基于金活化片的单球谱仪研制及能谱测量

中国先进研究堆(CARR)H-8水平孔道是提供中子的实验孔道,可以提供稳定的辐射场,对于不同的中子实验,其所需的中子能谱谱形不同,准确测量中子能谱具有重要意义。为测量H-8水平孔道中子能谱,研制一种以金活化片为热中子探测器的被动式单球中子能谱仪,使用MCNP程序对10^-11～15 MeV能区的中子能量响应进行计算,并分析能量响应的合理性。在CARR堆导管大厅对单球谱仪进行测试实验,使用高纯锗探测器测量各金活化片活度,使用UGA(unfolding based on genetic algorithm)解谱程序对实验数据进行解谱计算。结果表明,导管大厅出射中子能量在10^-9～10^-6 MeV范围内,单球中子谱仪可以较为精确的给出中子能谱数据,适用于CARR堆H-8水平孔道中子能谱测量研究。     

基于信赖域算法的中子解谱方法研究

提出了一种新的基于信赖域算法的中子能谱求解方法。使用O5S软件仿真了能量范围为0.25～16 MeV、能量间隔为0.25 MeV的BC501A液体闪烁体探测器响应函数。利用该响应函数仿真验证了入射中子能谱分别为单峰和多峰情况下算法的解谱效果，并通过D-T单能中子源、^{241Am-Be和252Cf连续中子源对解谱方法进行了实验验证。结果表明，使用信赖域算法求得的能谱与参考谱线具有较好的一致性，初步验证了解谱方法的有效性。}     

溴化镧探测器γ射线能量展宽及解谱研究

溴化镧(LaBr₃:Ce)探测器是一种性能优良的无机闪烁体探测器,准确的LaBr₃:Ce探测器γ响应参数以及响应能谱是开展应用工作的基础。通过对实验中实测γ能谱的分析,可以得到溴化镧谱仪的半高宽-能量关系,在尝试使用MCNP中GEB卡还原此关系时,发现可将程序中自带的半高宽-能量函数简化,简化后的函数关系仍能较好地反映实验测量信息。在此基础上,采用MCNP程序模拟了0.1～5 MeV的单能γ射线在Φ50 mm×10 mm溴化镧探测器中的响应输出,构建了其γ响应函数矩阵。通过能谱计算得到展宽系数后,编写MATLAB计算程序对构建的响应矩阵进行高斯展宽。利用展宽后的矩阵通过加权最小二乘法对实验测得的复杂能谱进行解谱,并将解谱结果与实验测量数据进行比较验证。结果表明:展宽后的响应函数与实验得到的响应函数符合一致,通过数值解谱可以很好地给出实验测量中不同γ源的能量以及相对产额等信息。     

三种解谱算法求解中子能谱的解谱效果比较

使用多球谱仪测量中子能谱时,需要使用"少道"解谱算法。为此,本文分别将迭代算法、蒙卡算法和遗传算法应用到中子能谱解谱中,通过MCNP模拟几种辐射防护常见的中子能谱,模拟得到探测器在各个球中的计数,然后使用迭代算法、蒙卡算法和遗传算法进行解谱,并对三种解谱算法的解谱效果进行比较。结果显示,三种算法均能够很好的完成解谱,且给出的中子注量、周围剂量当量和平均能量与参考值符合的也较好。另外,在典型的中子辐射场,三种算法的使用条件不同,可相互配合,较好的给出解谱结果。     

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。     

MC模拟解析快中子谱解谱方法评价

本文利用Geant4蒙特卡罗模拟并使用ROOT数据处理工具对基于Triple GEM探测器阴极耦合多层聚乙烯转化结构在不同快中子照射情况下进行了快中子解谱研究。通过模拟计算得到不同快中子源下相应的探测器响应函数,使用GRAVEL算法、极大似然(MLEM)算法和改进型极大似然(MLEM-D)方法进行了快中子解谱分析和比较,三种算法解谱的结果表明,三种解谱方法均适用于Triple GEM结构快中子探测器,且解谱结果与参考数据符合良好,采用中值降噪法改进的MLEM-D方法对多能中子能谱解谱效果最佳,谱线最为平滑。     

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。     

核动力堆安全壳内外中子能谱和剂量测量

利用自制的多球谱仪测量了某核动力反应堆安全壳内外的中子能谱和剂量当量率。对安全壳外测量，中心探测器为球形^3He正比计数管；对安全壳内测量，中心探测器为球形金箔。系统的响应函数用MCNP程序计算，解谱程序为MIEKEB。为验证系统响应函数计算的准确性，进行了一些实验测量，并与理论计算结果进行了比较。结果表明，测量结果与计算结果在不确定度范围内相吻合。     

CARR堆冷中子瞬发伽玛活化分析系统及实验研究

利用中国先进研究堆（CARR）在国内首次开展了冷中子瞬发伽玛活化分析（CNPGAA）实验,采用定制加长的电制冷高纯锗（HPGe）探测器和先进的数字多道谱仪DSPEC®-502进行测量,获得了NH₄Cl样品中元素冷中子瞬发伽玛谱和本底谱等数据,同时利用伽玛放射源¹⁵²Eu、¹³⁷Cs、⁶⁰Co以及NH₄Cl产生的瞬发伽玛射线对探测器在宽能区0.1~8 MeV进行能量刻度。为降低环境辐射本底,HPGe探测器外围采用环形锗酸铋（BGO）康普顿谱仪,10 cm铅以及含⁶Li和¹⁰B材料对中子束流准直屏蔽。此外,利用金片活化法测量了CARR堆运行功率为15 MW时有无冷源情况下冷中子导管B(CNGB)末端1 m处的中子注量率,结果显示有冷源时中子注量率可提高一个量级。     

用于硼中子俘获疗法治疗束的光子谱仪设计

实验确认治疗束的谱源项参数是硼中子俘获治疗（BNCT）物理剂量学研究的重要环节之一,全面细致地掌握相关信息,对精准制定临床治疗计划进而准确评估患者的给予剂量十分重要。为验证理论计算源项光子能谱的可靠性,设计适用于BNCT治疗束特点（宽能量范围、高强度n/γ混合束）的新型光子谱仪。通过蒙特卡罗模拟方法优化探测器内的中子注量率、光子计数率及次级光子占比（次级光子计数率/初级光子计数率）三个重要参数,在降低辐射强度以避免探测器的辐射损伤和死时间过大的同时,尽可能抑制中子诱导次级光子的产生,将次级光子占比降至5.45,以实现BNCT治疗束光子谱的快速准确测量。同时,开展谱仪对不同能量光子响应的校准方法研究,以便得到准确的响应函数,为光子谱的解谱工作奠定基础。     

TEPC中子和γ分辨技术研究

混合辐射场中子剂量、剂量当量的测量需进行中子、γ分辨。依据各种辐射沉积线能的不同,组织等效正比计数器（TEPC）具有一定的中子、γ分辨能力。本文采用自制的圆柱形TEPC在5SDH-2加速器单能中子辐射场进行了微剂量谱测量,对其中子、γ分辨技术进行了探讨分析。采用¹³⁷Cs纯γ辐射微剂量谱匹配法,在²⁵²Cf、²⁴¹Am-Be中子辐射场进行了中子、γ分辨研究。分辨后的中子剂量当量与约定真值一致性较好,表明TEPC用于中子、γ混合辐射场的吸收剂量、剂量当量测量是可行的。     

Monte Carlo Simulation of Determining Porosity by Using Dual Gamma Detectors

Current formation elementsspectroscopy logging technology utilize ²⁴¹Am-Be neutron source andsingle BGO detector to determine elements contents. It plays an important rolein mineral analysis and lithology identification of unconventional oil and gasexploration, but information measured is relatively limited. Measured systembased on ²⁴¹Am-Be neutron and dual detectors can be developed torealize the measurement of elements content as well as determine neutron gammaporosity by using ratio of gamma count between near and far detectors.Calculation model is built by Monte Carlo method to study neutron gamma porositylogging response with different spacing and shields. And it is concluded thatmeasuring neutron gamma have high counts and good statistical propertycontrasted with measuring thermal neutron, but the sensitivity of porositydecrease. Sensitivity of porosity will increase as the spacing of dual detectorincreases. Spacing of far and near detectors should be around 62 cm and 35 cmrespectively. Gamma counts decrease and neutron gamma porosity sensitivityincrease when shield is fixed between neutron and detector. The length of mainshield should be greater than 10 cm and associated shielding is about 5 cm. ByMonte Carlo Simulation study, the result provides technical support fordetermining porosity in formation elements spectroscopy logging using ²⁴¹Am-Beneutron and gamma detectors.     

锰浴法绝对测量中子源发射率

锰浴法是目前绝对测量中子源发射率（中子源强度）最广泛、精度最高的方法之一。将已知活度的⁵⁶Mn溶液倒入锰池中,通过两路NaI(Tl)探测器测量锰液中⁵⁶Mn的γ计数,确定系统效率,然后通过锰液饱和活化计数得到中子源强度。利用锰浴法中子源强度标准装置绝对测量了标准²⁴¹Am-Be(α, n)中子源的强度。该中子源是国际电离辐射咨询委员会组织的国际比对CCRI(Ⅲ)-K9.AmBe的传递标准源。测量结果与比对平均值在不确定度范围内一致,验证了本标准装置的可靠性。     

241Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置及辐照器设计

²⁴¹Am-Be中子源被广泛用于实验研究,为保护实验人员免受中子及γ射线照射,需要设计适当的屏蔽。利用蒙特卡罗方法计算中子透射不同材料后的能谱分布与剂量,优选各层屏蔽材料种类与厚度,设计一套²⁴¹Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置。装置由内而外采用钨+聚乙烯+含硼聚乙烯+不锈钢进行防护,外表面周围剂量当量率H^*(10)低于10μSv/h,满足辐射防护要求。同时对装置内部热中子、超热中子和快中子注量分布进行研究,确定装置快中子和热中子输出通道最佳位置。在辐照装置同时开放快中子和热中子通道进行实验测试时,需要设置距离大于130 cm的控制区,以保障操作人员安全。     

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%。}     

keV能区中子注量率测量初级标准装置研制

由于大多数中子探测器在keV能区处于共振能区,截面数据无法精确已知,无法作为中子注量率测量初级标准装置。⁶Li在keV能区的截面精确已知,本文以此设计了一种包含⁶LiF转换体的硅半导体探测器系统（LiF-SSD探测器）,建立了keV能区中子参考辐射场中子注量率测量初级标准装置。利用SRIM和TRIM程序估算了LiF-SSD探测器的计数率;基于Geant4开发了探测器响应计算程序,给出了中子能量为27.4 keV的探测器脉冲幅度计算谱;利用⁴⁵Sc(p,n)-⁴⁵Ti反应,测量了27.4 keV中子能量点的探测器脉冲幅度谱,测量结果与理论计算谱符合较好。     

细胞尺度10B不均匀分布对细胞微剂量影响的计算与分析

硼中子俘获治疗已经成为当前治疗恶性黑色素瘤、头颈部肿瘤等恶性肿瘤的有效手段之一。¹⁰B在细胞尺度上不均匀分布将直接影响到对肿瘤细胞失活剂量的控制。为研究含硼化合物在细胞内空间上分布不同对靶区细胞微剂量的影响,本工作利用Monte-Carlo工具包开发了用于计算¹⁰B（n,α）⁷Li产生的α与⁷Li对靶区剂量的模拟程序α-Li Version 1.0。通过此程序,计算了2种细胞尺寸、8种α粒子能量、3种源分布方式的细胞S值,并与MIRD委员会解析算法的计算结果进行对比,两者差异在1%以内;对不同细胞核半径、不同细胞半径及不同源位置等条件下的3 420种模型进行了模拟计算,证明了α粒子和⁷Li粒子在细胞内的S值存在差异性;最终获得的¹⁰B（n,α）⁷Li反应的细胞S值数据库,可用于细胞尺度¹⁰B不均匀分布情况下的高精度微剂量学计算。