自给能探测器在强γ堆芯中的应用

一、引言在我国高通量反应堆(HFETR)内,堆芯功率密度高,γ场强。自给能探测器的γ本底与中子灵敏信号处于同一量级。当堆功率下降时,堆芯中子与γ,以不同规律下降。由于自给能中子探测器对γ场     

BC501探测器对~(252)Cf裂变瞬发射线的响应测量

为了应用BC501液体闪烁探测器测量脉冲信号时间序列,利用252Cf裂变γ射线和中子飞行时间谱,测量了两种大小BC501探测器对裂变瞬发射线的响应。探测器对入射γ射线的定时精度能够达到1.2 ns。获得了平均一次252Cf裂变,不同中子能量阈值以上,γ射线和中子的绝对计数。     

温度对自给能中子探测器信号影响模拟研究

为探讨自给能探测器在使用现场温度改变对探测器灵敏度的影响,研究了自给能中子探测器在不同温度工况下电流信号与中子注量率的关系。中子注量率加权微观截面的计算,用以说明不同温度下探测器特性。结果表明:探测器灵敏度并非一个固定常数,在不同工况下需要进行校正。     

Response Measurement of BC501 Detector to Instantaneous Rays from 252Cf Fission

为了应用BC501液体闪烁探测器测量脉冲信号时间序列,利用252Cf裂变γ射线和中子飞行时间谱,测量了两种大小BC501探测器对裂变瞬发射线的响应.探测器对入射γ射线的定时精度能够达到1.2ns.获得了平均一次252Cf裂变,不同中子能量阈值以上,γ射线和中子的绝对计数.     

探测丰中子核弱γ活性的符合反符合系统

HPGeγ探测器的γ射线能量信号与4πΔEβ探测器的β射线能损信号相符合，再与大的BGO探测的正电子湮灭511keVγ射线信号作反符合，由此构成的特殊探测系统在新丰中子核素209Hg的首次观察中起到了重要作用，显示出对从元素分离的样品中探测非常弱的丰中子同位素γ活性是一种很有效的方法。     

Response Measurement of Three Scintillation Detector to Instantaneous Rays from 252 Cf Fission

应用飞行时间谱,测量了LaCl3(Ce)、BC400、ST401三种闪烁探测器对252Cf裂变γ射线和中子的响应,获得了信号输出波形参数、定时精度、不同中子能量阈值的计数.测量了LaCl3,(Ce)探测器被高密度聚乙烯屏蔽后的响应.BC400探测器对入射γ射线的定时精度为1.3ns,ST401为1.5 ns.通过匹配快响应光电倍增管,LaCl3 (Ce)探测器是混合场中测量γ射线时间序列的一种有效方法.     

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...     

瞬发γ射线中子活化分析及其应用

热中子与物质产生辐射俘获反应时,发出瞬发γ射线,用高分辨率锗半导体探测器测量瞬发γ能谱,进行能量和强度分析,从而达到识别元素及确定含量的目的,此即瞬发γ射线中子活化分析,简称PGNAA。由于~(252)Cf中子源和锗探测器的发展,PGNAA作为堆中子活化分析     

铑自给能探测器延迟信号数字处理算法与实验研究

铑自给能探测器（RSPND）输出电流信号的慢响应特性严重影响反应堆内中子注量率的实时测量,不利于反应堆的控制和安全管理。采用反函数计算或各种补偿方法改进其响应特性,有利于RSPND的使用。本文研究了前向差分变换法、后向差分变换法、阶跃响应不变法及双线性变换法等4种数字处理算法,有效缩短了铑自给能探测器输出信号的响应时间,时间常数缩短到5 s以内。通过数字实验系统,验证了算法的正确性,为该探测器用于反应堆内中子注量率测量的快速响应提供了可行性。      

西安脉冲堆准单能γ源制备系统

γ射线及中子探测器的γ能谱响应曲线标定实验需用能量范围为100~2700keV的系列准单能γ射线源。本文主要介绍利用西安脉冲堆的跑兔辐照系统制备系列准单能γ射线源的方法,讨论样品辐照的影响因素,并给出样品活度测量中干扰核素影响的扣除方法。最后给出低、高强度源的HPGeγ谱仪和剂量仪活度测量方法。     

钒自给能探测器延迟信号数字处理算法与实验研究

钒自给能探测器（VSPND）输出电流信号的慢响应特性严重影响反应堆内中子通量的实时测量,不利于反应堆的控制和安全管理。采用反函数计算或各种补偿方法改进其响应特性,有利于VSPND的使用。本文研究了前向差分变换法、后向差分变换法、阶跃响应不变法及双线性变换法等4种数字处理算法,提出了两次处理的方法,有效缩短了VSPND输出信号的响应时间,时间常数由325.47 s减少到7 s以内,其中阶跃响应不变法算法的时间常数最小为5.2 s。设计了数字实验系统,验证了算法的正确性,为该探测器用于反应堆内中子通量测量的快速响应提供了可行性。     

基于双GM计数管设计的宽量程伽马剂量计性能初步测试

为在核事故中使用机器人定位和抓取丢失的伽马放射源,本文初步设计了一款基于双GM（Geiger Müller）计数管（ZP1321,ZP1301）的宽量程伽马剂量计。设计了用于探测器信号处理的前端模拟电路和基于微控制器的数据处理和传输程序等,并使用137Cs伽马放射源对设计的系统进行了初步测试。测量并分析了影响剂量计输出信号的主要因素。初步实验结果表明,所设计的无屏蔽壳的伽马剂量计可成功地在线检测伽马放射源。     

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 GΩ。设计和工艺改进方案满足探测器技术规格书的要求。      

碳化硅探测器的最大线性电流研究

本文研究了电流型碳化硅探测器的最大线性电流特性,给出了最大线性电流计算方法,分析了辐射类型、灵敏区面积、灵敏区厚度和耗尽区电场强度对最大线性电流的影响,利用强脉冲X射线加速器和紫外激光源实验研究了碳化硅探测器的最大线性电流特性。研究结果表明,灵敏区面积4 cm2的碳化硅探测器可获得4 A以上的线性电流,不同规格碳化硅探测器最大线性电流的理论和实验结果最大相对偏差约23%。     

Sensitivity of a new-developed neutron detector

We develop a kind of neutron detector, which consists of a polyethylene thin film and two PIN semiconductors connected face-to-face. The detector is insensitive to γ-rays. Its sensitivity to neutron has been calculated with MCNP program and calibrated by experiments, and the results indicate that the neutron sensitivity of the compensation detector will vary with polyethylene convel‘ter. The compensation PIN detector can be employed to measure pulse neutron in neutron and gamma mixture radiation field.     

直径30 cm的等高圆柱形载钆液闪探测性能

载钆液闪探测器是高能物理及核物理实验中重要的粒子探测工具。通过研制得到了一台大体积的直径为30 cm等高圆柱形载钆液闪探测器,载钆液闪溶液的载钆量为0.5%wt;利用252Cf中子源进行了中子与γ分辨性能实验测试,结果表明,直径30 cm等高圆柱形载钆液闪的中子与γ分辨性能较差;利用飞行时间技术通过符合测量的方法,分别测量了中子与伽马分辨谱中的中子与γ信号的时间分布,两者峰位之间的时间差为2 ns;利用252Cf裂变电离室的裂变碎片信号作为开门信号,通过符合测量的方法,获得了直径30 cm等高圆柱形载钆液闪的中子俘获时间分布实验数据,中子俘获平均时间为11μs。对于较大体积条件下,载钆液闪的中子与γ分辨性能较差的物理现象,通过实验给出了合理解释和分析。     

瞬态微弱信号输出稳定性分析

本文分析了在辐射探测瞬态微弱信号获取中,系统输出不稳定的原因,并通过改变放大电路中的反馈网络结构,利用频域特性,采用最佳相位补偿的方法实现微弱信号稳定放大输出。最后利用CZT探测器在低能γ射线的辐射探测系统中验证测试,实验表明,辐射脉冲信号调理系统通过增加稳定性措施后,可有效提高CZT探测器对~(241)Am源的能量分辨率。     

CdZnTe quasi-hemispherical detector for gamma–neutron detection

Quasi-hemispherical CdZnTe detector was manufactured successfully to fully understand the performance in the mixed gamma–neutron detection field. Together with the software of COMSOL, Geant4, and Matlab, the detector structure has been optimized. The CdZnTe detector performs good energy resolutions for ²⁴¹Am, ⁵⁷Co, and ¹³⁷Cs radiation sources, especially for ¹³⁷Cs (10.91 keV full width at half maximum [FWHM] at 662 keV). A linear relationship between the energy positions and spectrum channels indicates that the detector is effective for the precise energy detection from 59.5 to 662 keV. Finally, neutron and gamma events were detected simultaneously at room temperature using ²⁴¹AmBe neutron source. The spectrum shows good energy resolution for neutron capture gamma ray (14.28 keV FWHM at 558 keV). Our work demonstrates that the quasi-hemispherical CdZnTe detector is promising for simultaneous detection of neutrons and gamma radiation.     

The limitations of associated alpha particle technique for contraband container inspections

Inspection of a shipping container for the presence of the threat materials has been investigated in the laboratory by using a 14 MeV neutron beam, a BaF₂ gamma detector and the associated alpha particle technique. The associated alpha particle technique is proposed as a part of a two sensor system for contraband container inspections. This method is effective in the reduction of background radiation with the possibility of collimating electronically the neutron beam.The intrinsic time resolution has been experimentally estimated to be 1.3 ns (FWHM), which allows inspection of a minimum voxel having 7 cm depth along the neutron flight path. The neutron beam intensity plays a crucial role as a limiting factor for the acquisition time reduction. Single counting rates of the gamma and alpha detector were investigated as a function of the neutron intensity, distance between the gamma detector and the neutron source and the type of shielding. The time and the energy spectra for different neutron intensities were evaluated.     

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。