组合PIN脉冲中子探测器灵敏度研究

对新型组合PIN脉冲中子探测器的灵敏度进行了研究,实验测量探测器的DT中子灵敏度和γ相对灵敏度,用Monte?Carlo方法计算了探测器的中子灵敏度.实验测量和计算表明:通过转换靶的选取,组合PIN探测器的中子灵敏度在一定范围内连续可调,组合PIN探测器对γ的灵敏度比普通PIN探测器低2个量级,是一种对γ不灵敏的新型脉冲中子探测器.     

用于n,γ混合场的新型脉冲中子探测器研究

新型脉冲中子探测器采用特殊工艺将两个PIN半导体组合而成.利用脉冲γ辐射研究了探测器对γ的响应；利用脉冲中子源研究了探测器对DT中了的响应，并与闪烁探测器进行了比较 .结果表明：脉冲中子探测器对脉冲γ辐射基本不灵敏，对脉冲中子辐射的灵敏程度依赖于中子辐射体，是一种用于n，γ混合脉冲辐射场中子测量的新型探测器. 关键词： 硅半导体 差分补偿 脉冲中子探测器 n γ混合场     

狭缝式高灵敏裂变中子探测系统

研制了狭缝-外延式高灵敏大面积PIN裂变中子探测系统. 其对14MeV，2.5MeV中子灵敏度可达10^-16C·cm²，比原有典型的脉冲裂变中子探测系统高4个量级. 采用外延式铅狭缝准直结构，研制灵敏区尺寸为60mm，厚度为200μm—300μm的大面积PIN半导体探测器、以Be膜为衬底，有效直径为60的²³⁵U裂变靶，解决了该探测器研制中的高灵敏度和n/γ分辨难题. 该系统已在实践中获得成功应用. 关键词： 裂变中子探测系统 大面积PIN探测器 大面积裂变靶 高灵敏探测系统     

一种基于~4He气闪烁体的裂变中子探测器

研制了一种新中子探测器,它以²³⁵UO₂裂变靶作为转换靶,⁴He气体作为闪烁体.该探测器充分结合了²³⁵U和⁴He两种核素的特点,从而具有中子能量响应平坦、中子灵敏度较高、n/γ分辨本领高等优点,能很好地在混合脉冲裂变辐射场中测量中子.本文对探测器的原理和结构设计进行了介绍,计算了不同能量中子、γ射线在探测器中的能量沉积,并从理论和实验上对探测器的中子灵敏度、γ射线灵敏度、n/γ分辨本领和时间响应进行了研究.结果表明探测器的中子灵敏度约10^-15C·cm²,γ灵敏度约10^-17C·cm²,时间响应约33.1 ns.     

强辐射环境下高能脉冲裂变中子探测方法

在研究通道衰减、探测方法分离和探测器中子/射线本征分辨的基础上,研究了测量高能脉冲裂变中子数目的探测技术。基于电流型Si-PIN探测器,设计了减本底的背靠背探测结构,给出了测量强射线和低能散射中子干扰信号及有效扣除强辐射本底的实现方法,最终实现了高n/n和n/分辨测量和强裂变中子、射线混合场中的高能脉冲裂变中子数目探测,探测系统的信号/辐射本底比可达到10倍以上。     

电流型探测器单粒子灵敏度标定的原理及应用

 采用电荷模数转换记录单个脉冲电荷的方法,标定了单能射线在电流型闪烁探测器中产生的平均电流,从而得到其灵敏度。标定结果与传统的电流法在±8%的范围内一致。该标定方法准确度高,扣除本底容易,对标定源的强度要求也大大降低。加上飞行时间法,还可对粒子进行甄别,能在中子-γ射线混合场中将中子和γ射线的电荷贡献分开,得到探测器对每种射线单独的灵敏度。该方法适用于在单个脉冲电荷信噪比较高的场合下标定脉冲电流型探测器。     

一种对中子相对不灵敏的大动态脉冲γ辐射探测器

使用CeF₃闪烁体配以CHT3,CHT5型大线性电流光电倍增管,组合成光电探测器.实验测量表明:CeF₃光电探测器对⁶⁰Coγ灵敏度约为常规塑料闪烁体ST401探测器的0.5—0.6倍,而对于脉冲DT中子,CeF₃探测器灵敏度相对于同尺寸闪烁体ST401探测器的灵敏度低约1个量级,探测器线性电流大于1.5A,暗流小于10nA,是一种对中子相对不灵敏的大动态脉冲γ辐射探测器.     

GaAs:Cr探测器对聚变脉冲中子诊断的灵敏度研究

 介绍了国产GaAs:Cr光电导探测器(简称PCD)在DT聚变中子辐射脉冲测量中的应用，利用PIN探测系统绝对测量结果，获得了GaAs:Cr PCD的14.1MeV中子直照灵敏度是1.5×10^-20C cm²/mm³，测量误差为±18%。此结果与理论预估和国外报道在误差内符合。     

具有统计增强效应的(CF2)n-PIN夹层探测阵列

采用灵敏区尺寸为φ60mm, 厚度1000μm的大面积电流型厚PIN半导体探测器+聚四氟乙烯片+PA101低噪声放大器, 构建了灵敏度为10^－11C.cm²,具有显著统计增强效应的夹层高灵敏PIN探测阵列. 采用Monte-Carlo数值模拟方法, 研究了该探测阵列的统计增强效应和对γ射线探测灵敏度. 该阵列在极低强度脉冲γ射线探测中具有明显的统计增强效应, 且能量响应平坦, 单个阵列探测范围可达7个量级, 其γ灵敏度比直径为φ20mm, 厚度为250μm的单个PIN探测器高4个量级并可进行直接标定, 是低强度裂变n/γ混合场脉冲γ射线波形面积测量较理想的探测器, 已在有关科学实验中获得成功应用.     

新型袖珍式γ、中子剂量率监测器

为了使放射性工作人员随时随地了解自已在γ、中子混合场中工作时所处的辐射环境, 以免受到不必要的或不允许的照射, 设计了这种新型袖珍式剂量率监测器. 它采用硅PIN光电二极管作为探测元件, 可监测1mrem/h级的γ剂量率和10mrem/h级的快中子剂量率. 本文给出了这种监测器的研制结果, 描述了它的探测器、电路、结构和性能.     

中子准直实验装置设计

设计了以中子发生器为源的中子准直实验装置,分别做了不同材料准直器的厚度、准直孔大小改变时,从准直孔和孔周围不同位置射出中子的实验,并将实验中得出的数据与理论值相比较,从而确定该实验装置的使用可行性.     

National facility for neutron beam research

In this talk, the growth of neutron beam research (NBR) in India over the past five decades is traced beginning with research at Apsara. A range of problems in condensed matter physics could be studied at CIRUS, followed by sophisticated indegenous instrumentation and research at Dhruva. The talk ends with an overview of current scenario of NBR world-wide and future of Indian activities.     

HT-7上氘等离子体放电时中子注量的测量与分析

利用三氟化硼（BF₃） 和氦三（3He）正比计数管组成的快速时间分辨中子注量探测系统,对HT-7超导托卡马克上氘等离子体放电时光中子和聚变中子的产生机理进行研究.结合γ射线、硬X射线等相关诊断的实验结果,分析了纯欧姆放电和低杂波辅助加热放电时,中子注量信号随时间演化的典型特征.结果表明：HT-7在投入大功率低杂波辅助加热等离子体放电时,能够产生数量可观的氘-氘（D-D）聚变中子. 关键词： 中子注量 聚变中子 光中子 托卡马克     

中国散裂中子源反角白光中子束流参数的初步测量

中国散裂中子源(CSNS)已于2018年5月建设完工,随后进行了试运行.其中的反角白光中子束线(Back-n)可用于中子核数据测量、中子物理研究和核技术应用等多方面的实验.本文报道对该中子束的品质参数测量实验过程以及最终实验结果.实验主要采用中子飞行时间法,利用~(235)U,~(238)U裂变室和~6Li-Si探测器测量了中子能谱和中子注量率,又利用闪烁体-互补金属氧化物半导体探测系统测量了中子束斑的剖面,得到了该束线的初步实验测量结果.其中白光中子的全能谱测量范围eV—100 MeV,给出了不确定度分析;给出了中子注量率两个实验厅位置的满功率值;给出了白光中子在直径60 mm情况下的全能区束斑.通过与模拟结果的比较探讨了以上结果的合理性,并提出了改进计划.这些实验结果为以后该束线的核数据测量和探测器标定实验奠定了基础.     

基于D-T紧凑型中子源的快中子照相准直屏蔽体设计及中子束特性模拟研究

中子照相是一种重要的无损检测技术,它能用于火工产品、毒品和核燃料元件等的检测。基于紧凑型D-T中子发生器,完成了一个用于快中子照相的准直屏蔽体系统（BSA）的物理设计。根据D-T中子源的能谱和角分布建立了中子源模型,采用MCNP4C蒙特卡罗程序,模拟了准直屏蔽体系统中中子和γ射线的输运,准直中子束相对于单位源中子的中子注量可以达到9.30×10-6 cm-2,准直中子束中主要是能量大于10 MeV的快中子;在设置的样品平面直径14 cm的照射视野范围,准直束中子注量的不均匀度为4.30%,准直束中中子注量与γ注量的比值为17.20,中子通量和中子注量比值J/Φ为0.992,说明准直中子束有好的平行性;准直屏蔽体外的泄露中子注量率与准直束中子注量率相比降低了2个量级。所设计的准直屏蔽体能满足快中子照相的要求。Neutron radiography is an important nondestructive testing technique. It can be used to detect the explosive devices, drug and the nuclear fuel element, etc. A beam-shaping-assembly (BSA) based on a compact D-T neutron generator is designed for fast neutron radiography in this paper. D-T neutron source model is constructed based on the neutron energy spectrum and angular distribution data. The transportation of neutron and γ-ray in the BSA is simulated using MCNP4C code. The neutron fluence of the collimated neutron beam with respect to the neutron source of the unit source is 9.30×10-6 cm-2. The collimated neutron beams is mainly fast neutrons with energies greater than 10 MeV. In the irradiation field range with a diameter of 14 cm, the neutron fluence uniformity of the collimated beam is 4.3%, the ratio of the neutron fluence to the gamma fluence in the collimated beam is 17.20, and the neutron flux and the neutron fluence ratio (J/Φ) is 0.992 which indicates that the collimated neutron beam has good parallelism. The leakage neutron fluence in outside of BSA is two orders of magnitude lower than that of the collimated neutron beam. The designed BSA can meet the need of fast neutron radiography.     

HL-2A装置上DD热核聚变中子产额和通量的估算

用蒙特卡罗方法,利用MCNP3B编码计算了HL 2A装置芯部离子温度为5keV、离子密度为5×1013cm-3的DD热核聚变中子产额的空间分布,以及高场边A、低场边D、偏滤器的B和C点所在位置各种能量的中子辐射通量和平均通量。计算了由于D+D→P+T反应产生氚,在10%的氚与氘发生DT反应产生中子的条件下,热核聚变中子的产额以及在A、B、C、D各位置通量发生的变化。计算结果为发展新的聚变中子诊断系统、辐射防护和环境评估提供了依据。     

Neutron Transmission of Single-crystal Sapphire Filters

An additive formula is given that permits the calculation of the nuclear capture, thermal diffuse and Bragg scattering cross-sections as a function of sapphire temperature and crystal parameters. We have developed a computer program that allows calculations of the thermal neutron transmission for the sapphire rhombohedral structure and its equivalent trigonal structure. The calculated total cross-section values and effective attenuation coefficient for single-crystalline sapphire at different temperatures are compared with measured values. Overall agreement is indicated between the formula and experimental data. We discuss the use of sapphire single crystal as a thermal neutron filter in terms of the optimum cystal thickness, mosaic spread, temperature, cutting plane and tuning for efficient transmission of thermal-reactor neutrons.     

第一讲中子散射与散裂中子源

中子散射是研究物质微观结构和动态的理想工具之一,广泛地应用于凝聚态物质研究和应用的众多学科领域.散裂中子源能是新一代的加速器基脉冲中子源,能为中子散射提供高通量的脉冲中子.文章简明地介绍了中子散射的特点和它作为物质结构和动态探针的优越性,以及散裂中子源的基本原理、发展状况和多学科的应用优势.我国计划建设的散裂中子源CSNS中,靶站将由多片钨靶、铍/铁反射体和铁/重混凝土生物屏蔽体组成.质子束功率100kW下,脉冲中子通量约为2.4×1016n/cm2/s.第一期将设计建造高通量粉末衍射仪、高分辨粉末衍射仪、小角散射仪、多功能反射仪和直接几何非弹性散射仪等五台典型的中子散射谱仪,以覆盖大部分的中子散射研究领域.     

241Am-Be中子参考辐射的蒙特卡罗模拟研究

研究用于校准场所中子剂量监测仪表的241Am-Be中子参考辐射场计量特性。采用蒙特卡罗方法模拟了空气自由中子参考辐射(FRNR),GB/T 14055规定的最小尺寸中子参考辐射(SRNR)和实际中子参考辐射(ARNR)中不同检验点处中子周围剂量当量率、散射中子占比和能谱分布特征。研究结果表明,空气对FRNR中的剂量率和能谱分布影响小,近似为理想中子参考辐射;采用5%含硼聚乙烯作屏蔽的最小尺寸SRNR可减少热中子,降低散射中子占比,影锥法不适用于小尺寸中子参考辐射中对散射中子的修正;ARNR中的散射中子更少、占比更低,影锥法所得散射中子占比与理论值基本一致。     

中子散射对快中子照相质量影响的分析

通过一内空的圆柱体模型，对在快中子照相时由样品引起的散射中子强度与样品形状和探测距离之间的关系进行模拟，并用^241Am—Be作中子源对散射中子的影响进行实验验证。结果表明，在快中子照相时，由样品引起的散射中子的强度与探测距离以及样品形状有关。对于同一样品，探测距离增加，散射中子的影响则降低。The relationships between intensities of scattered neutrons by specimens and their shapes and detecting distances have been simulated using a hollow cylinder model, and the results were validated by experiments of fast neutron imaging using ^241Am-Be neutron source. The results showed that the intensities of scattered neutrons are closely related to the detecting distances and sample＇ s shapes. The influences of scattered neutronns in fast neutron imaging will be reduced while detecting distances increased.