辐射探测器定量涂硼技术

报道了2种廉价实用的辐射探测器定量涂硼技术——浸没涂硼和手工刷涂,并给出了详细的涂抹细节。用不同厚度聚乙烯管包裹该方法研制的涂硼正比计数管,经标准Am-Be中子源辐照后测得了其对中子计数率的响应。浸没涂硼脂硼比λ最小值为5.0,手工刷涂λ最佳值为0.2;最佳方法是先在待涂面上滴混合液,再撒上硼粉刷涂。浸没涂硼对待涂面无限制,且硼膜均匀、牢固性都较好,但因λ较大而降低探测效率,且浸涂次数需实验和经验确定,还会造成浪费。手工刷涂克服了浸没涂硼的缺点,但对待涂表面形状有要求,且其硼膜的均匀、牢固性总体不如浸没涂硼。两种涂抹工艺操作简单、成本低廉,且能达到要求,可以在国内相关单位推广使用。     

新型涂硼正比计数器研制及其实验测试和模拟计算

本文将10 B粉与1,2-二氯乙烷溶剂、芳华树脂粘结剂混合研制了中子灵敏层10 B膜,以此制作一新型涂硼正比计数器。为增加探测效率,除管内壁涂硼外,在管内增置了14片双面涂硼环氧薄片,并用241 Am-Be源测试了其性能。活度为3.7×109 Bq的241 Am-Be源实验表明:此新型涂硼正比计数器坪长约150V,坪斜为8.2%/100V(750~900V);工作电压为800V时测得新型涂硼正比计数器的计数率为50s-1,灵敏度为0.71cm2。与管内壁仅涂硼的正比计数器相比,新型涂硼正比计数器中子灵敏面积增加到3.15倍后,探测器坪长从80 V增至150 V,坪斜从12.4%/100 V改进到7.58%/100V,灵敏度提高到2.63倍。同时,以基于蒙特卡罗方法的Geant4平台,模拟计算单能中子及241 Am-Be源中子照射包裹高密度聚乙烯慢化材料的新型涂硼正比计数器的响应和探测效率。241 AmBe源模拟结果和实验结果吻合较好。实验测试及模拟结果表明,涂硼技术与增加灵敏面积相结合的正比计数器的设计较成功。     

用于n/γ混合场测量的涂硼电离室研制

研制了一种能同时测量混合场中γ和中子注量率的涂硼电离室,并实验测试了其性能。涂硼电离室由两个大小和结构一致的腔室组成：1个仅对γ灵敏,另1个对γ与中子均灵敏。用强度为2.7×10⁷ s^-1 的Am-Be源测得电离室的中子灵敏度达9.2×10^-16 A/(cm^-2•s^-1),在剂量率为5.24 μGy/h的¹³⁷Cs γ场中,电离室的γ灵敏度达7.36×10^-16 A/(MeV•cm^-2•s^-1)。涂硼电离室I-V曲线坪长为600 V,坪斜小于4%/100 V,在工作电压为-400 V时,其γ补偿修正系数<5%,可用于核设施周围的混合场监测。     

硼聚乙烯与铅硼聚乙烯屏蔽性能测试与模拟分析

对屏蔽材料硼聚乙烯、铅硼聚乙烯进行了γ射线、241 Am-Be源中子的屏蔽性能测试,再用蒙卡软件MCNP对材料的屏蔽测试过程进行模拟分析.结果表明模拟结果与实测值相符很好,实测铅硼聚乙烯对60Co与137Cs的γ射线线衰减系数分别为0.212 cm-1和0.381 cm-1,模拟的线衰减系数为0.209 cm-1和0.370 cm-1;硼聚乙烯对241Am-Be源中子的宏观分出截面计算值与实测值分别为0.197 cm-1和0.193 cm-1,铅硼聚乙烯计算值与实测值分别为0.181 cm-1和0.173 cm-1,说明铅硼聚乙烯对中子和γ射线均具有很好的屏蔽效果,用MCNP软件可模拟屏蔽材料对中子和γ射线的屏蔽性能.     

碲锌镉探测器中子探测性能研究

研究了基于碲锌镉可以吸收其与中子的~(113)Cd(n,γ)反应产生的瞬发γ,采用~(241)Am-Be源进行中子探测实验,结果表明碲锌镉探测器对中子有较好的响应,能量分辨率较高;通过探测带电粒子间接探测中子,即在碲锌镉晶体表面涂硼,基于硼与中子反应产生的α和~7Li在碲锌镉中电离进行探测。采用MCNPX及Geant4两种软件模拟硼层厚度及CZT厚度对中子探测效率的影响,设置适当的甄别阈以降低γ射线的影响。模拟结果表明:当硼层厚度为2.7μm,碲锌镉厚度为1.6μm时可达到最大探测效率。对两种探测方法进行了对比研究,证明了碲锌镉应用于中子探测的可行性。     

涂硼正比计数管涂硼厚度对探测效率影响的研究

涂硼正比计数管是可用于反应堆压力容器外对中子注量率进行监测的关键设备,涂硼正比计数管的涂硼厚度对自身的本征探测效率有影响。仿真不同厚度硼层中¹⁰B(n,α)⁷Li生成的⁷Li和α粒子的输运过程,计算硼层界面位置离子整体射出率并给出涂硼正比计数管本征探测效率的计算方法。仿真与计算结果表明：单位核反应率下硼层界面处离子整体射出率在涂硼厚度小于1.5μm时与硼层厚度近似呈正线性相关,在涂硼厚度大于1.5μm后随涂硼厚度增大而增速变缓,在涂硼厚度为3.6μm时达最大为1.3×10^-4 (cm²·s)^-1。基于离子整体射出率的结果进一步计算得到涂硼正比计数管本征探测效率与涂硼厚度之间关系曲线,该关系曲线可以为涂硼正比计数管研制中选择合适涂硼厚度、确定最佳的探测效率提供参考。     

涂硼正比计数管慢化体对中子探测效率影响研究

涂硼正比计数管是一种常用的反应堆源量程探测器,对热中子测量有很高的探测效率,对于快中子反应堆则需要增加合适的慢化体,提高中子探测效率。本文利用蒙特卡罗程序MCNP,模拟计算涂硼正比计数管在不同慢化体厚度的情况下,对各能量单能中子的相对探测效率和绝对探测效率,得到在不同慢化体厚度下,计数管的相对探测效率和绝对探测效率与中子能量的关系。最后针对快中子反应堆的典型中子能谱,模拟计算涂硼正比计数管在不同的慢化体设计时的探测效率,得出了一种优化的慢化体设计方案,对快中子反应堆核测量系统设计具有一定指导意义。     

用中子散射幅度谱研究石蜡厚度响应的初探

用中子散射幅度谱研究石蜡厚度响应的实验装置由241Am-Be中子源、锂玻璃探测器和BH1224多道谱仪组成.实验表明,热中子幅度谱峰区计数Y与0～54.7 mm的石蜡厚度D间存在较好的线性关系;对石蜡在0≤D≤54.7 mm测得的7点Y值进行线性拟合,源距r=5.5 cm时,斜率B最大,测厚准确度为2.5 mm.     

低强度脉冲中子束的数字式n/γ分辨测量

针对低强度脉冲中子束测量,使用高速数字示波器作为数据采集设备,配合BC501A液体闪烁体探测器组建了数字式脉冲形状甄别(Digital Pulse Shape Discrimination,DPSD)测量系统,实现了中子的n/γ分辨测量。系统工作时采集并存储探测器输出的中子与γ射线的脉冲波形及其记录时刻,利用DPSD方法甄别中子实现了中子脉冲高度谱统计;系统具有连续记录和具备时间戳的采集窗记录两种工作方式以适应不同的脉冲中子束强度,并通过分析数据记录中脉冲波形的位置或时间戳,实现了中子事件的时间信息统计。使用该系统在Am-Be中子源上使用采集窗工作模式开展了实验,成功获得中子脉冲幅度谱、中子时间谱以及n/γ甄别谱。     

涂硼MRPC热中子探测器用于补偿中子测井的蒙特卡罗研究

本文利用蒙特卡罗方法模拟了涂硼多气隙电阻板室(Multi-gap Resistive Plate Chamber,MRPC)热中子探测器和3He正比计数管在常规条件和欠平衡条件下的补偿中子测井中的响应。模拟结果表明,使用涂硼MRPC热中子探测器时,得到近远探测器计数随孔隙度而增加,且与使用3He正比计数管时得到的结果基本一致,说明涂硼MRPC热中子探测器可用于补偿中子测井。     

Tokamak fusion neutron spectrometer based on PXI bus

In order to realize on-line real-time measurement of dynamic and time-sharing neutron spectrum of HL-2A,a tokamak fusion neutron spectrometer based on PXI bus was developed.It consists of electronics system and eight thermal neutron detectors,namely SP9 3He proportional counter,embedded in eight polyethylene spheres in different diameters.Response function of the eight polyethylene spheres was the key to calculate the neutron spectrum accurately.In this paper,response function of the eight polyethylene spheres is simulated by adopting Geant4 code,and neutron counts from an 241Am-Be neutron source are measured by the eight detectors.The calculated spectrum of the Am-Be neutron is accurate in 0-2 MeV region,and is similar to the theoretical spectrum.The tokamak fusion neutron spectrometer was used in HL-2A device to monitor the dynamic neutron spectrum of HL-2A on-line and real-time.     

多球谱仪测量BNCT医院中子照射器中子束能谱

用于硼中子俘获治疗（BNCT）的医院中子照射器（IHNI-Ⅰ）已由北京凯佰特技术有限公司建设完成,为获得空气中自由中子束的能谱,建立了一套改进的主动式多球谱仪,并开展了相关实验方法研究。该谱仪包含14个探测单元,中心探测器为球形³He正比计数器。为改善谱仪在超热能区的分辨率,在常规多球谱仪的基础上增加了4个包裹不同厚度硼壳的探测单元。通过MCNP程序计算谱仪的响应函数,并利用标准²⁵²Cf和²⁴¹Am-Be中子源进行了校准和验证。测量在距离照射器孔道口110 cm处进行,再采用反迭代方法将能谱修正到孔道口处,结果显示,测量的中子能谱与理论模拟结果略有差异。因而利用ROSPEC谱仪和金箔对中子能谱和PMMA体模内中子通量密度的深度曲线进行了测量,结果验证了多球谱仪测量结果的可靠性。     

实验测量CFBR-Ⅱ堆启动Am-Be中子源的初始增殖倍数

由于CFBR-Ⅱ堆原启动中子源²⁵²Cf源半衰期较短,中子发射率已降低至无法满足使用要求,因此采用半衰期较长的Am-Be中子源替代。通过分别测量²⁵²Cf源与Am-Be源在裸源情形下的计数率以及处于活性区中心时引起的泄漏中子计数率,建立比例关系,借助于²⁵²Cf源对应的初始增殖倍数间接给出了Am-Be源对应的初始增殖倍数,为反应堆运行提供参数。     

国产Am-Be中子源4.438MeVγ射线与中子强度比值测量

本工作涉及准确测量国产Am-Be中子源发射的4.438MeVγ射线与中子强度比值R＝S_γ/S_n的实验方法。中子源的中子发射率用锰浴法进行比对测量。用Φ75mm×75mmNaI（Tl）探测器测量中子源的γ能谱;用MCNP程序模拟计算中子引起的γ本底和探头的源峰探测效率。实验与理论计算得到的R值符合得很好。综合评价已发表的R实验值,给出了R推荐值为0.575（1±4.8%）。结果表明,R值可认为是Am-Be源的一标志性特征量。     

新型耐高温中子屏蔽复合材料的设计制备及性能研究

采用表面改性处理技术,制备了由环氧树脂、B₄C（或BN）和聚丙烯酸铅组成的新型耐高温中子屏蔽复合材料,重点研究了材料制备工艺及主要性能指标,利用蒙特卡罗程序MCNP对材料中子屏蔽性能进行了模拟计算,并与文献报道的屏蔽材料铅硼聚乙烯进行了比较。结果显示,由环氧树脂、B₄C和聚丙烯酸铅组成的复合材料各项力学性能良好,具有良好的耐高温性能,210 ℃烘烤7 h外观无明显变化。MCNP模拟计算表明,对于从热中子至10 MeV的中子,4 cm厚新材料的中子剂量穿透率和中子注量穿透率均优于文献报道的同等厚度的铅硼聚乙烯材料。Am-Be中子源屏蔽试验的实测数据和模拟计算数据表明,两者随屏蔽材料厚度的变化趋势几乎完全一致,两者的差异随屏蔽材料厚度的增加逐渐减小,在10.5 cm处仅1.34%。     

组合式核测量探测器研究

通过合理组合涂硼计数管和γ补偿电离室,在计算机辅助分析和改进涂硼技术的基础上,研制能够覆盖反应堆中子通量的全量程中子核测量探测器。该探测器保持了计数管和电离室的灵敏度,可减少堆外探测孔道和探测器数量,为源区中子测量的准确性和可靠性提供冗余通道,确保反应堆临界安全和核安全。     

国产Am-Be中子源能量低于1.5MeV中子所占份额的实验测定

本工作提出了测定Am Be中子源发射的能量低于1.5MeV中子所占份额的1种实用实验方法。用4.438MeVγ射线伴随的飞行时间法测量了中子源的局部中子谱（n₁群中子）。通过已准确测量的中子源发射4.438MeVγ射线与中子强度的比值(R=R_γ/S_n)和n₁群中子谱与测量的能量为1.5MeV以上中子总谱在3.2MeV能量处归一后的面积比值,求得国产Am-Be中子源能量低于1.5MeV中子的所占份额为(19.1±1.9)%。     

Calibration factors for the SNOOPY - NP-100 neutron dosimeter

Within CANDU nuclear power facilities, only a small fraction of workers are exposed to neutron radiation. For these individuals, roughly 4.5% of the total radiation equivalent dose is the result of exposure to neutrons. When this figure is considered across all workers receiving external exposure of any kind, only 0.25% of the total radiation equivalent dose is the result of exposure to neutrons. At many facilities, the NP-100 neutron dosimeter, manufactured by Canberra Industries Incorporated, is employed in both direct and indirect dosimetry methods. Also known as “SNOOPY”, these detectors undergo calibration, which results in a calibration factor relating the neutron count rate to the ambient dose equivalent rate, using a standard Am-Be neutron source. Using measurements presented in a technical note, readings from the dosimeter for six different neutron fields in six source-detector orientations were used, to determine a calibration factor for each of these sources. The calibration factor depends on the neutron energy spectrum and the radiation weighting factor to link neutron fluence to equivalent dose. Although the neutron energy spectra measured in the CANDU workplace are quite different than that of the Am-Be calibration source, the calibration factor remains constant - within acceptable limits - regardless of the neutron source used in the calibration; for the specified calibration orientation and current radiation weighting factors. However, changing the value of the radiation weighting factors would result in changes to the calibration factor. In the event of changes to the radiation weighting factors, it will be necessary to assess whether a change to the calibration process or resulting calibration factor is warranted.     

用中子-伽玛能谱测定输油管内产液含油比例的Monte Carlo模拟

对输油管外采用中子—伽玛能谱测量以确定输油管内产液含油比例的方法进行了蒙特卡罗(Monte Carlo)模拟，模拟结果证明这种方法是成功的。