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。     

α粒子散射对爆炸物检测时间分辨的影响

对爆炸物检测中伴随α粒子技术的时间谱进行了研究,建立了一套基于伴随α粒子技术的时间谱测量装置,分析了影响时间谱分辨的若干因素。采用60 μm厚的铜箔设计了一个锥形准直筒对散射的α粒子进行屏蔽,以500 g尿素为样品测量了α-γ符合时间谱。结果表明,α粒子在靶室内壁的散射是影响时间谱分辨的重要因素,锥形准直筒抑制了与α散射相关中子产生的γ射线,提高了α-γ符合时间谱的分辨。在有无锥形准直筒的条件下,符合时间谱特征瞬发峰γ的半高宽分辨力分别为1.8 ns和6.4 ns。分辨力高的时间谱可用于获取爆炸物样品的特征瞬发γ能谱。     

太赫兹技术在爆炸物检测中的应用

研究了太赫兹成像技术在爆炸物探测中的应用,分析了太赫兹透射型时域光谱系统的实验装置,介绍了太赫兹时域光谱的测量步骤。确定了四种爆炸物样品(TNT,RDX,DNT,HMX)在太赫兹波段的吸收谱。结果表明,这四种爆炸物样品在0~2.5THz的频率范围内均存在特征吸收峰,这为太赫兹技术检测爆炸物提供了一种有效的途径。     

D-T中子与平板型聚乙烯材料作用的次级中子角度谱实验研究

基于反冲质子法建立了一种测量D-T中子与平板型宏观样品作用的次级中子角度谱的实验方法.为保证探测器的能量线性并在较低的中子有效测量下阈(0.5 MeV)情况下获得好的中子-伽马射线甄别性能,采用高、低能段分别测量的方法.采用事件记录法,同时记录了次级中子和伴随伽马射线的脉冲形状甄别和脉冲幅度二维信息,利用基于ROOT数据分析平台编写的离线数据分析程序,完成了伴随伽马射线的挑选和扣除,以及高、低两能段反冲质子谱的拼接,并成功的将神经网络技术应用于中子能谱的解谱,获得了D-T中子与9和18 cm厚平板型聚乙烯材料作用的0.5-15 MeV的次级中子角度谱实验结果.实验模型的MC模拟由MCNP5完成,数据库采用ENDF-VI,实验结果和MC计算结果在实验不确定度范围内一致. 关键词： D-T中子 积分中子学 反冲质子法 次级中子能谱     

爆炸物检测实验系统研究

介绍了利用中子技术对爆炸物进行检测的原理,以及东北师范大学辐射技术研究所利用脉冲快热中子分析技术对爆炸物进行检测的实验装置,根据系统测量结果,讨论该系统存在的问题并提出一些解决方案.     

伴随粒子法γ能谱本底测量技术

为了解决伴随粒子法瞬发能谱实验中随机本底的影响,通过实验研究了标记中子和非标记中子与物质作用产生的瞬发信号和随机本底信号。对不同情况随机本底谱测量进行了分析,提出了小尺度样品和大尺度样品本底测量方式。研究表明:对小尺度样品,可以通过去掉样品,选择与有样品测量的谱相同的时间窗进行本底测量;对于大尺度样品,可以通过在随机本底范围选取时间窗进行本底测量。     

氘氘中子产额铟活化诊断方法

提出了活化法测量DD中子产额的实验方法,该方法可提高DD中子产额测量的精度。方法基于铟同位素115In与DD中子的非弹性散射反应,活化反应释放的射线被HPGe探测器记录,根据活化系统标定灵敏度推算出中子产额。分析了探测器记录的活化射线数与中子产额间的关系。介绍了一套活化测量的系统设计。通过蒙特卡罗方法模拟了活化样品出射的射线数与样品厚度的关系,模拟结果表明：样品厚度取为1 cm可兼顾活化效率和测量精度。在加速器上对铟活化样品进行了标定实验,实验结果表明：在聚变中子产额大于2109的实验中可使用铟活化诊断方法,中子产额测量的相对标准误差在10%以内。随着聚变中子产额的不断提高,铟活化测量中子产额的精度可进一步提高。     

氘氘中子产额铟活化诊断方法

提出了活化法测量DD中子产额的实验方法,该方法可提高DD中子产额测量的精度。方法基于铟同位素115In与DD中子的非弹性散射反应,活化反应释放的射线被HPGe探测器记录,根据活化系统标定灵敏度推算出中子产额。分析了探测器记录的活化射线数与中子产额间的关系。介绍了一套活化测量的系统设计。通过蒙特卡罗方法模拟了活化样品出射的射线数与样品厚度的关系,模拟结果表明:样品厚度取为1 cm可兼顾活化效率和测量精度。在加速器上对铟活化样品进行了标定实验,实验结果表明:在聚变中子产额大于2109的实验中可使用铟活化诊断方法,中子产额测量的相对标准误差在10%以内。随着聚变中子产额的不断提高,铟活化测量中子产额的精度可进一步提高。     

（n,2n）反应实验研究中的中子准直器设计

用3He球形4中子探测器,通过直接反应法可以对核素的（n,2n）反应截面进行测量。在此类实验中,要求对中子束进行很好的准直。好的准直器设计要求能够提高样品处的中子注量率的均匀性,同时保证中子束流边缘处的下降幅度,能够降低低能中子所占份额。本工作采用FLUKA和MCNPX对圆柱形准直器、单锥形准直器及三种不同斜率的双锥形准直器对中子注量率的均匀性和低能中子所占份额进行了对比研究,结果表明,低斜率的双锥形准直器可以满足实验对这两方面的要求。同时,在有样品和无样品两种条件下,对探测系统经由这五种不同准直器准直后的中子束流的响应做了对比,结果显示,经过低斜率的双锥形准直器准直的中子束流,探测系统在有样品时表现为较高的计数率,在无样品时表现为较低的本底。除此之外,对准直器出口处的斜率对准直效果的影响也做了比较。最终中子准直器选用为这种低斜率的双锥形准直器,材料选用为紫铜、不锈钢、聚乙烯和铅。准直孔开口处直径为2.64 cm,长度为137 cm,经准直后样品处的中子束斑直径为3.2 cm。     

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。     

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。     

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。     

Gamma全吸收型BaF2探测装置中子屏蔽体与吸收体的研究

中国原子能科学研究院已经建造完成了我国第一套全吸收型BaF₂探测装置,采用瞬发γ测量法,精确测量中子俘获反应截面。中子源是利用HI-13串列加速器产生的脉冲化质子束,通过7Li(p, n)7Be反应建立。为了有效降低周围环境材料和探测器产生的散射中子本底,约束中子束流的形状,使用MCNP程序模拟设计了屏蔽体,采用含硼聚乙烯(B₄C质量分数为5%)包裹5 cm铅的方案,以及准直器采用平行孔的方案。该设计使样品处的中子束斑平整均匀,直径约为2 cm,束斑外的中子注量降低5个数量级,γ注量降低3个数量级。同时设计了中子吸收体(外半径为10 cm,厚度为7 cm)用于吸收待测样品产生的散射中子。MCNP和GEANT4程序的模拟结果表明:选择含硼聚乙烯(10B₄C质量分数为10%)作为中子吸收体的加工材料,其中子吸收率达到了80%,并设置1 MeV的能量加和阈,能够满足在线测量中子俘获反应截面的实验要求。     

Radiation attenuation and nuclear properties of high density concrete made with steel aggregates

Abstract

The fast neutron and gamma ray spectra measured behind different thickness of steel scrap concrete with density of 4 g/cm³ have been studied. The mix proportions by weight of this type of concrete were 1 cement: 6.89 steel scrap: 2.9 sand and 0.5 Water. Comparison with a standard ordinary concrete of density 2.3 g/cm³ have been carried out. The measurements were made using a collimated beam of both gamma rays and neutrons emitted from one of the horizontal channel of the Egyptian Research Reactor-1. A fast neutron and gamma ray spectrometer with a stilbene crystal was used to measure the spectra of fast neutrons and gamma rays. Pulse shape discrimination using the zero cross over technique was used to separate the photon pulses from the electron pulses. The equation due to Schmidt has been modified and applied for determining the neutron effective removal cross sections (～_R) for steel scrap, ordinary, hematite–serpentine, ilmenite–limonite and ilmenite concretes. This equation gives results which are in good agreement with the measured values. The derived empirical equation in a previous work to calculate the neutron integral flux behind different thicknesses of different types of concretes, gives good results for steel scrap concrete under investigation comparing with the corresponding experimental data. Total neutron macroscopic cross sections, linear attenuation coefficients for gamma rays and the half-value layers for both radiations at different energies have been obtained for steel scrap concrete and comparing with the corresponding values of ordinary concrete. The results show that steel scrap concrete is better than ordinary, hematite–serpentine, ilmenite–limonite and ilmenite concretes from the radiation shielding point of view.     

用于BNCT-SPECT的帕维亚TRIGA MARK II反应堆热柱优化设计

针对坐落于意大利帕维亚大学的TRIGA Mark II反应堆热柱结构进行优化设计,从而满足面向硼中子俘获治疗(BNCT)的单光子发射计算机断层成像(SPECT)研究要求。为提高计算效率并减小统计误差,对比分析使用SSW/SSR方法与直接使用反应堆为源项时热柱内照射位置处中子能谱,其结果基本一致,从而验证了SSW/SSR方法的可靠性。为在该反应堆开展BNCT中SPECT实验,热柱中子束需准直为笔形束。对比分析四种热柱优化方案下束流口处及探测器处热中子和光子通量：40 cm长石墨(射束口5 cm3 cm);0.5 cm厚硼包裹40 cm长石墨(射束口5 cm3 cm);30 cm长天然锂聚乙烯(射束口直径4 cm);30 cm长天然锂聚乙烯(20 cm长射束口直径5 cm,5 cm长射束口直径4 cm,5 cm长射束口直径2 cm)。结果显示,射束口处热中子通量分别为1.05108,2.52107,6.08107和5.10 107 #/(cm2s)。综合考虑中子准直效果及光子污染,方案三具有最优性能。为后续进行BNCT-SPECT理论和实验研究提供了基础,从而有效促进BNCT剂量准确评估方法的研究进程。     

强γ背景下中子针孔成像的点扩展函数

 利用基于Geant4建立起来的针孔成像模型获得了不同偏移量下γ与中子的好事例、能量沉积的比值,并模拟分析了强γ背景对中子针孔成像点扩展函数的影响。研究结果表明:在偏移量小于1 cm时,γ与中子的好事例之比、γ与中子的能量沉积峰值之比以及γ与中子的能量沉积总和之比分别在0.40～0.42,0.63～0.65以及0.46～0.49之间;偏移量大于1 cm时,比值下降明显,γ对中子的影响减小。在同一偏移量下,γ射线的点扩展函数的分布范围要比中子的小,两者叠加后所获得的点扩展函数的分布范围介于两者之间。在一定入射偏移范围内的成像质量优于在针孔中心位置入射时的成像质量。     

强γ背景下中子针孔成像的点扩展函数

利用基于Geant4建立起来的针孔成像模型获得了不同偏移量下γ与中子的好事例、能量沉积的比值,并模拟分析了强γ背景对中子针孔成像点扩展函数的影响。研究结果表明:在偏移量小于1 cm时,γ与中子的好事例之比、γ与中子的能量沉积峰值之比以及γ与中子的能量沉积总和之比分别在0.40～0.42,0.63～0.65以及0.46～0.49之间;偏移量大于1 cm时,比值下降明显,γ对中子的影响减小。在同一偏移量下,γ射线的点扩展函数的分布范围要比中子的小,两者叠加后所获得的点扩展函数的分布范围介于两者之间。在一定入射偏移范围内的成像质量优于在针孔中心位置入射时的成像质量。