SiC探测器的中子和γ性能测试

第三代SiC半导体探测器具有体积小、响应时间快、中子/伽马(n/γ)甄别容易等优点,广泛应用于反应堆堆芯剂量监测。本文针对自研的第三代Si C半导体探测器,采用电子束蒸发真空镀膜的技术将中子转换层材料6LiF(6Li丰度为95%)喷镀到SiC基底上,厚度为25μm,实现了中子转换层厚度优化。利用241Am α放射源(活度9.37×10³ Bq)开展α粒子响应信号幅度的测量,并在¹³⁷Cs γ放射源(活度6.23×10⁷ Bq)环境下开展γ射线的响应测试。另外,在标准辐射场系统中进行了SiC探测器的中子注量率响应线性度测量、γ剂量率响应线性度测量以及中子注量率响应线性标定。结果表明：该探测器在1×10³～1×10⁶ cm^-2·s^-1中子注量率范围内线性响应拟合R²=0.996 9,具有良好的线性响应,n/γ剂量响应范围为0.005～20 Gy·h^-1,可用于核电现场反应堆中子和γ剂量的实时、精...     

BD-PND中子气泡探测器性能的检验

依据国家有关标准和参照ISO／DIS 21909标准的规定和要求,对放置近2年的BD-PND（Bubble Detector Personal Neutron Dosimeter）中子气泡探测器的均匀性、线性、中子个人剂量当量的响应、重复性和角响应等主要技术性能进行了检验。结果表明,基本符合标准规定的要求。采用修正的响应值可以用于低水平的个人中子剂量测量。因这些探测器的寿命将近终点,应谨慎使用。     

四中子-中子探测器脉冲中子测井仪

一种应用于矿场地球物理领域中的四中子一中子探测器脉冲中子测井仪，主要解决现有的中子探测器脉冲中子测井仪一次下井只能获得两组测井数据、信息量较少的不足。其特征在于：所述脉冲中子发生器为小直径井下脉冲中子发生器，所述热中子探测器单元由4个热中子探测器构成，分别为上端近源距热中子探测器、上端远源距热中子探测器、下端近源距热中子探测器、下端远源距热中子探测器。具有一次下井可获得4组地层物质测井数据、信息量大且可减少放射性统计起伏误差、增强测井曲线的可靠性、提高仪器的测量精度的特点。     

耐高温耐辐射的碳化硅半导体探测器

在核反应堆堆芯、高能物理实验及外太空等高温高压以及强辐射环境中进行辐射监测时,探测器的耐高温和耐辐照性能备受关注。随着材料技术的发展,关于二元半导体碳化硅(SiC)和氮化镓(GaN)作为辐射探测器的研究已经取得良好进展。尤其是SiC晶体,因其禁带宽度大、晶体原子离位能大以及电子空穴迁移率高等特点,最有希望在将来代替Si作为耐高温耐辐照半导体探测器的材料。     

碳化硅热中子探测器的优化设计

采用MC法对用于热中子探测的碳化硅探测器开展设计。优化了中子转换层参数和半导体器件参数,研究表明采用~(10)B作为中子转换材料,其最优厚度为2μm,在系统甄别阈为300 keV时对应的探测效率理论值为3.29%。制备了碳化硅外延层厚度20μm,灵敏区面积5 mm×5 mm的碳化硅器件,在外加反向偏压达180V时,其漏电流仅20.8 nA。性能测试表明:该器件对4.7-6.0 MeV的α粒子具有极好的能量线性,其线性度达0.999 97。对5.49 MeV的α粒子的能量分辨率为1.03%,对应半高宽57.3keV,与SiC高分辨α探测器分辨率相当。     

核电厂反应堆堆芯中子与温度探测器组件研制

针对ACP1000堆型,研制了用于反应堆堆芯核测系统的堆芯中子和温度测量探测器组件。论文介绍了探测器组件的设计、性能指标和试验结果。设计的堆芯中子和温度探测器组件集成了中子自给能探测器和测温元件并固定安装在堆内。试验结果表明测量敏感元件的性能满足设计要求,外壳和密封组件能保证反应堆一回路压力边界的要求。堆芯测量探测器组件一体化的设计可提高安全性和可靠性,实现实时测量,可用于反应堆保护。     

CIAE中子气泡探测器性能改进

针对2006年研制成功的气泡探测器使用中存在的一些问题，今年我们进行了如下3方面的改进：在配方中，将单一过热液体更换为复合过热液体，使照射后产生的圆泡不会出现雪花片状；重新设计了气泡探测器容器（图1），放弃了原来螺旋口的结构模式，采用了直上直下结构，能使探测器固化体和过热液滴均匀受压；     

基于SiC探测器的裂变靶探测系统中子灵敏度标定

在高压倍加器上,采用直流法和脉冲法分别标定了²³⁵U和²³⁸U靶构成的探测系统对14.9 MeV中子的灵敏度。对脉冲法的原理、方法及结果进行了介绍,并与直流法的测量结果进行了对比。结果表明：脉冲法和直流法的结果在不确定度范围内一致。脉冲法可在一次测量中直接扣除本底,而直流法的本底测量不准确,因此脉冲法是一种更准确的方法。本文方法可为脉冲中子源裂变探测器的相关研究提供参考。     

微结构半导体中子探测器研究进展

微结构半导体中子探测器(MSND)除了具有体积小、时间响应快、工作偏压低以及易于与读出电子学系统集成等优点外,还解决了二维平面半导体中子探测器存在的探测效率极低的问题(5%),其在军用和民用领域都具有良好的发展前景。介绍了微结构半导体中子探测器的中子探测原理,简述了其发展概况,综述了近年来的研究进展,展望了微结构半导体中子探测器的研究方向和应用前景。     

反应堆堆芯中子-温度测量探测器研制改进及试验验证

反应堆堆芯中子-温度测量探测器组件是集成了铑自给能中子探测器与热电偶温度计的一体化探测器。该组件可同时测量堆芯中子注量率和燃料组件出口温度。本文重点介绍了堆芯中子-温度测量探测器组件研制过程中的设计方案,针对假想事故条件下可能出现的短路风险,提出优化结构和加工工艺的改进方案,并通过试验验证了方案的有效性,无限振动试验、拉力、热老化和辐照老化等试验结果表明探测器电气连续性能正常,绝缘电阻大于1 G?。设计和工艺改进方案满足探测器技术规格书的要求。     

电流型碳化硅探测器

本文从电流型半导体探测器的起源、传统电流型探测器在应用中的问题出发,论述了国内外在新型半导体探测器研制和电流型半导体探测器的研究现状。对半导体探测器结构和物理特性进行了研究,并重点介绍了电流型碳化硅（SiC）探测器的设计制作、响应性能研究、抗辐照性能研究等内容,为电流型半导体探测器的研究和应用提供参考。     

碳化硅与硅探测器辐射探测性能比较

碳化硅(SiC)材料因其禁带宽度大、晶体原子离位能高等物理特性,而被视为制作耐高温和抗辐射器件极具潜力的宽带隙半导体材料。本文采用Geant4模拟得到了30μm厚的SiC和Si材料对不同能量的电子、质子、α粒子以及X射线的响应,并对SiC和Si探测器器件的I-V特性和能谱测量结果进行了比较。仿真及试验结果证明,SiC粒子阻挡本领及X射线探测效率与Si探测器相当,SiC与Si探测器对带电粒子的能谱分辨率也没有明显差别。     

基于3层硅探测器的主动式中子个人剂量计研制

研制了一种具有能量分辨能力的中子个人剂量计。该个人剂量计由3层硅探测器组成,硅探测器周围装有⁶LiF、聚乙烯和含硼聚乙烯作为转化体、慢化体和吸收体。个人剂量计有直读和解谱两种工作模式。直读模式将中子能区划分为低能、中能和快中子3个能区,可实时测量。解谱模式可获得快中子能区的中子能量分布。利用GEANT4程序模拟了7 MeV γ射线的能量沉积谱,设置适当的甄别域以降低γ射线的影响。采用GEANT4程序模拟了个人剂量计对不同能量入射中子的个人剂量当量率响应。在加速器单能中子参考辐射场中完成了单能中子剂量响应的实验校准,对模拟计算的响应函数进行了实验修正,并得出了不同能区的平均中子个人剂量当量率响应。     

硅半导体探测器个人剂量仪的研制

介绍个人剂量仪的工作原理,利用硅半导体光电二极管测量X、γ射线的特性和新颖的软件处理算法设计了一款个人剂量仪。在中国原子能科学研究院国防科技工业电离辐射一级计量站对仪器进行了测试,测试结果:剂量率测量范围(0.1μSv/h~1 Sv/h);剂量率固有误差:-15%~+4.7%;累积剂量固有误差:-11%~+5.7%;角响应:-19%~+4%(垂直方向),-20%~-2%(水平方向);在能量60 ke V~1.332 Me V范围内,相对137Cs的能量响应:-22%~+0.4%;实验测试结果符合国家剂量仪鉴定规程JJG1009-2006的要求。     

三维方孔硅探测器的热中子探测影响研究

采用基于Monte-Carlo方法的Geant4程序对填充~6LiF中子转换材料的三维方孔硅探测器的热中子探测进行了模拟,研究了探测器结构与探测效率、能量沉积谱的关系。探究了方孔截面尺寸、孔间距、孔深度、系统最小可探测限(LLD)等参数对热中子探测效率的影响。研究结果表明,探测效率随截面尺寸或孔间距的增大先增加后减小,随孔深度的增加而增大,直到一个极限值。经优化结构参数,在LLD为300 keV的情况下,孔间距大于6μm的三维方孔硅探测器的探测效率受LLD的影响较小。理论上,三维方孔硅探测器的最佳尺寸为孔间距6μm、孔截面尺寸30μm、孔深度1 mm,其探测效率可达59.5%。     

压水堆堆内中子探测器响应函数特性研究

中子探测器响应函数是中子探测器周边区域对其读数贡献的分布函数,是将反应堆物理数值模拟计算结果与探测器实际电流相结合的有效途径。本文对中子探测器响应函数的计算公式进行了推导,并采用蒙特卡罗方法计算堆内固定式中子探测器的响应函数。针对影响中子探测器响应函数的相关因素进行了数值分析,分析结果表明,对中子吸收特性影响较大的因素,如硼酸、控制棒、可燃毒物等,对中子探测器响应函数的影响较大,需在实际的反应堆监测中着重考虑,本文中未考虑的因素影响也可采用本文类似的方法进行研究分析。     

自给能中子探测器关键材料及元件的研制进展

本文介绍了我国在运核电机组的基本状况以及国内核电自给能中子探测器的发展形势.详细分析了自给能中子探测器的结构特点、原理和应用,以及三代核电技术堆内核测系统的需求和使用寿命.阐述了自给能中子探测器用关键材料的国内外研制进展,重点分析了钒丝、铑丝和铠装信号电缆的制备工艺难点以及性能要求,阐明了钒丝、铑丝的高纯化与微量元素控...     

中子气泡探测器用于核测井中子个人剂量监测的研究

为研究国产中子气泡探测器在核测井中子个人剂量监测中的适用性,采用国内研制的中子气泡探测器对核测井运源车外表面、车内兼用储源仓周围等关注点的中子辐射水平进行监测,同时采用进口LB6411型中子周围剂量当量仪进行比对监测。实验结果表明,当运源车兼用储源仓内仅装载中子源时,中子气泡探测器与LB6411的测量结果无显著统计学差异,两者测量结果符合较好,中子气泡探测器的测量结果准确可信;当兼用储源仓分别装载中子源、中子-γ源时,两组中子气泡探测器的测量结果也无显著统计学差异,中子气泡探测器适用于中子-γ混合辐射场中子辐射剂量的测量。中子气泡探测器在运源车现场与在²⁴¹Am-Be源标准中子场中的剂量响应灵敏度因子间的相对偏差为7.4%,验证了其较好的能量响应特性,并显示了在核测井现场条件下用于中子个人剂量监测的适用性。     

两种中子源条件下补偿中子测井仪探测器设计方法

使用同位素中子源或中子发生器将直接影响补偿中子探测器的参数设计,论文主要探讨了探测器源距设计方法,通过3700中子刻度筒实验,比较了两种中子源条件下的实验结果,采用数据拟合方法,给出了将测量得到的计数率比值转换为地层孔隙度的数学模型。结果表明,可以用中子发生器代替同位素中子源实现补偿中子测井。