TMSR白光中子源本底屏蔽设计

为了满足钍基熔盐堆对核数据的需求，中国科学院上海应用物理研究所自行设计并建造了紧凑型的15 MeV电子加速器驱动的白光中子源。电子直线加速器、中子产生靶以及探测器系统处于同一个实验大厅，中子/伽马射线本底较高，原有屏蔽并不能满足在低能区进行热中子物理实验测量的低中子本底需求。为了降低热中子本底，提高在热区的测量能力，需要对中子源进行局部屏蔽。根据调试运行经验以及模拟计算结果，分析了中子伽马射线本底的来源，利用MCNP5模拟计算了混凝土、铅、含硼聚乙烯对中子/伽马射线的屏蔽效果，优化设计了局部屏蔽方案。模拟计算结果显示，该屏蔽方案可将热中子本底降低三个量级，伽马本底降低两个量级。屏蔽后的实验测量结果表明，探测器处的有效热中子与本底热中子的比值达到约100:1，屏蔽效果显著，为后续在热中子能区顺利开展中子物理测量实验奠定了基础。     

中国散裂中子源反角白光中子源束内伽马射线研究

在基于白光中子源的中子核反应测量中,伴随中子束的伽马射线是重要的实验本底之一.本文对中国散裂中子源反角白光中子源的束内伽马射线进行了研究.通过蒙特卡罗模拟,得到了伽马射线的能量分布和时间结构.通过直接测量和间接测量两种方法测得低能中子区的束内伽马射线的时间结构.直接测量实验中,将载6Li的ZnS(Ag)闪烁体探测器置于束流线上,通过飞行时间法直接测量束内的中子和伽马射线的时间结构,并利用波形甄别技术进行粒子鉴别.间接测量法是将铅样品置于束流线上,利用C6D6闪烁体探测器测量样品上的散射伽马射线,从而得到入射伽马射线的时间结构.实验测量结果与模拟结果在12μs—2.0 ms的时间区间内具有较好的一致性.     

基于瞬发伽马中子活化分析技术的金属样品检测研究

在合金材料的生产过程中,不同金属元素的含量改变对产品的性能以及可靠性有重要的影响,通过在线检测技术能够对产品中不同元素含量进行实时分析,从而指导其工业生产过程,提高产品质量。目前常规的无损检测方法受限于分析深度,无法对样品内部成分进行分析,从而影响测量结果的准确性。瞬发伽马中子活化分析（PGNAA）技术是一种高灵敏度、多元素同时分析的无损检测技术,可以对大块样品进行快速分析。针对PGNAA技术在大体积金属样品检测的可行性进行研究,通过测量快中子与样品发生非弹性散射反应激发的伽马射线对样品成分进行分析。搭建了一套测量系统,包括D-T中子发生器,中子反射体,中子准直体,高纯锗（HPGe）探测器及探测器屏蔽防护。首先,对Fe,Ti,Cr,Ni和Cu等5种金属元素进行了分析研究。对不同质量下的样品进行测量,通过伽马能谱处理软件GAMMAFIT对HPGe探测器测量到的特征伽马峰进行拟合,获得全能峰的净面积。分析全能峰净面积与样品质量之间的响应,对探测器的探测效率变化造成的非线性响应进行修正,得到不同元素的校准曲线,结果显示各元素修正后的校准曲线均具有良好的线型关系。对不同元素的质量检测限进行分析,不同金属元素的质量检测限分别为Fe（44 g）,Ti（25 g）,Cr（33 g）,Ni（108 g）和Cu（72 g）。利用测量系统对不锈钢合金样品中的Fe和Cr元素含量测量开展了研究,通过测量标准样品建立了Fe和Cr元素的定标曲线,并对未知样品进行了测量分析。同时与X射线荧光光谱（XRF）测量结果进行了对比分析,结果表明两种方法的Fe元素和Cr元素测量值偏差分别为4.08%和2.97%。研究结果表明,利用PGNAA技术可以对多种金属元素和合金样品进行测量分析,为后续其他金属样品的检测奠定了研究基础。     

基于PGNAA-XRF联合方法的铅汞混合样品检测的研究

瞬发伽玛中子活化分析(PGNAA)技术用于溶液中重金属元素原位检测时,由于样品成分复杂,中子俘获截面较大的中子毒物(汞)元素,对截面较小的元素(铅)检测精度干扰很大,因此分析精度相对不高。为实现混合样品中多种重金属的高精度原位检测,提出了一种提高热中子俘获截面较低元素检出限的PGNAA-XRF联合检测方法,设计了一套联合检测混合样品中重金属元素的装置;使用MCNP软件,根据重金属元素的特征γ射线和特征X荧光的计数对样品的尺寸进行优化,得到较合适的样品尺寸高度和半径分别为33和16 cm;并模拟研究了Hg和Pb混合样品中的不同浓度(c_i)对瞬发特征γ射线强度(I_γ)和特征X荧光强度(I_X)的影响,模拟结果表明该混合样品中,Hg和Pb元素的I_γ和I_X均与c_i成良好的线性关系,通过探测Pb的X荧光信息,克服混合样品中高低热中子俘获截面元素间的竞争问题,能显著的改善Pb的检出限,最后拟合给出了PGNAA-XRF联合检测方法的经验公式,计算得到该装置对Hg和Pb元素的检出限分别为3.89和4.80 mg·kg-1。     

PGAI瞬发伽玛射线活化成像技术理想化模型的模拟

为了讨论PGAI技术分析的准确性,并验证冷中子和热中子应用于PGAI技术的可行性,通过蒙特卡罗模拟计算软件对PGAI技术理想化模型进行了研究,采用高准直的冷中子及热中子束和高纯锗探测器,对一块5 cm× 5 cm×1 cm均匀铁单质样品进行了模拟计算及图像重建,选取的等效体积大小为1 cm×1 cm×1 cm。结果显示:两种能量中子可以用于PGAI技术实现元素分布测量,但无论使用何种能量中子,由于物料体效应带来的中子自屏效应、中子散射效应以及伽马射线自吸收作用,即便在对均匀单质样品进行测量时,图像重建结果也无法保证各位置元素响应的一致性。因此,在后续工作中,需理清PGAI物理机制,建立相应的修正模型。     

瞬发伽马活化成像的数学模型建立与模拟重建北大核心CSCD

瞬发伽马活化成像中,样品内部的中子自屏蔽和伽马自吸收效应会使测量结果产生不均匀分布。针对成像单元响应不一致的问题,研究了样品内部中子场不均匀分布和伽马自吸收效应的影响,并进行了理论推导,建立了用于修正成像单元响应和图像重建的数学模型,利用数学模型对Fe,H元素瞬发伽马活化成像的蒙特卡罗模拟进行了元素图像重建。结果显示,样品内中子场和γ自吸收对成像的影响得到明显改善,Fe和H元素的含量分布使用此模型可以被精确重建,验证了数学模型的有效性。     

基于PGNAA技术对地雷探测的MOCA模拟及能谱分析

使用MOCA程序模拟基于PGNAA技术的地雷探测过程并对可行性进行讨论.利用自主研制的NG-9型中子发生器搭建整套地雷探测系统,LYSO作为γ探测器,对埋藏在含5%水分土壤中反坦克地雷的位置范围进行三维测量确定.结果表明,以C元素特征峰作为主要探测判据,对质量为3.46kg反坦克地雷探测,MOCA程序构造的探雷装置最大探测深度为9cm,从地面扫描确定地雷位置精度高,可作为地雷探测的一种有效手段.     

PGNAA-XRF联合检测水溶液中重金属的研究

重金属污染越来越受到人们的关注,迫切需要开发具有高精度的原位检测技术。瞬发伽玛中子活化分析（PGNAA）技术具有原位、无损、快速等优点而被广泛应用于重金属测量,但由于目前原位检测装置中使用的中子源通量相对较低,因此对一些重金属元素分析精度相对不高。为提高测量精度,直接利用PGNAA技术中的瞬发特征γ射线充当传统X荧光光谱分析的激发源,来激发重金属元素的特征X射线荧光（XRF）信息,提出了一种PGNAA-XRF联合检测水溶液中重金属元素的方法,并设计了一套由BGO和带铍窗的NaI组成的双探测器联合检测装置,分别用来探测PGNAA中瞬发特征γ射线和特征X荧光信息。通过MCNP分别模拟研究了Cr,Cd,Hg和Pb的浓度（ｃ_i）对瞬发特征γ射线强度（I_γ）和特征X荧光强度(I_X)的影响,模拟结果表明该装置中Cr,Cd,Hg和Pb元素的I_γ和I_X均与ｃ_i成良好的线性关系,并建立了联合检测方法的经验公式。比较重金属元素特征X射线荧光发现,该联合方法对Hg和Pb等高原子序数重金属的检测较灵敏,最后计算得到该装置对Hg和Pb等重金属元素的检测限分别为17.4和24.2 mg·kg-1。     

填埋场中有害元素成分原位检测方法

生活垃圾组分中的有毒有害元素易造成填埋场周围土壤和地下水污染。填埋场中有害元素成分的原位在线检测,可为填埋场安全稳定运行提供必要的技术支持。提出一种基于瞬发伽马射线中子活化分析技术的填埋场中有害元素检测方法,针对填埋场中气体导排管的实际环境构建检测装置研究模型,采用聚乙烯球、玻璃球和超纯水混合物混合的替代方案制备不同成分的填埋垃圾样品。围绕氢元素特征峰强度的变化规律,采用蒙特卡罗方法模拟计算优化检测模型的各项几何参数并以活度为300 mCi的镅铍中子源和4 in(约10 cm)BGO探测器等主要部件构建实验研究平台。蒙特卡罗模拟和实验结果表明,垃圾填埋场中氯、锰、镍、铬元素特征峰强度均随着元素容重的增加而增强,且呈现良好的线性变化关系。     

利用标记中子检测墙体内爆炸物

利用14 MeV标记中子发生器、Φ76mm×76mm硅酸钇镥(LYSO)γ探测器及时间分辨约1.7ns的快电子学系统搭建实验装置,获得了D-T中子作用下空气、墙体10cm和15cm深处以及硝铵和TNT模拟物分别在这些环境中的瞬发γ能谱.计算了~(12)C,~(14)N,~(16)O的元素特征峰计数,并讨论了爆炸物在不同环境下的分辨方式.     

Neutron moderation in a bulk sample and its effects on PGNAA setup geometry

In a prompt gamma ray neutron activation analysis (PGNAA) setup, the neutron moderation in the bulk sample also plays a key role. This can even dominate the thermalization effects of the external moderator in some cases. In order to study the neutron moderation effect in the bulk sample, moderators with two different sizes of the sample were tested at the King Fahd University of Petroleum & Minerals (KFUPM) PGNAA facility. In these tests, the thermal neutron relative intensity and prompt gamma ray yield from the two moderators were measured using nuclear track detectors (NTDs) and NaI detector, respectively. As predicted by Monte Carlo simulations, the measured intensity of thermal neutron inside the large sample cavity due to the external moderator was smaller than that from the smaller sample cavity. Due to its larger size, additional thermalization of neutrons will take place in the larger sample. In spite of smaller thermal neutron yield from the external moderator at the large sample location, higher yield of the prompt gamma ray was observed as compared to that from the smaller sample. This confirms the significance of neutron moderation effects in the bulk sample and can thereby affect the PGNAA geometry size. This allows larger samples in conjunction with smaller moderators in the PGNAA setup.     

一种基于快中子的化学战剂无损检测技术

为了检测标识不清的弹体内的装药成分是否含有化学战剂,建立了一套基于伴随粒子技术的快中子化学战剂无损检测系统。系统的主要部分包括D-T中子源、粒子探测器、探测器及其屏蔽体以及相应的电子学处理系统等。利用该系统对沙林、VX、芥子气和亚当氏剂四种具有代表性的化学战剂进行测量,获得了四种化学战剂的14 MeV中子诱发的特征谱。谱分析的结果表明,除了As元素外,P,F,S,Cl元素的特征峰清晰可见,说明采用这种方法可以实现化学战剂的无损检测。     

Sample to moderator volume ratio effects in neutron yield from a PGNAA setup

Performance of a prompt gamma ray neutron activation analysis (PGNAA) setup depends upon thermal neutron yield at the PGNAA sample location. For a moderator, which encloses a sample, thermal neutron intensity depends upon the effective moderator volume excluding the void volume due to sample volume. A rectangular moderator assembly has been designed for the King Fahd University of Petroleum and Minerals (KFUPM) PGNAA setup. The thermal and fast neutron yield has been measured inside the sample cavity as a function of its front moderator thickness using alpha particle tracks density and recoil proton track density inside the CR-39 nuclear track detectors (NTDs). The thermal/fast neutron yield ratio, obtained from the alpha particle tracks density to proton tracks density ratio in the NTDs, shows an inverse correlation with sample to moderator volume ratio. Comparison of the present results with the previously published results of smaller moderators of the KFUPM PGNAA setup confirms the observation.     

HL-2A中子相机屏蔽系统模拟

利用蒙特卡罗模拟程序,建立了HL-2A中子相机蒙特卡罗粒子输运(MCNP)物理模型,对D-D聚变中子和γ射线的屏蔽进行了模拟计算。对石蜡碳酸锂混合物、聚乙烯、铅和316L不锈钢4种常用中子慢化吸,收剂组成的屏蔽层材料的屏蔽效果进行了对比。计算结果表明,石蜡碳酸锂混合物和铅组合是中子相机的最佳屏蔽层材料,其中石蜡碳酸锂混合物用于慢化吸收中子,铅用于屏蔽中子和γ射线。此外,利用MCNP模拟计算得到了屏蔽中子和γ射线所需的屏蔽厚度,以及准直管的中子散射率。     

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The physical model of the neutron camera Monte-Carlo partical transport (MCNP) for HL-2A was established by using Monte-Carlo simulation code. The shielding of D-D fusion neutrons and gamma rays was simulated. The shielding effects were compared for four common shielding materials, including mixture of paraffin lithium carbonate, polyethylene, lead, 316L stainless steel. Calculation results show that mixture of paraffin lithium carbonate and lead are the best shielding materials for neutron camera, among them the mixture of paraffin lithium carbonate is used for slowing-down and absorpting neutrons, while lead is used for blocking neutrons and gamma rays. In addition, both the required thickness of shielding material for neutron and gamma ray and the neutron scattering rate of collimator tube have been obtained by using MCNP simulation.     

Use of the EUR LiB 15/5 data set for radiation shielding calculations in iron

Abstract

The shielding effect of an iron sphere assembly has been tested for a Pu-α-Be neutron source placed in the center of the shield assembly. Emergent neutron and gamma spectra were measured with a stilbene scintillation counter. Discrimination between neutrons and gammas was achieved by the pulse shape discrimination technique based on the zero crossing method. Calculations have been made using the one-dimensional transport code ANISN-Westinghouse version (ANISN-W) and the EUR LiB 15/5 cross section data set. The agreement between measurements and calculations indicates that the cross section set and the calculation model are suitable for studying the iron shielding experiments over the neutron energy range 1.35–10 MeV and the gamma energy range 0.3–6 MeV. Total macroscopic cross sections for fast neutrons, linear attenuation coefficients for gamma rays and half-value thicknesses for neutrons and gammas for the whole energy range and at different energies have been obtained.     

14MeV中子照相中散射中子对成像影响的Monte Carlo模拟

依据实验参数，建立了14MeV快中子照相的物理模型，并利用Monte Carlo方法对照相过程进行了模拟. 分析了经聚乙烯样品散射的中子对快中子图像的影响随样品与探测器间距及样品参数的变化. 计算结果表明，样品与探测器的距离d<5cm时，样品中的散射中子对图像的影响强烈依赖于d，而当d>20cm时，样品散射中子对图像的影响可忽略；当样品密度为3—5g/cm³时散射中子对图像的影响相对最大；样品宽度越大，图像中的散射成分越多，当宽度在3cm以上时散射成分的强度趋于饱和. 关键词： 14MeV中子 快中子照相 散射中子 Monte Carlo模拟     

爆炸物检测中典型样品的瞬发γ谱测量

在中子检测爆炸物的研究中,利用14 MeV中子与原子序数大于5的原子核相互作用可产生特征射线的特性,采用伴随粒子法结合D-T中子飞行时间技术,使用尺寸为12.5 cm20 cm的大体积NaI(Tl)探测器,对爆炸物所含元素C,N,O以及一些模拟炸药样品进行了瞬发谱测量。获得了几种典型样品的特征谱,并对其进行了分析。实验结果与欧盟同期结果进行了比较,表明本实验研究达到了目前国际同类实验的水平,可以为中子检测爆炸物识别技术提供实验支持。