RPI能量分辨率函数形式，对时间分布进行拟合分析，获得了一套合适的参数，用于确定TMSR白光中子源飞行时间谱仪的中子能量分辨率函数。     

混合压片型241AmO2-Be中子源物理特性研究

Am-Be中子源是应用广泛的同位素中子源,国际上为其建立了ISO 8529-1推荐标准。为检验该标准的普适性和各种应用的需求,本文以德国PTB实验室ISO源和北京大学核物理与核技术国家重点实验室的国产同类源为例,对源中子从产生到出射的物理过程进行蒙特卡罗模拟和理论计算。综合评述了源的制作和结构差异等因素对源中子能谱、平均能量、1.5 MeV以下中子的份额、源强、源发射4.438 MeVγ射线与中子的强度比和出射中子的各向异性等源自身物理特性的细致影响。     

先进裂变核能的关键核数据测量和CSNS白光中子源

在设计加速器驱动的次临界系统（ADS）、核废料嬗变装置及钍基熔盐堆时亟需一些关键核数据,当前核数据库受实验条件或中子能区的限制,存在核数据精度不高甚至少部分核素数据缺失的情况。本文综述了国内外相关的核数据研究和相应的白光中子源情况。基于中国散裂中子源(CSNS)的反角通道白光中子源实验终端的中子束流具有非常宽的能谱（0.01 eV~200 MeV）和很好的时间特性。模拟得到距靶80 m处的实验终端的中子注量率为9.3×10⁶cm^-2•s^-1,1 eV ~ 1 MeV能量间隔内的中子数占总中子数的53%;同时,加速器运行在双束团模式或单束团模式,时间分辨率均在0.3%～0.9%之间,适合开展核数据测量。     

A ctivation measurement of neutron distribution in intermediate energy heavy ion target area

The distribution of neutrons produced by the reaction of 50MeV/u ^12C-ion on a thick Cu target are studied.The neutrons are measured with threshold activation detectors.Al.F,C,Al and In activation samples were used to measure neutrons with energy greater than 7,11,20,50MeV and thermal neutrons,respectively,The fluence rate,energy and angular distributions of neutrons,total neutron yield of 12C-ion and the emission rate in the forward direction of neutrons over 11 and 20MeV were obtained.     

Pulsed Plasma Neutron Accelerator

Adoptable beam of neutrons enables investigating neutron interaction with matter and extends its applications. Neutrons from a low energy Sb–Be source are accelerated to the desired energies by collision with high energy protons from a plasma focus device. Protons pass through a set of magnetic lenses and converged to a small point where the neutron source is located. Proton density is increased by narrowing the beam with a charge funnel. From a practical point of view, the source geometry of neutron is a half-cone, which enhances the number of forward peaked neutrons after collision with proton.