充气反冲核谱仪焦平面探测阵列的GEANT4模拟

充气反冲核谱仪(SHANS)是目前国内合成缺中子锕系新核素、研究重核素α衰变性质的重要实验装置。为进一步提高焦平面探测阵列对重核素α衰变粒子和射线的探测效率,计划对现有探测装置进行升级。本文的主要工作是采用基于蒙特卡罗方法的GEANT4软件对现有的谱仪探测器阵列进行模拟,并与实验测量数据进行比较,以验证程序的准确性。结果表明,新探测系统对α衰变粒子的探测效率可达到88%左右,对能量在1 MeV的$\gamma$射线全能峰的探测效率约为7%。     

复合式高能γ探测器优化设计Monte Carlo模拟计算

用Monte Carlo方法系统模拟计算了以NaI晶体与BGO晶体为探测介质的clover与cluster复合式高能γ探测器的效率.对于相同的介质几何,BGO复合式探测器的全能峰效率远高于相应的NaI复合式探测器.用多块φ76×127BGO晶体制作成的clover与cluster复合式高能γ探测器对22.0MeV的γ光子的全能峰特征效率仍然高于40%,绝对效率增加因子达2.4与2.7.     

NaI(Tl)探测器对23.8MeV γ射线的效率刻度方法

低能D(d,γ)~4He辐射俘获反应截面的研究在聚变领域和天体物理等领域中起到非常重要的作用。由于受到标准γ源能量的制约,在研究D(d,γ)~4He反应产生的23.8 MeV高能γ射线产额实验过程中不能用标准源进行效率刻度。采用实验测量与计算相结合的方法实现NaI(Tl)探测器对23.8 MeVγ射线的效率刻度是比较成熟可靠的。针对高能γ射线的产额低、本底大的情况,实验采用一个大型NaI(Tl)反康谱仪进行测量,以提高探测效率。NaI(Tl)探测器的效率,独特地采用了包括全能峰、单逃逸峰和双逃逸峰在内的效率来计算,经MCNP-4C程序模拟计算,结合实验测量的19F(p,αγ)~(16)O反应产生的6.13 MeVγ射线探测效率推算出该NaI(Tl)探测器在23.8 MeV的效率为(2.23±0.34)‰。该方法对研究高能γ射线效率刻度具有重要的参考价值。     

C/O比能谱测井中碘化钠探测器对g射线响应函数的计算

 给出了中子g 能谱测井中NaI闪烁探测器对g 射线响应函数的计算方法,计算了3×3NAI（T1）探测晶体对能量直到25MeV的g 射线的能量沉积谱和响应函数。计算结果与实验结果符合较好。     

基于塑料闪烁光纤阵列的γ射线位置灵敏探测器数值模拟

基于蒙特卡罗的模拟方法,设计了一个基于塑料闪烁光纤阵列的γ射线位置灵敏探测器并对其性能进行了系统的研究。分析了该探测器在高能γ粒子辐照下的康普顿散射特性和圆形塑料闪烁光纤的能量泄漏情况,发现随着入射能量的不同,康普顿边缘峰值也相应变化,并且和入射光子能量一一对应。考虑阵列间粒子串扰的情况下,利用此特性得到该位置灵敏探测器在0.8~7.0 MeV的γ入射能量下,能量分辨率和空间分辨率分别能够达到10%和cm量级。但由于闪烁光纤原子序数较低,在较高能区的探测效率也较低,只有15%左右或更低。这就使得利用闪烁光纤阵列探测器不能同时满足较好的空间分辨率和能量分辨率,两者出现一定的矛盾。     

一个宽范围能响平坦的长中子计数器

由于对γ射线灵敏度低，而且可在很宽的范围内中子能量响应比较平坦，长计数管在中子产额的测量中得到了广泛的应用。为了提高探测效率，一般用BF3或^3He正比管外包围一定厚度的石蜡或聚乙烯慢化体来构成长计数管探测系统。建立的长计数器主要是针对中子管产生的DD（2．4MeV）或DT（14．1MeV）或两种能量混合的脉冲中子进行测量。为了达到探测系统设计要求，首先详细模拟了慢化体尺寸及结构对探测效率的影响，以便对探测器系统的加工制作提供依据。根据模拟结果建立了探测器，从实验上对探测器的性能进行了测量。     

基于塑料闪烁光纤阵列的γ射线位置灵敏探测器数值模拟北大核心CSCD

基于蒙特卡罗的模拟方法,设计了一个基于塑料闪烁光纤阵列的γ射线位置灵敏探测器并对其性能进行了系统的研究.分析了该探测器在高能γ粒子辐照下的康普顿散射特性和圆形塑料闪烁光纤的能量泄漏情况,发现随着入射能量的不同,康普顿边缘峰值也相应变化,并且和入射光子能量--对应.考虑阵列间粒子串扰的情况下,利用此特性得到该位置灵敏探测器在0.8～7.0MeV的γ入射能量下,能量分辨率和空间分辨率分别能够达到10%和cm 量级.但由于闪烁光纤原子序数较低,在较高能区的探测效率也较低,只有15%左右或更低.这就使得利用闪烁光纤阵列探测器不能同时满足较好的空间分辨率和能量分辨率,两者出现-定的矛盾.     

ST401塑料闪烁体中子、r灵敏度测量

ST401塑料闪烁体响应时间快，在脉冲中子源方法测量瞬发中子衰减常数中常用作中子探测器，同时它对于r射线也灵敏。利用加速器DT中子源、裂变谱中子源和^60Co同位素源，分别测量了三种尺寸的ST401塑料闪烁体的裂变谱中子和r射线的灵敏度。     

基于蒙特卡罗方法的NaI探测器效率刻度及其测量轫致辐射实验

为了将NaI探测器更好地应用到轫致辐射谱测量工作中,对一套NaI探测器做了研究:利用~(137)Cs,~(60)Co等同位素γ源,结合蒙特卡罗方法,得到全能峰效率的模拟值与实验测量值符合得较好;利用蒙特卡罗N粒子编码模拟NaI对不同能量光子的响应,得到了该探测器对光子的能量响应,并将获得的能量响应用于轫致辐射的解谱工作,解谱结果与原始谱符合得很好;将该探测器应用到强流电子束打靶轫致辐射测量实验中,对轫致辐射在NaI探测器中的响应做了初步测量.     

利用γ-γ符合测量~(60)Co放射源活度

利用NaI(Tl)闪烁探测器测量了60 Co的γ能谱,根据测量的1.173 MeV和1.332 MeV射线的峰面积以及它们符合峰的峰面积,得到了放射源的活度,与实际的源活度偏差为(6.64±0.40)%.说明用此种办法可以测量放射源的活度.     

组合闪烁探测系统的中子能量响应研究

组合闪烁探测系统由"Pb过滤片加塑料闪烁探测器"组成. 采用直流标定方法,实验研究了ST401、ST1422、ST1423组合探测系统对0.565MeV-14.16MeV能量范围的6个能点的中子灵敏度,得到了探测系统的中子灵敏度随Pb过滤片厚度的变化、随闪烁体厚度的变化和随中子能量的变化关系. 利用理论计算和实验测量结果相结合,获得了3种组合闪烁探测系统的中子灵敏度能量响应曲线.     

近距离n, γ混合脉冲辐射场中γ辐射探测技术

n, γ混合脉冲辐射场中, 在近距离、辐射强度低且中子辐射峰值比被测γ辐射峰值强度高的情况下, 传统γ辐射探测技术实施起来面临困难. 对PbWO4和CeF3等近年国内新研制的无机闪烁体进行了系列研究, 使用CeF3分别配光电倍增管和光电管,组合出了对γ辐射灵敏度高, 对中子相对不灵敏, 同时脉冲响应也快的光电探测系统, 应用以此为基础的探测技术在近距离n, γ混合脉冲辐射场中, 可将脉冲γ辐射探测信噪比提高一个量级以上. It is difficult to detect low intensity γ radiation by using traditional γ radiation detection technique in a close distance n, γ commix pulse radiation field with very high intensity neutron radiation. PbWO4 and CeF3 which are newly developed inorganic scintillator in our country have been studied. Photoelectricity detector systemes which have high γ sensitivity and relative insensitive to neutron and fast time response were assembled by using CeF3 and photomultiplier tube. The ratio of signal to noise for γ ray detection can be up to more than 10 times in close distance n, γ commix pulse radiation field by using this detector system.     

A capture-gated fast neutron detection method

To address the problem of the shortage of neutron detectors used in radiation portal monitors(RPMs),caused by the ~3He supply crisis, research on a cadmium-based capture-gated fast neutron detector is presented in this paper. The detector is composed of many 1 cm × 1 cm × 20 cm plastic scintillator cuboids covered by 0.1 mm thick film of cadmium. The detector uses cadmium to absorb thermal neutrons and produce capture γ-rays to indicate the detection of neutrons, and uses plastic scintillator to moderate neutrons and register γ-rays. This design removes the volume competing relationship in traditional ~3He counter-based fast neutron detectors, which hinders enhancement of the neutron detection efficiency. Detection efficiency of 21.66% ± 1.22% has been achieved with a 40.4 cm × 40.4cm × 20 cm overall detector volume. This detector can measure both neutrons and γ-rays simultaneously. A small detector(20.2 cm × 20.2 cm × 20 cm) demonstrated a 3.3 % false alarm rate for a ~(252)Cf source with a neutron yield of 1841 n/s from 50 cm away within 15 s measurement time. It also demonstrated a very low(0.06%) false alarm rate for a 3.21 × 10~5 Bq ~(137)Cs source. This detector offers a potential single-detector replacement for both neutron and the γ-ray detectors in RPM systems.     

溴化镧闪烁体探测器性能及应用研究

LaBr3(Ce)探测器是一种新型闪烁体探测器,具有高光产额,高探测效率,高时间和空间分辨率,高能量分辨率,温度特性良好,抗辐射性能良好,操作简便等优点.从2001年以来,该探测器得到了迅速的研究和应用.LaBr3(Ce)探测器在核共振荧光检测、瞬发γ中子活化分析、爆炸物检测、核医学成像、环境辐射监测、空间辐射探测等方面的应用研究中取得了非常良好的效果.该探测器表现出优于以往用于这些领域的探测器的性能(例如NaI(Tl)探测器、BGO探测器、HPGe探测器等).介绍了LaBr3(Ce)探测器的性能及其应用研究进展,对代表性文献进行了简析和综述,阐明了其良好的应用前景.     

Detecting neutrons by forward recoil protons at the Energy & Transmutation facility: Detector development and calibration with 14.1-MeV neutrons

As part of the Energy & Transmutation project, we are developing a detector for neutrons with energies in the 10–100 MeV range emitted from the target irradiated by a charged-particle beam. The neutron is detected by measuring the time-of-flight and total kinetic energy of the forward-going recoil proton [1] knocked out at a small angle from a thin layer of plastic scintillator, which has to be selected against an intense background created by γ quanta, scattered neutrons, and charged particles. On the other hand, neutron energy has to be measured over the full range with no extra tuning of the detector operation regime. Initial measurements with a source of 14.1-MeV neutrons are reported.     

D-D 中子发生器n-γ 密度测井的蒙特卡罗模拟研究

根据D-D 反应中子的能谱和角分布数据,建立了中子源模型;根据石灰岩地层标准刻度井群数据,建立了井模型。采用MCNP 程序模拟了井中中子和γ 射线的输运,得到了不同地层密度和不同源距处NaI 探测器中的混合γ 射线能谱和非弹γ 射线能谱。在混合γ 射线能谱2.5~5.0 MeV 能区开窗,研究了开窗区混合γ 射线相对计数随源距的变化关系,确定源距应选择在30~80 cm 范围,给出了密度与混合γ 射线计数之间的非线性关系。研究表明,可以利用D-D中子源的混合γ 射线能谱来实现n-γ 密度测井。A D-D neutron source model was developed according to the neutron spectrum and the neutron angular distribution of D-D reaction. A standard calibration well model was built. The transports of the D-D neutrons and γ-rays in the well were simulated using MCNP code. The mixed γ-spectra and inelastic γ-spectra in the NaI detector were obtained for both different distances from a neutron source and different densities. Mixed γ count in the energy range of 2.5 to 5.0 MeV as a function of distance shows that the NaI detector should be located at a distance of 3080 cm from the neutron source. The nonlinear relationships between the density and the mixed γ count were presented in this paper.It was demonstrated that the energy spectrum of mixed γ rays can realize the n-γ density logging.     

大质量样品厚度对中子活化定量分析的影响和修正

滑石粉的主要化学成分是Mg3[Si_4010](OH)_2,通过检测面粉中~(24)Mg和~(28)Si原子核的含量,可以计算出面粉中滑石粉的含量.利用中子活化分析方法测量面粉中~(24)Mg和~(28)Si原子核的含量问题时,被测样品内部中子通量和能量随厚度的变化以及γ射线自吸收效应会对测量结果有较大的影响.利用MCNP5 (Monte Carlo N-particle transport code system 5)模拟了中子通量和能量与样品厚度变化的关系,并利用氦3正比计数管测量样品不同厚度处中子通量,结果显示MCNP5模拟结果与实验测量结果基本相符.通过MCNP5模拟和碘化钠探测器测量,研究了γ射线自吸收效应与样品厚度的关系,确定了6.6 cm的样品厚度为最佳实验条件,根据模拟结果给出了特征γ射线计数与样品厚度的关系式,并与实验进行对比,结果符合得较好.     

Energy levels of 24Na from the 23Na(d,pγ)24Na reaction

Excited states in ²⁴Na have been investigated by means of the ²³Na(d, pγ)²⁴Na reaction at incident deuteron energies of 2.5 and 2.8 MeV. Excitation energies and γ-ray decay for levels up to 4.2 MeV have been determined from proton-gamma coincidence spectra obtained with a surface barrier detector and a Ge(Li) detector on-line with a computer. Two new levels at 3944 ± 2 and 4195 ± 3 keV excitation energies are reported.     

D-T中子源n-γ密度测井规律的蒙特卡罗模拟

根据D-T反应中子的能谱和角分布数据,建立了中子源模型;根据石灰岩地层标准刻度井群数据,建立了井模型。采用MCNP程序模拟了井中中子和射线的输运,得到了不同地层密度、不同源距处NaI探测器中的混合能谱和非弹能谱。在混合能谱2.5~4.5 MeV能区开窗,混合射线相对计数随源距的变化曲线显示,源距应选择在20~80 cm,密度与混合射线计数之间呈现非线性关系。在非弹能谱1.0~8.0 MeV能区开窗,非弹射线相对计数随源距的变化数据显示,源距应选择在20~40 cm或80 cm附近,密度与非弹射线计数之间成近似线性关系。     

The Monte-Carlo simulation on a scintillator neutron detector

A simulation of the properties of the shifting scintillator neutron detector using 6LiF/ZnS(Ag) scintillation screens is performed.The simulation results show that the light attenuation length of standard BC704 scintillator is about 0.65 mm.Its thermal neutron detection efficiency,gamma sensitivity and intrinsic spatial resolution can achieve around 50.0%,10 5and 0.18 mm(along X-axis) respectively.For the detector,air coupling position resolution is better than the silicone oil coupling.Some of the simulation results are compared with experimental results.They are in agreement.This work will be helpful for constructing neutron detector for high intensity powder diffractometer at Chinese spallation neutron source.