脉冲辐射场中子探测器死时间效应研究

以正比计数管为基础的中子剂量当量仪是实现反应堆和加速器等中子辐射场剂量水平实时监测的重要手段,而探测器的死时间效应问题直接关系到脉冲中子辐射场下量值的准确性。本文使用"双源法"实验测定了正比计数器死时间,使用蒙特卡洛模拟软件计算了中子探测器慢化体对中子的慢化时间,推导出加速器辐射场中计数率与修正因子的关系式,可以实现脉冲辐射场中子漏计数补偿。     

双探测器中子剂量当量仪的探头设计

针对单探测器中子剂量当量仪的能量响应性能普遍不好的问题,设计了一种新型中子剂量当量仪,该中子剂量当量仪的探头包含有两个不同厚度慢化体球壳和两个球形3He正比计数管。用MCNP程序对分别嵌入到两个慢化体球壳中心的两个3He正比计数管的能量响应进行了计算。在周围剂量当量的结果计算时,用两个探测器的计数率之比确定1个修正因子以对探测器的计数率转换成中子周围剂量当量率进行修正。经过理论分析和实验验证,该中子剂量当量仪的能量响应性能有一定改善,可使热中子～14MeV范围内的能量响应缩小到0.7～1.3范围内。     

加速器中子源大厅内散射中子分布的模拟

本文针对加速器中子源可在较宽能量区间产生单能中子的特点,采用MCNP5对0.2～20 MeV的源中子在加速器中子源大厅内的散射情况进行模拟计算和分析。结果表明,直射中子通量随离源距离的增大呈平方反比衰减,散射中子通量则随离源距离的增大而几乎保持不变;大厅内的散射中子主要来自墙壁的贡献,离墙壁越近散射率越高。能量为0.4 MeV和1 MeV的源中子散射率最高,10 MeV和15 MeV的源中子散射率最低。用中子的宏观散射截面可较好解释散射率模拟结果,中子的弹性散射截面远大于非弹性散射截面,因此弹性散射起主导作用。中子能量大于1 MeV后,散射截面随中子能量增加而减小直至进入一段坪区,散射率也随之降低并进入坪区。结合待测位置处直射、散射中子通量和不同能量的散射中子份额的计算,能解释能量较高的源中子散射率较低的现象。通过在墙壁表面附上一层中子慢化吸收材料的方法可有效减弱中子散射,如5 cm的含硼聚乙烯（10%B4C）可降低散射率约40%。     

加速器中子源大厅内散射中子分布的模拟

本文针对加速器中子源可在较宽能量区间产生单能中子的特点,采用MCNP5对0.2～20 MeV的源中子在加速器中子源大厅内的散射情况进行模拟计算和分析。结果表明,直射中子通量随离源距离的增大呈平方反比衰减,散射中子通量则随离源距离的增大而几乎保持不变;大厅内的散射中子主要来自墙壁的贡献,离墙壁越近散射率越高。能量为0.4 MeV和1 MeV的源中子散射率最高,10 MeV和15 MeV的源中子散射率最低。用中子的宏观散射截面可较好解释散射率模拟结果,中子的弹性散射截面远大于非弹性散射截面,因此弹性散射起主导作用。中子能量大于1 MeV后,散射截面随中子能量增加而减小直至进入一段坪区,散射率也随之降低并进入坪区。结合待测位置处直射、散射中子通量和不同能量的散射中子份额的计算,能解释能量较高的源中子散射率较低的现象。通过在墙壁表面附上一层中子慢化吸收材料的方法可有效减弱中子散射,如5 cm的含硼聚乙烯(10%B_4C)可降低散射率约40%。     

中子剂量当量仪的设计

为了提高中子剂量当量测量的准确度,利用MCNP5程序模拟优化了一种球形中子剂量当量仪的能量响应曲线。模拟结果表明,当聚乙烯厚度为10 cm,镉片处于聚乙烯慢化体中0.9–1.0 cm、半径为0.45 cm、长度0.1 cm时,在能量为2.53×10–8–10 MeV,能量响应因子为0.2–1.8,并与相关剂量仪性能进行比较,从而验证了此中子剂量当量仪设计的准确性。     

声核中子测量的屏蔽设计

通过测定声空化核效应实验室各测量点的中子注量率,了解实验室墙壁和地面对出射中子的散射,选定散射中子相对较弱的位置作为声核中子测量点。利用SHIELD程序模拟不同材料的中子屏蔽效果,选用4cm铁和20cm含硼石蜡组成屏蔽体,以降低中子本底。测定影屏蔽及影屏蔽结合BF₃正比计数管环绕屏蔽两种方式下的散射修正因子F_s,提出以统计显著性增量S.S.I≥3/[KF(]F_s[KF)]作为超声中子计数相对于非超声中子计数的增量ΔC是否具有统计意义的判据。     

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。     

BH3105E型中子剂量当量仪研制

研制成功BH3105E型中子剂量当量仪.仪器采用镉吸收棒法实现热中子至14 MeV区间等剂量当量测量;选用6Li玻璃闪烁体作为中子探测器;探头输出信号送至硬件电路进行处理.信号经主放大器、脉冲幅度甄别器、整形器由处理器进行计数采集.仪器系统软件设计实现了测量数据存储,采用串口协议与单片机进行通讯.     

Am-Be中子源辐射场周围剂量当量与吸收剂量的计算

根据最近更新的微观中子核反应截面数据（ENDF/B-Ⅶ库）计算了热中子到20MeV中子能区,H、C、N、O、Ar5种元素以及干燥空气和ICRU四元素组织的中子比释动能系数（kerma因子）。在此基础上,结合MCNP程序对Am-Be源外中子能谱的模拟,计算了Am-Be源中子场的周围剂量当量,单位中子注量下为373.0pSv•cm²。利用本实验室计算国产Am-Be源的中子能谱,算得相应中子场的周围剂量当量为374.0pSv•cm²,距离该源1m处空气对中子和γ射线的吸收剂量率分别为1.457×10^－2和1.580×10^-1μGy/(GBq•h)。     

干式储藏~(137)Cs源反散射份额的计算研究

干式储藏 ~(137)Cs源由于其自身结构特点,放射源发射的γ射线中含有反散射光子,采用此类型的储藏源校准剂量计,会存在一定的偏差。本文首先建立了多源照射器实验室三维模型,利用该模型理论计算并分析了实验室墙壁对反散射峰计数的影响。然后测量 ~(137)Cs能谱,采用两种方式扣除康普顿坪并计算出反散射峰与全能峰的计数之比。实验解谱结果表明,在实验室内离源6m处反散射光子与661.66keV光子计数之比为0.090 9,实验解谱数据与蒙卡模拟数据相对偏差为-13.8%。     

西藏地区天然中子能谱测量

本文采用多球中子谱仪和中子周围剂量当量（率）仪分别对西藏地区的天然中子能谱和周围剂量当量率进行了测量,得到了西藏地区不同海拔处的室外天然中子能谱和周围剂量当量率。研究结果表明：该地区室外天然中子的能谱形状基本保持不变,其各能区的中子注量率随海拔的增加而增大,天然中子的总注量率和有效剂量率及周围剂量当量率均随海拔的增加呈指数规律增大;此外,天然中子的有效剂量率可用中子周围剂量当量（率）仪的测量结果乘以能谱 有效剂量转换因子得到。     

常用防护用品对~(32)P,~(90)Sr+~(90)Y,~(147)Pm放射源屏蔽效果的测定

采用FJ358A型低量程β测量仪测量了P等3种β放射源32的定向剂量当量率,给出了3种源源正面空气中的定向剂量当量率与距离的关系曲线;给出了工作服、乳胶手套、防护眼镜等12种物品对3种源定向剂量当量率的屏蔽效果。提出了几点减少个人浅表剂量当量的建议。     

中子符合环的应用研究(英文)

描述了中子符合环的下列应用实验方法:中子符合环的标定;贫乏铀(DU)元件棒在压水堆及沸水堆燃料组件中的分布,组件位置,镉、纸板及塑料薄膜,中子毒物(Gd_2O_3)等对符合计数率的影响和校正等。结果表明:(1)符合计数率随源到组件的距离的增加逐渐减少,但当组件被移动到某一确定位置之后,符合计数率随距离的增加而增加。(2)DU元件在PWR组件中的不同的分布,符合计数率的最大变化为7.5％;相同低浓铀(EU)元件在组件中不同的分布,其符合计数率的变化为7％～9％。(3)加入镉片时,超镉中子的贡献较大,不加镉片时,热中子的贡献较大;另一方面,加入纸板和塑料薄膜时,符合计数率增加。(4)符合计数率随中子毒物元件的增加而减少;但加入镉片时,符合计数率的减少有所降低。PWR、BWR的测量精度,无镉片时好于0.5％;加入镉片时好于1％。     

一种中子剂量当量仪的探头设计

针对单探测器中子剂量当量仪的能量响应性能普遍不好的情况,设计了一种由三个慢化球壳和三个3He正比计数管构成的多探测器中子剂量当量仪的探头,对它的能量响应进行了计算,并与ICRP的推荐值进行了比较和分析,提出了对它的能量响应性能进行进一步改善的方法。     

多球中子谱仪的周围剂量当量转换研究

以辐射场全能段中子能谱获取及周围剂量当量转换为目的,针对一套以3He正比计数器为探测器的多球中子谱仪,介绍了采用脉冲幅度分析法进行中子-γ甄别,准确测量中子计数率的方法;测量并获取了实验室本底环境中子、Am-Be中子源、氘氘中子管连续出射中子三种辐射场的中子能谱,并予以分析;基于中子能谱进行周围剂量当量转换,分析了不同能量段中子所占的剂量比重,发现快中子是主要贡献者;在比较测量中,对三种单慢化体中子剂量仪器产生的误差进行了理论分析,并给出了依靠多球中子谱仪测准中子周围剂量当量的三点建议。多球中子谱仪可以直接测算周围剂量当量,可以指导其它中子剂量仪器的标校,还可以针对具体能量段进行中子防护设计,精准有效指导外照射剂量防护工作的开展。     

亚太地区中子周围剂量当量（率）仪的校准比对

适当的校准方法是保证中子周围剂量当量（率）仪测量结果准确可靠的重要因素。本文介绍了亚太地区首次中子周围剂量当量（率）仪校准比对APMP.RI(Ⅲ)-S1,以及韩国、澳大利亚、印度、中国台湾、中国大陆、日本和俄罗斯等国家和地区的计量院的放射性核素中子参考辐射场及比对结果。本文利用实验室建立的²⁴¹Am-Be和²⁵²Cf中子源参考辐射场对两台比对传递仪器进行了校准,并将校准结果进行了比较。结果表明,本实验室采用影锥法和距离反平方法的校准因子与比对参考值在不确定度范围内一致。     

中子符合环的应用研究

描述了中子符合环的下列应用实验方法:中子符合环的标定;贫乏铀(DU)元件棒在压水堆及沸水堆燃料组件中的分布,组件位置,镉、纸板及塑料薄膜,中子毒物(Gd_2O_3)等对符合计数率的影响和校正等。结果表明:(1)符合计数率随源到组件的距离的增加逐渐减少,但当组件被移动到某一确定位置之后,符合计数率随距离的增加而增加。(2)DU元     

用中子散射幅度谱研究石蜡厚度响应的初探

用中子散射幅度谱研究石蜡厚度响应的实验装置由241Am-Be中子源、锂玻璃探测器和BH1224多道谱仪组成.实验表明,热中子幅度谱峰区计数Y与0～54.7 mm的石蜡厚度D间存在较好的线性关系;对石蜡在0≤D≤54.7 mm测得的7点Y值进行线性拟合,源距r=5.5 cm时,斜率B最大,测厚准确度为2.5 mm.     

高灵敏度环境中子剂量当量仪的优化设计与实验验证

本工作采用MCNP程序对探测器探头的主要参数进行了模拟计算和优化选择。提出了高灵敏度环境中子剂量当量仪的设计方案。最后通过实验验证，试验结果与计算结果基本吻合。     

中子周围剂量当量率测量技术的发展与现状

中子周围剂量当量率的监测对辐射防护有重要的意义。通过对中子探测元件和中子剂量当量率仪发展过程的调研可知,根据其原理和结构可将其分为:单探测器单慢化体剂量当量率仪、单探测器多慢化体剂量当量率仪和多探测器集成剂量当量率仪,并对γ峰修正探测器的研究现状和优缺点进行了探讨。本文对这4种类型仪器的发展成果以及存在问题进行了总结与分析。