中子照相多路准直器优化设计与应用

设计了一种多路准直器用于消除中子照相中的散射中子,利用MCNP5对准直器的中子吸收材料、长度进行了优化设计,利用该准直器对不同厚度的水层样品在不同样品探测器距离下进行了中子照相的MC模拟计算。计算结果表明选用25μm的Gd作为准直器的中子吸收涂层,准直器长度为1cm时可消除98%的散射中子,使用该准直器可以有效提高中子照相定量分析的精度。     

中国散裂中子源通用粉末衍射仪准直器腔体设计

准直器作为降低谱仪本底的关键设备,在中国散裂中子源谱仪建设中非常重要。本文选用7A09铝合金作为窗体材料对准直器腔体进行真空密封;综合考虑中子透过率及窗体机械性能的要求,参考中子飞行轨道的几何约束,利用有限元模拟和解析计算相互验证的方法给出了放射状粗糙准直器的密封窗口结构。对准直器腔体同样采用有限元模拟和解析计算两种方法进行设计,给出了真空条件下的设计结果。     

阵列背散射成像系统准直器设计参数的蒙特卡罗方法研究

康普顿散射成像技术对低原子序数的物质很灵敏,适宜对毒品、炸药等物品的检测。讨论了实现阵列康普顿背散射成像的技术途径,分析了准直器设计的重要性,并利用MCNP程序对准直器的材料和尺寸进行了蒙特卡罗模拟计算,得到了适合的准直器设计方案。     

简易中子防护准直器的研制和性能

前言在用快中子治疗恶性肿瘤时,为了使中子束流集中轰击人体的肿瘤部位而尽可能不伤害健康组织,一般需要使用中子束准直器~([1])。准直器由准直孔引出照射肿瘤部位的有用中子束,由屏蔽层减弱和吸收其他非准直孔方向来的中子。在一定源强下,为提高有用中子束强度,就要求准直孔不能太长,即限制了屏蔽层沿准直孔方向的厚度;为达到屏蔽效果,就需选用宏观分出截面尽可能大的屏蔽材料。另外,还希望从准直孔方向引出的有用中子束中的低能成分尽可能地小,即具有较好的单色     

SPRR-300反应堆中子照相装置准直系统的研制

准直器是中子照相装置的关键组件之一．利用石墨为慢化剂．铋为γ过滤器。采用光阑直径、准直器长度、石墨塞长度可调以实现准直比和镉比的大幅度调节．钢结构水箱快门完成了SPRR—300准直系统设计。实验结果显示设计是合理的．成像质量达ASTM-86达二级以上．能满足不同成像技术和不同样品的中子照相需求。     

D-T快中子治疗准直屏蔽体设计及中子特性模拟

设计了一个用于D-T快中子治疗的准直屏蔽体,通过D-T中子在准直屏蔽体中的MCNP模拟,计算了屏蔽体外透射中子和透射光子在水中的吸收剂量,由此评价了准直屏蔽体的屏蔽效果。利用MCNP程序,模拟了准直中子束及中子束中的γ射线在源皮距(SSD)100cm处的能谱,计算了γ射线与中子束在水中吸收剂量的比值,对准直中子束中γ射线的污染水平进行了评价。完成了准直中子束在人体组织等效水箱中输运的MCNP模拟,给出了吸收剂量深度分布、吸收剂量横向分布和吸收剂量等剂量曲线。     

多通道平行束准直器灵敏度补偿性能

点源扩展函数PSF作为SPECT成像的一个重要参考,反映出相应准直器灵敏度和空间分辨率等的特性。本文在多通道平行束准直器MPB的几何框架下进行物理模型构建,解释了由探测器晶体厚度引起的PSF变化以及基于该变化进行的公式修正,指出了不利的因素,其结果与蒙特卡罗模拟基本吻合。在PSF基础上,结合蒙特卡洛模拟,指出了在准直器的拉伸过程中,斜平行束部分OPB的灵敏度变化特性和对准直器的补偿作用;通过两点源逐渐接近的过程,并与高灵敏度平行束准直器HSPB对比,指出MPB准直器在保持高灵敏度下,还能有高空间分辨率的原理,提出了一种设计高灵敏度和高空间分辨率准直器的方法。     

ISOCS无源刻度软件在准直器屏蔽厚度设计中的应用

准直器设计不仅需要考虑准直器的空间分辨率、灵敏度等因素,而且需要考虑准直器屏蔽厚度对"阴影区"的影响。建立了一种准直器屏蔽厚度的优化设计方法,该方法使用ISOCS无源刻度软件计算了探测器在佩带张角30,°屏蔽厚度分别为5、10、15 cm的准直器的角响应曲线和对无穷大面源在不同角度范围内计数率贡献的百分比。结果表明,当准直器屏蔽厚度为5 cm时,方位角90°处γ射线仍然对探测器存在计数率贡献;准直器屏蔽厚度为15 cm时,探测器视野范围可得到有效控制。该方法不仅可以为准直器屏蔽厚度设计提供依据,同时可以作为准直器探测器的效率刻度和不确定度评定的参考。     

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?30 cm视野范围内的中子注量率为4.80×10~7 cm~(-2)·s~(-1),其中直射中子注量率为4.09×10~7 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。     

利用Mcstas对两种中子导管模型的模拟计算

对于一台中子散射谱仪,中子导管对中子的传输性能很重要,文中利用Mcstas程序对中子小角散射谱仪中平行中子导管和锥形中子导管以及平行中子导管的几种准直长度对中子的传输性能进行了模拟计算,通过对样品台处束流轮廓和中子注量率的计算,可以看出,相对于锥形中子导管,平行中子导管为中子传输性能更优良的排列模式,平行中子导管模式下几种准直长度具有不同的中子的传输效率,设计时要兼顾准直度和注量率这两个因素。     

用于闪烁薄膜探测器灵敏度标定的中子屏蔽体设计

为标定薄膜厚度大于0.1mm的闪烁薄膜探测器灵敏度,采用MCNP程序建模优化设计了适用于在中国原子能科学研究院放射性计量测试部的5SDH-2串列加速器上进行实验的中子屏蔽体。实验表明,该屏蔽体可将偏离通道的中子注量减弱到通道中子注量的十分之一以下,将本底信号抑制在较光电倍增管暗电流略低的水平上,对于薄膜厚度大于0.1mm的探测器,可使其信噪比大于1∶1。计算表明,准直孔的散射对探测器测量灵敏度的影响不超过5％。     

热中子照相装置屏蔽的蒙特卡罗模拟

中子照相装置的屏蔽对降低反应堆大厅本底及提高中子照相质量具有重要意义。使用蒙特卡罗模拟方法,对热中子照相装置各组成部分的屏蔽进行模拟计算。结果表明：在照相装置的准直器部分使用厚130cm、密度4.6t/m3的重混凝土,飞行管部分使用厚75cm、密度3.6t/m3的重混凝土可保证屏蔽外的辐射当量剂量达到反应堆大厅的监督区要求。     

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。     

Optimization study of some neutron imaging parameters in a reactor based neutron radiography facility

Neutron imaging technique can be used as a means of material Non-Destructive testing. One of common neutron sources for neutron radiography is nuclear research reactor. In this work, several neutron imaging parameters such as aperture distance and the radiography plane location from the neutron source as well as the aperture diameter have been computationally optimized to deliver a proposed neutron beam. According to the results, the aperture diameter of 3.5–4 cm which was located at 55–85 cm from the outer layer of reactor core and the position of image plane at 300–400 cm fulfills delivering of the suitable neutron flux and other required conditions. W, Fe and Pb walls with an identified length formed the convergent-divergent collimator and shielded the neutron and gamma out of beam path. Bi and Fluental filters with an optimal dimension were used to efficiently improve the neutron beam profile at a sample position.     

CARR堆瞬发伽马活化分析系统的初步设计

基于中国先进研究堆（CARR），采用蒙特卡罗方法设计并优化了瞬发伽马中子活化分析系统，确定了该分析系统的整体结构、关键组成部件的物理和几何参数。20 cm的单晶铋过滤器能够提高中子束中热中子的份额， 也极大地屏蔽了来自堆芯的伽马射线；多层材料单段柱型准直的设计能够保证照射位置较高的中子注量和较低的本底。整个装置的屏蔽设计充分考虑到了材料的质量、体积和成本等因素，通过MCNP模拟结果最终确定了各屏蔽材料的尺寸。模拟结果显示，所设计的装置能满足辐射防护和低本底的要求，达到了最初的设计目标。     

Optimization of the extraction facilities of an electron accelerator – bremsstrahlung source for the pulsed photonuclear method

The objective of the present work is to select the material and thickness of an electron-beam converter and filter and a bremsstrahlung collimator for designing the extraction facilities of an accelerator in an experimental setup for studying the photonuclear method. Numerical modeling of the conversion of electrons into bremsstrahlung in the electron-beam converter and filter and passage of the bremsstrahlung in the collimator is performed. The following main criteria are optimized: the neutron yield from the fissile material under bremsstrahlung, the radiation loads on the content of the irradiated container, and the radiation background. The data obtained are used to design and build the target block at the exit of the electron accelerator, including the beam converter and filter, and the bremsstrahlung collimator for an experimental model of a fissile-material detection facility based on the U-28 accelerator. Translated from Atomnaya énergiya, Vol. 106, No. 3, pp. 162–167, March, 2009.     

Simulation and Performance Study on Compact Thermal Neutron Collimator Based on Gadolinium doped Silicate

In order to achieve the goal of nuclear security, the neutron generator is used to image shielded nuclear material by non-destructive analysis method. In order to improve the imaging quality, it is necessary to collimate the slowed neutrons. In this paper, the Monte Carlo software Geant4 was used to theoretically model a new compact thermal neutron collimator based on gadolinium-doped silicate, and the thermal neutron transmittance and collimation ratio of the collimator were simulated and calculated. The calculation results will be used to guide the subsequent construction of neutron-based nuclear material imaging systems.     

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。