基于中子IP板的核燃料元件间接中子CT实验方法研究

中子照相作为一种无损检测技术是分析和确定核燃料元件缺陷的重要手段。中国原子能科学研究院中子照相团队依托中国先进研究堆（CARR）中子照相测试平台,搭建了核燃料元件间接中子CT装置,并开展核燃料元件模拟件的间接三维中子成像技术研究。本文首先采用蒙特卡罗模拟方法优化确定了样品环境转移屏蔽容器的关键参数并研制出屏蔽容器,并基于该装置开展了核燃料元件模拟件的间接中子CT照相实验,从获得的三维实验数据可观测到尺寸约0.35 mm模拟芯块缺陷。实验结果表明,该装置可满足核燃料元件的间接中子CT实验检测。同时初步研究了基于IP板的间接中子成像数据处理的制约因素和方法,为后续进一步利用金属转换屏替代中子IP板等技术,真正实现乏燃料元件无损检测应用提供实验指导。     

热中子层析照相的仿真技术探索研究

热中子照相技术在检测含氢材料、重金属样品等方面是X射线等其它无损检测技术的有益补充,热中子层析技术研究在国内尚是空白,实验研究条件欠缺且代价高昂,通过仿真研究再过渡到实验研究,将有效降低研究成本,提高研究效率.文章根据中子层析照相基本原理,设计模拟样品,采用MCNP仿真计算的方法获取了样品中子投影图像,利用C++Builedr研发中子层析数据获取程序和反投影滤波算法层析重建程序,重建了样品二维断面图像,样品二维断面图像与实际样品一致,证明了所采用的仿真研究流程合理可行,为中子层析照相技术的深入研究奠定了基础.     

热中子射线照相对材料成份的影响

热中子照相技术在检测含氢材料、重金属组件、放射性材料等方面是X射线等无损检测技术的有益补充。但由于热中子与材料作用的机制和X射线与材料作用的机制不同,用户对热中子照相检测过程中中子对材料属性的影响存有疑虑。根据中子与物质作用的基本原理,从理论上推导了热中子射线照相对材料成份的影响,结果显示热中子射线照相对材料成份的影响极其微小,不会对材料属性产生不利影响,得到了相关用户的认可。     

中国先进研究堆间接中子照相方法的初步研究

中国先进研究堆（CARR）的建成为我国间接中子照相技术的发展及应用提供了重要的实验平台。本文基于CARR开展了间接中子照相方法的初步研究。首先利用蒙特卡罗方法计算分析了基于CARR开展间接中子照相测量的条件;然后根据这些条件,通过解析计算确定了间接成像两次曝光过程的实验参数;最后利用CARR的热中子孔道,以核燃料元件模拟件为样品进行了间接中子照相实验,并研究了间接中子照相成像数据的处理及分析方法。     

中子相衬成像技术初步研究

利用不同材料的中子质量衰减系数不同而获取样品内部的结构潜像,属于吸收散射衬度成像;而相衬成像是基于中子的波动性,当中子波穿过样品时,由于样品对中子的折射,不同厚度、不同材质引入的相位差不同,从而导致波前畸变,畸变的波前在穿过样品后作为次波源互相干涉成像,从而获取样品内部结构潜像。研究工作通过数值模拟方法分析了中子相衬成像过程,并基于反应堆中子照相装置进行了不同条件下的多色热中子相衬成像实验。模拟与实验结果表明,在适当准直比条件下,铝材料边缘将出现明显的边缘增强效应,该效应与准直比、样品与转换屏之间的距离密切相关。     

9Be(d,n)加速器中子源中子照相的研究

加速器中子源比反应堆中子源更具灵活性,北京大学正在发展基于RFQ加速器的小型中子照相装置.为了更好地设计和优化此装置,实现高品质的中子照相,我们在北京大学4.5 MV静电加速器上建立了中子照相实验平台,包括科学级制冷、高灵敏度、低噪声的CCD数字成像系统,模拟基于厚铍靶9Be(d,n)反应RFQ中子源的条件,并利用此系统开展中子成像技术的研究.实验在像平面热中子注量率为5×103 cm-2·s-1或快中子注量率为3.7×104 cm-2·s-1的情况下获得了一定质量的热中子及快中子照片.当利用RFQ直线加速器强中子源时将可获得更高质量的图片,从而可以满足大多数的应用需要.     

基于硅酸盐钆掺杂的紧凑热中子准直器仿真模拟及性能研究

在核安保管理中,基于中子发生器的热中子成像技术可对被屏蔽核材料进行无损检测成像。为提高成像质量,需对慢化后的中子进行准直。本文使用蒙特卡罗软件Geant4对一种基于硅酸盐钆掺杂的紧凑中子准直器进行了理论建模,对该准直器的热中子透过率和准直率进行了模拟计算,计算结果将用于指导后续的核材料中子成像系统构建。     

快中子照相的实验研究

快中子照相是一种优良的无损检测技术,它有着X射线、热中子照相等所不具有的独特优势。本文介绍了作者分别采用^241Am-Be同位素中子源和中子发生器进行的快中子照相研究,并利用自制的Gd2O2S：Tb快中子转换发光屏进行探测,成功实现照相。     

压水堆乏燃料元件间接中子CT成像装置

正压水堆乏燃料元件有强放射性,常规的无损检测技术无法获取检测成像。利用间接成像方法,中子照相可实现对乏燃料元件的无损检测。传统的压水堆乏燃料元件中子照相间接检测技术可获取压水堆乏燃料元件的二维无损检测成像。若要获取三维检测信息,需CT重建技术。而现在的中子CT技术是依赖于中子转换屏和CCD相机的中子照相直接成像方法,乏燃料元件本身的放射性会在CCD相机上成像,无法实现具有放射性的乏燃料元件的CT检测。本工作研制了压水堆乏燃料元件间接中子CT成像装置,利用此装置可通过自动操作获得连     

冷中子差分成像模拟研究

冷中子照相利用穿透样品的中子和荧光屏~6Li反应产生的α带电粒子与荧光材料发光,从而在探测器上记录光强度的分布.本文简单介绍了冷中子照相的特点,给出了铍与钛金属宏观总截面随能量的变化,设计特定的样品采用MCNP模拟不同能量下的中子图像,中子图像显现Bragg吸收限上下两幅图像的对比度差异,采用差分成像对两幅中子图像进行处理,凸现了冷中子照相的优点.     

Application of Neutron Radiography to Visualization and Void Fraction Measurement of Air-Water Two-Phase Flow in a Small Diameter Tube

Abstract

The purpose of this study is to investigate the feasibility of visualization and void fraction measurement of air-water two-phase flow in a small diameter tube (I.D.: 4.08mm) by using the real-time neutron radiography and image processing techniques. Video images of two-phase flow were taken by using the real-time neutron radiography system (thermal neutron radiography facility No. 2) installed at the Japan Research Reactor 3 M of the Japan Atomic Energy Research Institute. The shape of bubbles and its moving behavior were clearly observed from the video images. The image corrections for dark current, shading, field intensity fluctuation and electrical system drift were examined in order to measure the void fraction from the video images. Though, generally speaking, the effect of the scattered neutron could not be ignored for quantification of the images taken by the neutron radiography, the scattered neutron could not affect the final results of void fraction in the case of a small diameter tube. The void fraction calculated from the corrected images was correlated well with the drift flux equation, indicating that the existing drift flux equation could be applied to predict the void fraction of two-phase flow in a small diameter tube. It was demonstrated that the real-time neutron radiography technique could be useful for measuring the void fraction of two-phase flow in a small diameter tube.     

基于高压倍加器的快中子照相技术研究

本文详述了所建立快中子照相系统的性能和实验测试。依托中国原子能科学研究院的600kV高压倍加器,设计加工了线中子源和高L/D复合屏蔽准直器,开展了14 MeV快中子照相系统对聚乙烯、铝、铁和铅材料的空间分辨能力的实验研究。实验中分别采用了厚刀口法和狭缝指示器法,两种方法得到的实验数据相符合。研究结果表明,该快中子照相系统对单一材料能达到优于1mm的空间分辨能力,与理论计算结果相一致。     

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。     

14 MeV快中子照相用光纤转换屏研究

快中子照相技术因其超强的样品透视能力而成为射线无损检测技术近年来研究的热点,转换屏是中子照相装置的关键部件。光纤转换屏是一种新型的快中子照相转换屏,较大程度兼顾了光纤阵列的高探测效率和荧光屏的高成像质量,具有很好的应用前景。本文以D-T加速器为中子源,用ZnS和环氧树脂以及光纤研制了快中子照相光纤转换屏,耦合科学级CCD数字成像系统,进行了快中子数字照相技术研究,获取了不同光纤排列方式的光纤转换屏积分曝光图像,同时测量了快中子荧光屏和塑料闪烁体等其他快中子照相用转换屏的发光效率,实验结果表明,光纤转换屏的发光效率高于其他类型转换屏的。     

Neutron beam design for both medical neutron capture therapy and industrial neutron radiography for TRIGA reactor

Neutron beam designs were studied for TRIGA reactor with a view to generating thermal, epithermal and fast neutron beams for both medical neutron capture therapy (NCT) and industrial neutron radiography (NR). The beams are delivered from thermal and thermalizing columns, and also horizontal beam hole. Several prospective neutron filters (high-density graphite (G), bismuth (Bi), single-crystal silicon (Si), aluminum (Al), aluminum oxide (Al₂O₃), aluminum fluoride (AlF₃) and lead fluoride (PbF₂)) were examined for obtaining sufficiently intense neutron beam for various applications. Monte Carlo calculations indicated that with a suitable neutron filter arrangement, thermal and epithermal neutron beams attaining 2×10⁹ and 7×10⁸ n cm⁻²S⁻¹, respectively, could be obtainable from thermal and thermalizing columns with the reactor operating at 100 kW. These neutron beams could be adopted for boron neutron capture therapy. Compared with these columns, horizontal beam port would deliver neutron fluxes of 10⁻² 10⁻³ lower intensity, but produced thermal and neutron beams would be adequate for different application of nondestructive inspection by neutron radiography.     

准直D-T中子束穿过大块板状聚乙烯样品积分实验

本文介绍了中国原子能科学研究院建立的准直中子束积分实验装置。该装置利用T(d,n)⁴He反应产生14.8 MeV脉冲中子束,经1.1 m厚重水泥屏蔽墙上的准直孔道后与样品作用,用飞行时间法测量样品不同方向的泄漏中子谱。首次测量了样品厚度分别为4.5、9、18和27 cm的大块板状聚乙烯样品在30°和50°方向的泄漏中子谱;考虑靶结构、源中子能谱和角分布、脉冲束宽度及探测器效率,利用MCNP程序模拟计算了相同实验条件下的泄漏中子飞行时间谱。实验结果与模拟结果符合较好。     

基于BM3D frames和方差稳定化变换的中子图像复原方法

中子照相是无损检测中应用较为广泛的一种技术。然而中子成像系统诸多不可避免的物理因素会导致所得中子图像严重降质,如噪声污染和空间模糊等。针对此问题,本文提出了一种将BM3D frames和方差稳定化变换相结合的中子图像复原方法。此方法首先对图像中的泊松高斯噪声进行变换,变换后数据成为符合高斯分布的噪声,然后用BM3D frames滤除变换后的高斯噪声,最后对去噪结果进行逆变换即得复原图像。该方法对强泊松高斯噪声有很强的抑制作用,且可很好地保留降质中子图像中的细节。实验结果表明,该方法在客观数据和视觉感受上均表现出稳健高质的复原性能。