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。     

一种能量响应一致的长计数器蒙特卡罗设计

为了有效降低长计数器中子探测能量下限并解决5 MeV以上能量响应急剧下降的问题,利用蒙特卡罗程序MCNP5分析了长计数器各结构参数对能量响应的影响。通过使用不同含氢量的慢化体、添加中子吸收材料及添加补偿材料相结合的方法,优化设计了一种长计数器。结果表明：使用含氢量较低的中子慢化材料聚苯乙烯可提高低能中子能量响应;采用Cd作为中子吸收材料可解决能量响应局部过高的问题;采用Pb作为补偿材料可提高高能中子能量响应。设计优化的长计数器在1 eV～15 MeV能量范围内能量响应最大相对偏差约为10.1%。     

脉冲中子测量中用长计数器校准闪烁探测器的方法

介绍了采用长计数器与闪烁探测器相组合,通过长计数器对闪烁探测器进行适时校准,进而以闪烁探测器给出低产额脉冲中子注量(或产额)的方法。该方法既减小了长计数器单次计数少引起的统计涨落,又避免了闪烁探测器受γ本底影响大的缺陷,同时还充分利用了长计数器平能量响应以及闪烁探测器探测效率的优点,将长计数器成功地运用于脉冲中子辐射场中,在脉冲中子辐射场中通过长计数器实现了中子注量(率)的量值传递,实现了脉冲中子源中子产额的测量。     

用于D-D、D-T混合能量中子测量的长计数器研究

对De Pangher长计数器的能量响应曲线进行了理论模拟。计算结果表明:在De Pangher长计数器前端增加一定厚度的聚乙烯慢化体,可使其对D-D、D-T中子的探测效率基本相同,从而实现D-D、D-T混合能量中子的测量。在加速器上对这种结构的长计数器进行了效率刻度,结果表明,当聚乙烯材料厚度约为9 cm时,长计数器对D-D、D-T中子的探测效率相等。     

De Pangher长计数器等效中心测量及分析

为了准确测量长计数器到源的距离,需要确定长计数器等效中心的位置。对单能中子源,在等效中心处,长计数器可被视为"点"探测器,其探测效率与其工作距离成平方反比关系。如果事先知道长计数器在不同工作距离下的探测效率,则可以利用该平方反比关系确定长计数器等效中心的位置。利用加速器中子源,分别在0.144 Me V、0.565 Me V、1.2 Me V、2.5 Me V、5.1 Me V以及14.8 Me V等6个能量点刻度了De Pangher长计数器距靶心不同距离处的探测效率,利用平方反比关系得到长计数器在各能量下的等效中心位置。由实验数据拟合出长计数器等效中心到其前端面距离r0与中子能量En的关系曲线,结果表明在0.144~14.8 Me V范围内,r0与中子能量的自然对数近似呈线性关系。     

用薄膜~(252)Cf源测定ST451快中子探测器的相对效率

本文叙述了用飞行时间测量~(262)Cf瞬发裂变中子能谱来刻度ST 451探测器的快中子相对效率响应的方法。在飞行时间谱仪中,一个流气式的微型电离室作为裂变碎块的探测器。文中给出了对实验数据的处理和修正的过程。得到了阈值分别为0.420、0.625、0.825、1.168、1.565和1.882MeV中子能量从几百keV到10MeV范围内的相对探测效率。实验结果与用Monte Carlo方法计算的效率作了比较。     

利用测热技术测量核反应堆中子通量密度

一种新型中子探测器被研究,其原理是利用带电离子在矿物中沉积的能量退火时会以热量的方式释放出来,通过测量释放的热量而确定中子通量密度。对新型中子探测器进行刻度,在反应堆内某位置测量的热中子通量密度为5.108×10¹¹ cm^-2•s^-1,与标定的热中子通量密度(5.000×10¹¹ cm^-2•s^-1)在2%内符合,说明该探测器可测量中子通量密度。本文方法制作的探测器体积小,可制作成不同形状,便于反应堆不同环境下的中子通量密度测量。选取相应中子能量反应截面较大的元素,该探测器还可测量不同中子能量的通量密度。     

0.1—18MeV单能快中子注量率的绝对测量和国际比对

本文描述了用于0.1—18MeV单能快中子注量率绝对量的闪烁望远镜,半导体望远镜,含氢正比计数器和伴随粒子法等绝对测量装置。并刻度了用作这一能区次级标准的长中子计数器的效率,用这套装置参加了最近由国际计量局组织的中子注量率测量的国际比对,并给出了比对结果。     

γ全吸收型探测装置中子束流监视器的Geant4模拟

利用Geant4模拟了γ全吸收型探测装置中用于中子束流监视的锂玻璃探测器的相对探测效率,给出了锂玻璃探测器在10keV～1MeV区间的中子探测效率,并对影响探测效率的相关因素进行了分析,讨论了弹性散射引起的时间滞后对TOF(time-of-flight)测量的影响和不同厚度锂玻璃探测器的n-γ分辨效果。在未来使用锂玻璃探测器作为keV中子源监视器时,这项工作将为更好地理解相关中子飞行时间谱和能谱提供依据。     

液体闪烁体探测器对PuC源中子能谱的测量

目前,正在进行的大亚湾中微子实验中,中国原子能科学研究院承担了与中微子探测器刻度相关的研究工作。其中,238Pu-13C同位素中子源所产生的6．13MeV伽马射线和中子是中微子探测器重要的能量刻度源。为了能对能量刻度工作进行详细的模拟和研究,需要了解PuC源的中子能谱。     

BF3长计数器效率刻度及其应用

利用²³⁸U裂变反应，通过测量裂变碎块的数量，能够较为准确地测量快中子注量。但这种方法在中子能量为1.6MeV以下（裂变道未开或处于裂变截面第1个台阶上升处）和6.0～7.0MeV能区（第2个台阶上升处）由于不确定度过大而不适用。本工作采用4种不同的核反应作中子源，对北京大学4.5MV静电加速器中子实验大厅的BF₃长计数器的相对效率进行了刻度。将²³⁸U(n,f)反应与相对效率已知的BF₃长计数器相结合，解决了在上述能区准确测量中子注量的问题。      

银活化探测系统测量X光机中(γ,n)中子注量实验研究

介绍了一种在144keV～2.5MeV具有较平坦的能量响应的银活化探测系统,它采用特殊慢化体结构.将该探测器初步应用到了12MeV LIA的中子测量中,给出了中子产额的初步结果,中子产额分布在2.6×10~9～3.7×10~9个/脉冲.     

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。     

气泡中子探测器用于个人剂量监测

气泡中子探测器是可重复使用、积分型、无源剂量计。它的体积小,可对中子辐射进行直接、可视的测量。为了将气泡中子探测器用在个人剂量监测中,先验证气泡中子探测器对从0．2～15MeV能量的中子具有平直的能量响应。然后用5．10和1．3MeV的中子考察了气泡中子探测器的线性及其稳定性。     

用于快中子能谱测量的6LiF夹心半导体谱仪

本文介绍了^{6LiF夹心谱仪的测量原理、自行设计研制的6LiF夹心半导体谱仪探头结构及电子学系统组成等。在热中子场中测试了夹心谱仪的性能,获得了α粒子峰、T粒子峰及“和”峰在多道上的位置与能量分辨率,并用T粒子与“和”峰两个能量点的峰位对谱仪系统进行了能量刻度。分别用效应探头和本底探头测量了临界装置表面的效应谱和本底谱,当效应探头采用的6LiF镀层质量厚度为186 μg/cm2时,6LiF夹心谱仪对热中子的能量分辨率为363 keV,测量中子最佳能区为0.3~7.5 MeV,在该能区内,本底谱约占1%。}     

长计数器探测效率的相对标定

利用²⁴¹Am-Be中子源对长计数器的探测效率进行相对标定,并采用伴随粒子法测定5.1MeV与14MeV中子间的能量转换系数。同时,利用蒙特卡罗方法对长计数器探测效率及其相应的能量转换系数进行模拟计算。在本工作的实验条件下,探测效率实验刻度值的不确定度为10.8%,模拟计算值的不确定度为2.3%,两者在不确定度范围内一致。     

Comparison of measured and calculated neutron and gamma ray energy spectra behind an in-line shielded duct

Integral experiments that measure the transport of 14 MeV neutrons through a 0.30-m-diameter duct having a length-to-diameter ratio of 2.83 that is partially plugged with a 0.15 m diameter, 0.51 m long shield comprised of alternating layers of stainless steel type 304 and borated polyethylene have been carried out at the Oak Ridge National Laboratory. Measured and calculated neutron and gamma ray energy spectra are compared at several locations relative to the mouth of the duct. The measured spectra were obtained using an NE-213 liquid scintillator detector with pulse shape discrimination methods used to simultaneously resolve neutron and gamma ray events. The calculated spectra were obtained using a computer code network that incorporates two radiation transport methods: discrete ordinates (with P₃ multigroup cross sections) and Monte Carlo (with continuous point cross sections). The two radiation transport methods are required to account for neutrons that singly scatter from the duct to the detectors. The calculated and measured neutron energy spectra above 850 keV agree within 5–50% depending on detector location and neutron energy. The calculated and measured gamma ray energy spectra above 750 keV are also in favorable agreement, 5–50%, depending on detector location and gamma ray energy.     

Response Functions of Phoswich-Type Neutron Detector for High-Energy Cosmic Ray Neutron Measurement

A phoswich-type neutron detector was developed in order to measure high-energy cosmic ray neutron spectra in aircraft. The neutron detector consists of an EJ309 organic liquid scintillator that is 121.7mm in diameter and 121.7mm in length and is covered with a 15mm thick EJ299-13 outer plastic scintillator. The neutron response functions of the detector are required for the unfolding method to obtain the energy spectrum. The neutron response functions were created based on MCNPX simulations using an anticoincidence mode with the experimental light-output correlations with particle energies, uniformity of light collection and energy resolutions. The light-output correlation with particle energy, the uniformity of light collection and the energy resolutions were evaluated based on experiments. Measurements of neutron response functions were performed using four quasi-monoenergetic neutron beams from 40 to 80 MeV p-Li reactions to verify the calculated results. The calculated response functions show good agreement with the measurements. The angular response of the phoswich detector was confirmed to be isotropic from the calculation. The photon response functions of the detector were also calculated and agreed well with the measurements for 6.129MeV photons. Neutron and photon response matrices were created up to 300 and 50 MeV, respectively, over a wide energy range for experimental flights.