涂硼电离室中子探测效率和灵敏度

从电离室工作原理导出了平板型涂硼中子电离室探测效率及灵敏度的计算公式,并求得其热中子探测效率和灵敏度。电离室对热中子探测效率饱和值为1.35%,灵敏度饱和值为9.65×10^-14A•cm^-2•s^-1,与已有公式所得结果8.43×10^-14A•cm^-2•s^-1相近。α粒子和Li离子对探测效率的贡献相差不大,但α粒子对灵敏度的贡献占主导地位。适当的硼膜厚度、慢化快中子、选用浓缩硼均有利于提高涂硼电离室探测效率和灵敏度。     

用于CSNS反角白光中子源的双屏栅电离室设计及性能研究

为测量中国散裂中子源（China Spallation Neutron Source, CSNS）反角白光中子源150 keV以下能区飞行时间法中子能谱,研制基于¹⁰B(n, α)⁷Li和⁶Li(n, t)α核反应的双屏栅电离室,采用薄窗和薄底衬的结构设计。通过Garfield++、SRIM和Simcenter Magnet Electric程序对屏栅电离室的工作气体、极间距和电场分布等工作参数进行模拟设计,并采用α源及CF₄、P10、90%Ar-10%CO₂三种气体对电离室进行性能参数测试。结果表明,选定电子漂移速度快、扩散系数小,以及阻止本领大的CF4作为CSNS/Back-n束上测试工作气体,阴极-栅极和栅极-阳极间距分别为20 mm和5 mm。屏栅电离室收集区74 mm范围内是电场均匀区,场强的相对偏差≤0.03%;性能测试结果表明,工作气体为CF₄时,电离室对²³⁹Pu/²⁴¹Am/²⁴⁴Cm混合α面源具有很好的能量分辨,最佳能量分辨率为2.4%@5.48 MeV。对比平板型电离室和硅微条探测器的测量结果,验证了本工作研制的屏栅型电离室的能量分辨优势。     

涂硼电离室组合快中子探测器研制及其响应函数

研制了涂硼电离室组合快中子探测器。用外径分别为55、80、130、220、285 mm的5个高密度聚乙烯圆柱体作为快中子的慢化体包裹40 mm×200 mm的涂硼电离室,组合成一种可测量从热中子到十几MeV快中子的圆柱型Bonner探测器。借助Geant4蒙特卡罗方法模拟计算,给出了这种结构Bonner探测器探测系统的响应函数。将圆柱型Bonner探测器放置在标准中子源辐射场中进行了实验测量。在实际辐射场中,高密度聚乙烯圆柱体外径为220 mm时,圆柱型Bonner探测器的灵敏度达8.702×10^-15 A•cm²•s。同时对实验测量值与理论模拟结果进行了比较分析。结果表明,模拟结果与实验值在数据读取误差范围内吻合。     

圆柱形电离室的能响补偿

电离室由于其具有结构简单、使用方便的特点,目前仍被广泛应用于辐射监测领域。用于X、γ射线测量时,必须研究电离室的能量响应,并通过能响补偿使其灵敏度在一定的误差范围内是与入射X、γ射线的能量无关的常数。利用蒙特卡罗方法,模拟计算了圆柱形电离室对X、γ射线的灵敏度和能量响应;并根据计算结果的规律,对圆柱形电离室的能量响应进行了补偿,给出了补偿参数的最优范围。     

用于校准192Ir医用源的阱型电离室

研制了一种用于校准医用192Ir源的阱型电离室。该电离室的灵敏体积约为271 cm3,在极化电压为300 V时,电离室的离子收集效率约为99.96%,总位置灵敏度变化小于0.3%。该阱型电离室对192Ir的响应因子为0.230 nA/GBq,其相对合成不确定度为1.5%,与IAEA校准过的阱型电离室比对,在不确定度范围内一致。     

用于校准192Ir医用源的阱型电离室

研制了一种用于校准医用¹⁹²Ir源的阱型电离室。该电离室的灵敏体积约为271cm³，在极化电压约为300V时，电离室的离子收集效率约为99.96%，总位置灵敏度变化小于0.3%。该阱型电离室对¹⁹²Ir的响应因子为0.230nA/GBq，其相对合成不确定度为1.5%，与IAEA校准过的阱型电离室比对，在不确定度范围内一致。     

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。     

测厚电离室的研制

本文介绍了测量金属及非金属材料厚度的测厚电离室系列的原理、结构及各种性能。它们可以用来测量10-6000g/m~2的各种薄材料厚度以及复合材料表面层的厚度,也可以测量不大于32kg/m~2钢板的厚度。     

用于重离子核反应实验测量的纵向电场气体电离室

本文报道了一种新型的大动态范围，多叠层探测器系统组件之一的纵向电场气体电离室的构造，性能和在中能得离子核反应实验中的应用。     

质子治疗电离室剂量读出电子学研制

中国原子能科学研究院正在研制一套用于质子治疗的治疗头设备,为了实现束流剂量的测量,研制了一套剂量读出电子学装置,用于实现电离室剂量信号读取和测试。该电子学通过IVC102精密低噪声积分器实现电荷的积分放大,DSP56F82控制ADC实现数据的采集并处理,装置采用Modbus通信协议实现和上位机间的通信。同时设计了固定电荷发生器,利用其产生固定电荷量,用于对该电荷测量装置进行试验测试。结果表明,该装置在20 pC~2 μC电荷测量范围内的最大相对误差在0?62%以内,满足了设计需求。     

235U裂变电离室法及金箔活化法测量热中子注量率的不确定度分析

文章简述²³⁵U裂变电离室法及金箔活化法测量热中子注量率的基本原理,并对测量过程中的各项不确定度因素进行了分析评定,包括中子衰减、裂变计数率、全谱平均反应截面、金箔活性等。计算出的两种注量率测量相对合成标准不确定度满足2%～5％的要求。对减小中子注量率测量不确定度的方法进行了讨论。     

抗环境氡干扰测氚电离室的研制

为提高电离室测量环境中氚的探测灵敏度,研制了一种可甄别空气中氡的测氚电离室。该电离室采用平行板型丝壁测氚电离室和镀铝聚酯膜窗平行板型测氡密闭电离室组成,具有较强的甄别环境氡的能力,适用于氡浓度较高的环境中氚的监测。实验结果表明:该测氚电离室对氚的响应线性相关系数为96.54%;在氡环境中,对氡的甄别补偿为98.83%;测量值与约定值的相对误差不大于40%。     

透射电离室作为低能质子束流监测器的研究与应用

为有效监测低能质子的束流强度,研制了一种透射型电离室,用于HI-13串列加速器上低能质子束流的监测。研究了它的基本计量学性能,结果表明,各项性能均满足工作级电离室的要求。与传统的侧向束流监测用金硅面垒探测器测量结果相比,基于同向测量的透射电离室作为监测探测器明显优于金硅面垒探测器,提高了测量结果的准确度。     

基于有限元方法计算多丝电离室的电场构型

本文采用基于有限元方法的ANSYS软件模拟计算了不同几何结构和极间偏压下多丝电离室腔室中的电场强度分布,研究了丝半径、丝间距、极间距和极间偏压变化对电离室电场的影响。结果表明,减小丝半径、丝间距、极间偏压和增大极间距可有效减小电离室中电场强度的变化幅度,从而获得稳定的电场。     

凸度仪双排阵列气体电离室探测器的设计与研制

为提高凸度仪系统的稳定性与可靠性,更好地适应恶劣的现场环境,采用气体电离室作为凸度仪的探测器。本文分析了气体电离室探测器的特点,对电离室结构进行了研究与设计,阐述了“双排阵列”这一特点,并对阵列布置方式进行了研究。最终设计出的水平布置的双排阵列气体电离室探测器满足了凸度仪系统的要求,且提高了系统的分辨率及重建精度。     

横向场气体电离室信号模拟

本文利用Geant4、Garfield和Magboltz程序模拟了横向场气体电离室的输出信号。通过比较模拟与实验结果,检验了模拟的可靠性。同时,通过模拟得出了不同工作气体对信号输出幅度的影响,其中,产生的信号幅度最大的气体为C4H10,这为以后改进此类电离室提供了理论依据。     

球形石墨空腔电离室壁修正因子的Monte-Carlo模拟和实验测量

采用Monte-Carlo模拟和实验测量两种方法对30cm³球形石墨空腔电离室在⁶⁰Coγ射线下的壁修因子Kwall进行研究。实验和模拟计算结果的比较表明，传统的线性外推法确定的壁修正能基准组的30cm³和50cm³球形石墨空腔电离室在⁶⁰Coγ射线下的相对电离电流和壁修正因子进行了Monte-Carlo模拟计算，计算的相对电离电流值与NIST发布的实验测量值在0.12%内吻合。     

高压气体电离室中离子漂移速度的实验测量

提出了一种在高气压下电离室离子漂移速度的测量方法,进行了理论分析,搭建了实验测量系统。利用DDC112电流积分放大器对充有4MPa氙气的高压气体电离室输出电流脉冲信号分别进行等间隔积分时间和步进积分时间采集测量,根据理论分析对测量数据分别进行二次和三次曲线拟合。通过拟合曲线系数间的比例关系计算出离子漂移时间,根据电离室结构和工作条件计算出4MPa氙气中氙离子迁移率为0.0181~0.0196cm²•V^－1•s^－1,并外推计算出0.1MPa氙气中氙离子迁移率为0.72~0.78cm²•V^－1•s^－1,与文献资料中的测量结果一致。     

Evaluation of Power History during Power Burst Experiments in TRACY by Combination of Gamma-Ray and Thermal Neutron Detectors

A combination method using γ-ray and thermal neutron detectors was newly applied to the accurate evaluation of power histories during reactivity-initiated power burst experiments in the Transient Experiment Critical Facility (TRACY). During an initial power burst, the power history was determined using a fast response γ-ray ionization chamber, which was used because of its ability to exactly trace the power history within a short duration of the initial burst. After the initial burst, a micro fission chamber containing highly enriched uranium was used for the determination of the power history because the γ-ray ionization chamber could not be applied due to the contribution of delayed γrays from fission products. By the present method, the power histories were evaluated for the experiments in the range of 1.50 to 2.93$ of the reactivity insertion. It was found that the peak power and integrated power as determined by the previous method using only the micro fission chamber were underestimated to be 40% and 30% in maximum, respectively, in comparison with the results from the present evaluation. The numerical simulation performed by using the Monte Carlo method indicated that the underestimation could be comprehended by considering the time delay of thermal neutron detection of the fission chamber, which arose from the flight-time of neutrons from the TRACY core to the fission chamber.     

New Evaluation of Neutron Nuclear Data for Zinc Isotopes

New evaluation of neutron-induced nuclear data for five stable isotopes of zinc (mass numbers A = 64, 66, 67, 68, and 70) was consistently carried out in the incident neutron energy range from 10^?5 eV up to 20MeV. In the low energy region up to about 100keV, the resonance parameters were evaluated by taking account of the available measured data. In the fast neutron region, the comprehensive calculations with nuclear reaction models, in which compound, preequilibrium, and direct processes are taken into account, were performed to estimate cross sections for various reactions and double differential cross sections of emitted neutrons and γ-rays. The comparisons of the evaluated cross sections with the experimental data and existing evaluated nuclear data libraries are made and show a good agreement with the measurements.