AB-BNCT中子靶物理设计分析

质子加速器适用于为硼中子俘获治疗提供中子源,其中子源强及能谱较反应堆中子源更具可调性。中子靶物理计算分析是加速器中子源设计的基础,为其提供粒子能量、流强等参数需求分析,并为靶体结构尺寸设计、中子慢化和屏蔽分析等提供前端参数。本文利用MCNPX蒙特卡罗程序,通过对质子打靶的中子产额和能谱、靶体能量沉积、打靶后靶材放射性活度和中子出射空间角分布等进行研究,提出能量2.5 MeV质子轰击100～200 μm锂靶的设计,并用模拟计算数据论证其合理性。该设计中子源在1 mA流强质子轰击下,源强可达9.74×10¹¹ s^-1;拟设计15 mA、2.5 MeV质子束产生的中子源,在治疗过程中靶材放射性活度累积最大值约为1.44×10¹³ Bq。     

基于加速器的硼中子俘获治疗装置束流整形体的设计及其临床参数研究

在硼中子俘获治疗(BNCT)中,束流整形体是BNCT装置产生高品质中子束的关键部件之一,其设计至关重要。本文基于2.5 MeV质子打锂靶产生中子的过程,对加速器驱动的BNCT中子源的束流整形体进行了可行性方案设计,研究了慢化体厚度差异对出口束流品质、头部模型中的剂量分布和临床参数等方面的影响。研究表明,可行性方案设计在30 mA质子束流驱动下,可达到IAEA对束流品质的要求;在本文3种慢化体厚度设计下,随着慢化体厚度的增加,出口超热中子束流强度减小,快中子份额减小,进一步导致优势深度变浅,正常组织最大剂量率减小,治疗时间变长。     

基于加速器的硼中子俘获治疗装置束流整形体的设计及其临床参数研究

在硼中子俘获治疗（BNCT）中,束流整形体是BNCT装置产生高品质中子束的关键部件之一,其设计至关重要。本文基于25 MeV质子打锂靶产生中子的过程,对加速器驱动的BNCT中子源的束流整形体进行了可行性方案设计,研究了慢化体厚度差异对出口束流品质、头部模型中的剂量分布和临床参数等方面的影响。研究表明,可行性方案设计在30 mA质子束流驱动下,可达到IAEA对束流品质的要求;在本文3种慢化体厚度设计下,随着慢化体厚度的增加,出口超热中子束流强度减小,快中子份额减小,进一步导致优势深度变浅,正常组织最大剂量率减小,治疗时间变长。     

AB-BNCT中子靶物理设计分析

质子加速器适用于为硼中子俘获治疗提供中子源,其中子源强及能谱较反应堆中子源更具可调性。中子靶物理计算分析是加速器中子源设计的基础,为其提供粒子能量、流强等参数需求分析,并为靶体结构尺寸设计、中子慢化和屏蔽分析等提供前端参数。本文利用MCNPX蒙特卡罗程序,通过对质子打靶的中子产额和能谱、靶体能量沉积、打靶后靶材放射性活度和中子出射空间角分布等进行研究,提出能量2.5 MeV质子轰击100～200μm锂靶的设计,并用模拟计算数据论证其合理性。该设计中子源在1 mA流强质子轰击下,源强可达9.74×10~(11) s~(-1);拟设计15 mA、2.5 MeV质子束产生的中子源,在治疗过程中靶材放射性活度累积最大值约为1.44×10~(13) Bq。     

基于HI-13串列加速器的中子源设计

正利用中国原子能科学研究院的HI-13串列加速器,使用脉冲化的质子束,通过~7Li(p,n)~7Be反应,建立keV能区的中子源。HI-13串列加速器能提供的主频为6 MHz,脉冲宽度2ns,平均束流强度约1μA,稳定运行的最低端电压是3 MV。由于~7Li(p,n)~7Be反应阈值为1.881 MeV,在阈上附近截面最大,因此需使用降能片将入射质子能量降低至2 MeV以下。靶管的设计如图1所示,根据STRIM程序的计算结果,300μm厚度的Al片作为降能片能满足实验的要求。同时,为提高中子产额,采用厚Li靶(厚度1mm)的设计方案。     

基于14MeV质子回旋加速器的BNCT中子源实验终端设计

随着加速器技术的发展,基于加速器的硼中子俘获治疗装置越来越受到国内外关注。为了研究基于能量为14 MeV、流强为80μA的回旋质子加速器获得硼中子俘获治疗（Boron Neutron Capture Therapy,BNCT）中子源的可能性,利用Geant4软件对中子产生靶以及束流整形组件进行了优化设计,旨在获得理想的超热中子束实验终端。由于加速器的流强较低,增设了天然铀作为中子倍增器以提高中子注量。经过对铍靶、天然铀增殖层、AlF₃和TiF₃复合慢化体、热中子吸收层和γ屏蔽层等进行优化设计,在束流出口处能够获得超热中子占比高达95.6%,注量率可达6.26×10⁷n·cm^-2·s^-1的中子源终端。该方案可初步用于加速器BNCT中子源实验终端的技术验证。     

厚靶T(d,n)4He反应加速器中子源的中子产额、能谱和角分布

本文给出一种氚钛厚靶氘氚反应加速器中子源的中子产额、能谱和角分布的计算方法,并开发了相应的计算模拟程序.用自行开发的计算程序计算了入射氘束流能量低于1.0 MeV时加速器中子源的中子产额、能谱和角分布,给出了氚钛厚靶的一些典型计算结果,并对结果的可靠性进行分析.     

厚靶T(d,n)4He反应加速器中子源的中子产额、能谱和角分布

本文给出一种氚钛厚靶氘氚反应加速器中子源的中子产额、能谱和角分布的计算方法,并开发了相应的计算模拟程序。用自行开发的计算程序计算了入射氘束流能量低于1.0MeV时加速器中子源的中子产额、能谱和角分布,给出了氚钛厚靶的一些典型计算结果,并对结果的可靠性进行分析。     

基于氘氚中子源硼中子俘获治疗的中子慢化整形研究

硼中子俘获治疗（Boron Neutron Capture Therapy,BNCT）是一种具有广阔前景的癌症治疗方法。氘氚中子源是未来可供选择的BNCT中子源之一,由于氘氚中子源产生的中子能量为14.1 MeV,不能直接用于BNCT,需要进行束流慢化整形。使用蒙特卡罗模拟程序MCNP5设计了相应的束流整形组件（Beam Shaping Assembly,BSA）,模拟验证了用半径为14 cm的天然铀球做中子倍增层的优越性,计算结果表明：采用50 cm厚的BiF3和10 cm厚的TiF3组合慢化层,17 cm厚的AlF3补充慢化层,0.2 mm厚的Cd热中子吸收层,3.5 cm厚的Pb作为γ屏蔽层,以及10 cm厚的Pb反射层,获得了较为理想的治疗中子束,输出中子束的空气端参数满足国际原子能机构（International Atomic Energy Agency,IAEA）的建议值。     

用于单粒子效应辐照实验的CYCIAE-100白光中子源研究

中子诱发单粒子效应会影响航空飞行器和地面核设施用电子器件的可靠性。基于质子加速器打靶产生的白光中子束是研究电子器件中子单粒子效应的重要中子源。通过开展辐照实验获取器件中子单粒子效应截面或阈值等信息,能够预测器件在中子辐射环境中的失效率,并为有针对性抗辐射加固提供数据支撑。中国原子能科学研究院100 MeV质子回旋加速器(CYCIAE-100)通过质子轰击W靶发生散裂反应可以产生具有连续能量的白光中子。本文基于核反应理论,采用蒙特卡罗方法模拟了100 MeV质子与W靶相互作用产生的中子的产额、能谱和角分布,模拟结果表明,平均1个100 MeV质子可以产生0.33个中子;中子能量范围为0～100 MeV,且随着能量的增加中子注量先增加后减小,峰值在1 MeV附近;沿质子束方向中子角分布具有轴对称性,且随着出射角的增加,中子注量先减小后增加,在90°时,中子注量最小。选取0°出射方向的中子束开展单粒子效应实验,采用基于双液闪探测器的中子飞行时间法测量白光中子能谱,获得了能量范围为3～100 MeV的中子能谱,且当质子束为100 MeV/1μA时,在距离W靶15 m处的中子注量率为3.3×10...     

可用一台ADS验证装置的150 MeV固态金属散裂中子靶的性质研究

对可以用于中国“加速器驱动洁净核能系统”的入射质子能量为150MeV,束流为3 mA的固态金属靶进行了研究。采用锥型几何结构作为靶的结构,材料选择钨,靶厚度为3 mm,对“靶-束窗”一体化结构进行了研究。研究了泄露中子产额和中子产额,泄露中子的能谱分布和空间分布,散裂碎片的分布以及能量沉积和辐射损伤。     

基于150 MeV电子束的光中子特性模拟分析

高能中子源是研究高能太空宇宙射线中子对人体和电子仪器辐射损伤的必备装置,基于高能电子加速器的光中子源是目前能够提供较高能量白光中子的方式之一。本工作以清华大学先进加速器实验室的激光电子加速器束流参数为基础,借助Geant4对产生的光中子的能量特性、产额特性、角分布特性、时间特性进行了分析。模拟结果表明,Φ2 cm×2 cm的圆柱体Ta靶时,150 MeV电子束流可产生最高能量约为110 MeV、中子产额约为1.2×10~5n/10~7e-、出射时间在0~100 ns之间呈负指数分布的几乎各向同性的光中子。根据拟合的中子能量-出射时间离散指数函数,估算得到对产生的1~100MeV中子,在飞行距离为5m时中子飞行时间的时间分辨率好于2.23%。本工作为该加速器的光中子产生和实验测量工作提供了参考依据。     

中国原子能科学研究院紧凑型强流质子回旋加速器剥离引出技术研究

中国原子能科学研究院(CIAE)在20世纪90年代建造了一台30 MeV紧凑型强流质子回旋加速器后,经过近30年的发展,先后自主研发成功了基于剥离引出技术的能量为10 MeV、14 MeV、100 MeV、硼中子俘获治疗用14 MeV/1 mA等系列能量的紧凑型强流质子回旋加速器。建成的100 MeV紧凑型强流质子回旋加速器(CYCIAE-100),是目前国际上能量较高的一台紧凑型强流质子回旋加速器,最高流强达到520 μA,束流功率达到52 kW。建成的硼中子俘获治疗用的质子回旋加速器,也是我国首次自主研发成功的引出质子束流强达到mA量级的强流质子回旋加速器。在系列能量的紧凑型强流质子回旋加速器研发过程中,CIAE对剥离引出后的束流色散效应、剥离膜与束流夹角对引出后的束流品质的影响、单圈剥离引出技术等紧凑型强流质子回旋加速器剥离引出技术等方面展开了研究,且自主开发出了剥离引出计算程序,为紧凑型强流质子回旋加速器的应用作出了贡献。     

用组合叠层CR-39固体径迹探测器测量加速器厚铍靶9Be(d,n)反应中子能谱

采用组合叠层CR-39固体径迹探测器实验方法测量了加速器D（d,n）反应产生的5MeV与2MeV准单能中子能谱。进而测量了入射氘离子能量为3MeV时加速器厚铍靶9Be（d,n）反应的中子能谱,与已有的飞行时间法的测量结果基本相符。在此基础上,用该法又测量了入射氘离子能量为1．5MeV时加速器厚铍靶9Be（d,n）反应的中子能谱,结果符合较低能量氘离子与厚铍靶发生9Be（d,n）的核反应的物理过程。     

压水堆工作场所模拟中子参考辐射场的建立

利用串列加速器T(d,n)⁴He反应产生的14.8 MeV中子,以及适当的中子慢化散射装置建立了目前国内唯一的压水堆典型工作场所模拟中子参考辐射场。对不同中子慢化散射材料组合下的中子能谱及中子周围剂量当量进行了测量,并校准了2台典型结构的中子周围剂量当量率仪。将模拟中子参考辐射场下的校准因子和放射性核素中子源参考辐射场下的校准因子进行比较,发现放射性核素中子源参考辐射场下的校准因子明显偏高,且仪表类型不同,偏高的程度也有所区别,这主要是由于不同类型仪表的能量响应不同。相比之下,模拟中子参考辐射场更适合用于反应堆工作场所的中子剂量仪表的校准。     

加速器驱动次临界系统的中高能质子轰击厚靶中子学实验研究

利用俄罗斯杜布纳联合核子研究所的高能加速器进行加速器驱动次临界系统 (ADS)靶区中子学研究。用 0 .5 33、1 .0、3.7和 7 4GeV质子轰击U(Pb)、Pb和Hg靶的测量结果表明 :U(Pb)和Pb与Hg靶的中子产额比分别为 ( 2 0 1± 0 1 0 )和 ( 1 76± 0 33) ,从获得较强中子的角度看 ,Hg作为ADS靶是不利的 ;沿厚 2 0cm靶的中子产额随入射质子穿透深度增大而下降 ,质子能量越低 ,中子产额下降越快 ,为在较大厚度范围内获得较均匀的中子场 ,质子能量不应低于 1GeV ;不同能量质子产生的次级中子能谱相近 ,但随质子能量提高 ,较高能量中子的比例逐渐增大。     

中子俘获反应截面测量研究

正建造了一套γ全吸收型4πBaF2探测装置,用于高精度测量中子俘获反应截面。基于HI-13串列加速器提供的脉冲化质子束,通过7Li(p,n)7Be反应产生中子,构建了一个keV能区中子源实验条件。中子源的靶头设计如图1所示。经屏蔽准直后的中子轰击样品,应用4πBaF2装置在线测量(n,γ)反应复合核退激时释放的瞬发γ射线级联,实验布局如图2所示。     

厚铍靶9Be(d,n)反应中子产额测量

能量在3MeV以下厚靶D-Be反应的中子产额实验数据至关重要,但较为缺乏。本工作在北京大学4.5MV静电加速器上对氘束轰击厚铍靶的中子产额进行测量。对入射氘核能量在0.35~2MeV之间的若干能量点用长中子计数管进行了0°方向中子产额、中子角分布及中子总产额的测量。与已有的测量结果和经验公式进行了比较,并拟合出氘束轰击厚铍靶中子总产额的经验公式。     

T(d,n)4He强流中子发生器的中子能谱和角分布模拟计算

采用将厚靶分割成薄靶的方法对厚氚钛靶、260keV氘束流能量条件下T(d,n)⁴He反应中子源的能谱和角分布进行计算。以分割法计算得到的能谱和角分布数据为基础,建立了D-T中子源Monte-Carlo模拟抽样模型,在考虑中子发生器各元件材料及实验大厅墙壁对快中子的慢化、散射和吸收的条件下,采用MCNP程序对兰州大学3×10¹²s^-1强流中子发生器260keV氘束流能量下的中子能谱和角分布进行了模拟,给出了模拟结果。为检验模拟结果的可靠性,与实验测量能谱进行了比较,Monte-Carlo模拟谱和实验测量谱基本符合。     

遗传算法优化加速器硼中子俘获治疗束流整形设计

基于加速器的硼中子俘获治疗(AB-BNCT)设备是一种基于加速器产生的超热中子的癌症治疗装置，可以建在人口密集地区的医院。BNCT治疗对于中子注量率和各种沾污有严格的要求，为满足这些要求需对中子束流整形装置进行优化设计。本文以14 MeV回旋加速器为基础，研究了一种基于遗传算法的束流整形装置(BSA)的优化设计方案，利用遗传算法对束流整形装置内部材料及尺寸进行设计优化。结果表明，该方法可高效地实现多目标优化设计。该方法经过修改能够用于核工程其他相关领域的设计。