基于扩展型多球中子谱仪的中子能谱测量

为了有效地测量加速器辐射场的中子能谱,论文通过FLUKA模拟的辐射场中子能谱和探测器能量响应选择出合适的扩展型多球中子谱仪、利用基于少道解谱理论的解谱程序来得到实验能谱以及积分注量统计。并通过计算与实验计数率的对比证明了该方法测量中子能谱的可行性,同时分析了实验的不足并给出了改进的建议。     

同位素中子源参考辐射能谱测量及模拟中子谱分析

不同成分中子参考辐射场是对中子防护材料性能测试的基本条件。为获得较理想的测试中子防护材料的中子参考辐射场,构建基于³He正比计数管的多球中子能谱测量系统,对基于²⁴¹Am-Be和²⁵²Cf中子源的中子辐射场慢化情况进行MCNP模拟和能谱实验测量。为准确判断实验室校准参考位置的中子散射情况,基于多球中子能谱测量系统,开展了中子散射成分测量。采用ICRP推荐的注量-剂量转换系数对能谱进行了剂量率转化,与使用长计数器的测量结果进行比较,发现在校准参考位置的剂量率相对偏差≤20%。开展了聚乙烯慢化同位素中子源获得特定能谱的实验研究,进行了慢化谱的模拟计算和实验测量,两者结果符合较好。该工作为后续的中子计量测试和中子防护材料测试提供了可用的中子参考辐射场。     

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。     

中子能谱快速测量

为了实现中子能谱的快速获取,准确测量中子辐射场的剂量率,设计了一款一体化多球中子能谱仪。该系统能进行中子能谱的在线测量,实时显示中子剂量率。谱仪在Am-Be参考辐射场进行了验证,测量能谱与标准谱符合较好,转换后剂量率测量值与真值偏差<±7%。     

组织等效正比计数器测量系统的建立

对组织等效正比计数器（TEPC）的方法原理和性能进行了初步研究,在此基础上,建立了1套TEPC测量系统,用于测量中子、γ混合辐射场的吸收剂量及剂量当量。中子辐射场通常伴随有γ辐射。根据对混合辐射场测量得到的微剂量谱,将γ辐射的剂量贡献部分从中子辐射中区分出来。依据具体实验环境,使用蒙特卡罗方法进行了模拟计算。计算结果与实验数据取得较好的一致性,从而验证所建立的TEPC测量中子辐射场吸收剂量的方法是可行的。     

中子剂量仪在脉冲辐射场中的漏计数校正研究

中子剂量仪在加速器周围的脉冲辐射场中应用时存在漏计数现象,会影响辐射监测量值的准确性,需要修正。根据加速器束流脉冲参数推导出加速器辐射场中中子剂量仪的计数率与校正因子的修正公式,可以有效补偿中子剂量仪的漏计数。在北京正负电子对撞机(BEPCII)直线加速器的脉冲辐射场中进行实验,由实验结果求出修正公式中的未知参数,得到了修正公式。同时,使用被动式探测器CR39测量实验位置的累积中子剂量,对比两种探测器实验结果,验证了修正公式的有效性。     

组织等效正比计数器对单能中子响应的测量及模拟

在辐射防护中,组织等效正比计数器（TEPC）可作为主动式剂量计用于中子辐射场监测。采用研制的球形TEPC对加速器单能中子进行测量,获取了0.36、0.65、0.8、1.0、1.3 MeV各单能中子的微剂量谱,根据测得的线能谱计算了吸收剂量和平均品质因子,进一步得到了剂量当量,并与利用注量-周围剂量当量转化因子计算的结果进行了对比。采用FLUKA蒙特卡罗软件模拟了TEPC对各单能中子的响应,并与实验进行了比较。结果发现,理论模拟和实验测量符合很好。实验与理论结果均表明研制的球形TEPC对上述各单能中子具有较好的剂量当量响应。     

中子能谱测量中的解谱技术研究进展北大核心CSCD

中子能谱解谱技术为中子能谱测量系统必要的组成部分,近几十年来国内外开展了大量研究。本文首先介绍了中子能谱常规解谱流程,包括解谱模型、响应函数、解谱误差等内容;接着详细介绍了国内外中子能谱测量技术研究现状以及中子能谱解谱算法研究现状,包括比较成熟的最小二乘算法、最大熵算法等,也有新兴的神经网络算法、遗传算法等,总结了不同解谱算法的特点;接着介绍了根据不同解谱算法发展的解谱程序,对比了不同解谱算法及程序的优缺点,基于最小二乘算法开发的SAND系列程序和基于最大熵算法开发的MAXED程序是解谱功能强大、使用最广泛的程序;最后梳理了中子能谱解谱方法的发展脉络,总结了国内和国外研究的区别,未来开发包含多种解谱方法的综合性解谱程序具备较强的应用需求。     

叠层式探测器响应函数的理论计算和实验验证

光子能谱是脉冲辐射场中的重要参数.叠层式组合探测器可用于测量脉冲辐射场光子注量谱,而组合探测器对各种不同能量的光子的响应函数是光子能谱解谱的基础.本文用MCNP/4C对其响应函数进行了模拟计算,并采用热释光探测技术对典型能量点的γ射线的响应函数进行了实验验证.结果表明,叠层式组合探测器响应函数的理论模拟值和实验测量结果在实验测定精度内符合良好.     

三种智能算法求解多球中子能谱效果比较

目前多球中子谱仪的解谱算法,大多需要预置谱才能获得较准确的解谱结果。应用遗传算法,BP神经网络以及GRNN三种无需预置谱的智能算法寻找最优能谱,并设计了遗传算法适应度函数以及惩罚项,对BP神经网络和GRNN的参数进行了优化。使用IAEA提供的标准谱数据进行测试表明:GRNN拥有最快的计算速度和最高的精度,BP网络和遗传算法结果与期望谱基本吻合但计算时间远大于GRNN,这三种智能算法应用于多球中子解谱是切实可行的。     

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。     

脉冲堆快中子实验装置设计

本文利用蒙特卡罗方法和离散坐标法设计了满足器件辐照效应研究的脉冲堆快中子实验装置.采用SAND-Ⅱ多箔活化法和热释光剂量片法对装置参数进行了测试分析,验证了装置设计参数与实验测量值符合一致.     

Synthesis and Characterization of a Soft-tissue Substitute for Neutron Dosimetry

To develop a physical phantom for neutron dosimetry, a solid soft-tissue substitute was synthesized. The synthesized tissue substitute, NAN-JAERI, is improved in both hydrogen and oxygen elemental composition in comparison with existing tissue substitutes. To examine the radiation characteristics of the new soft-tissue substitute, absorbed dose distributions in NAN-JAERI were measured using a ²⁵²Cf neutron source. The measured absorbed dose distributions of neutrons and photons agree with those calculated by a Monte Carlo simulation code MCNP. The agreement between the experiment and the simulation verifies this method of evaluating the soft-tissue equivalence of NAN-JAERI for ²⁵²Cf neutrons. Similar simulations for some mono-energetic neutron sources showed that the newly developed tissue substitute has soft-tissue equivalent characteristics in the neutron energy range from 1 MeV up to 14 MeV, in terms of the absorbed dose distributions in a slab phantom.     

应用MOCA程序设计煤料PGNAA实验装置

为促进国内煤料瞬发γ中子活化分析（prompt gamma neutron activation analysis, PGNAA）技术开发,本研究使用基于蒙特卡罗模拟方法的MOCA程序对煤料PGNAA技术常用中子源²⁵²Cf进行模拟建模,并对²⁵²Cf中子源在煤料和常用慢化体聚乙烯中的中子场分布进行模拟计算,得到了源距与中子通量的关系曲线。通过模拟计算的结果,结合煤料PGNAA的测量过程和实验室情况,设计了既可表征大批煤料PGNAA过程又可实现辐射防护的实验装置。使用该装置开展实验室实验,取得了具有明显特征峰的实验谱图和良好线性的灰分标定系数,表明设计的实验装置具有适宜性,可利用该装置对煤料PGNAA进行进一步实验室研究。     

利用缓发中子法测量235U裂变数的实验研究

缓发中子伴随核裂变产生,通过对它的测量估算核裂变数是一需实验检验的新方法。在中国原子能科学研究院微堆辐照²³⁵U样品,采用³He正比计数器测量缓发中子,并通过缓发中子数反推得到铀样品的总裂变数。利用高纯锗γ谱仪测量被辐照样品发射的缓发γ射线,通过缓发γ射线数得到样品总裂变数。对两种测量方法得到的结果进行了对比和分析,结果表明,用缓发中子法和缓发γ法对同一样品测量的结果一致,缓发中子法可作为一种辅助诊断方法。     

Measurement and Simulation of TEPC Microdosimetric Spectra in Gamma Radiation Field

According to the different characteristics of microdosimetric spectra measured by tissue equivalent proportional counter (TEPC), the neutron dose equivalent and γ dose equivalent could be distinguished in a unknown neutron and γ mixed radiation field. In order to discriminate the γ radiation dose equivalent from the total value,the pure γ microdosimetric spectra was measured in ⁶⁰Co、¹³⁷Cs radionuclide radiation field with TEPC. TEPC microdosimetric spectra in a series of monoenergy γ radiation field were simulated by FLUKA code. All the γ radiation microdosimetric spectra, including measured spectrum in ⁶⁰Co、¹³⁷Cs radiation field and that of simulation spectrum by FLUKA code, reveal a trait that the linear energy of γ radiation is basically lower than 10 keV/μm. This trait is the very foundation to discriminate the γ radiation from the mixed radiation.     

组合PIN探测器对γ、中子脉冲辐射补偿效果研究

提出了一种新的硅PIN探测器组合结构,使其适用于n、γ混合脉冲辐射场中脉冲中子的测量。分别利用三通道脉冲γ发生器和DPF脉冲中子发生器对组合PIN探测器的γ和中子辐射补偿效果进行了测量研究,实验结果表明组合PIN探测器的γ和中子辐射补偿效果均达97％以上。     

基于PCA-GA-SVM的n/γ甄别方法研究

由于常用中子探测器对中子和γ射线均呈现敏感性，所以消除γ射线对中子测量的影响很有必要性。考虑到支持向量机（SVM）能实现二分类器功能，本文结合主成分分析法（PCA）、遗传算法（GA），将SVM应用在混合场n/γ的甄别工作中。通过PCA对特征值进行降维，避免SVM出现过拟合现象，同时通过GA迭代方式寻找SVM关键参数惩罚因子C和核函数参数g的最优值。对PCA-GA-SVM网络在n/γ甄别中的准确性进行验证后与电荷比较法及频域梯度分析法甄别结果进行对比。结果表明，经过PCA与GA优化后的SVM网络甄别精度提升显著，该方法可为混合场n/γ提供有效的甄别。     

A neutronic experiment to support the design of an Indian TBM shield module for ITER

A shield module is associated with an Indian Test Blanket Module (TBM) in ITER to limit the radiation doses in port inter-space areas. The shield module is made of stainless steel plates and water channels. It is identified as an important component for radiation protection because of its radiation exposure control functionality. The radiation protection classification leads to more assurance of the component design. In order to validate and verify the design of the shield module, a neutronic laboratory-scale experiment is designed and executed. The experiment is planned by considering the irradiation under a neutron source of 14 MeV and yields of 10 10 ns ⁻¹. The reference neutron spectrum of the ITER TBM shield module has been achieved through optimization of the neutron source spectrum by a combination of steel and lead materials. The neutron spectrum and flux are measured using a multiple foil activation technique and neutron dose-rate meter LB 6411 (He-3 proton recoil counter with polyethylene), respectively. The neutronic design simulation is assessed using MCNP5 and FENDL 2.1 cross-section data. The paper covers neutronic design, irradiation and the outcome of the experiment in detail.