光电耦合器的反应堆中子辐射效应

选择3种典型光电耦合器开展了反应堆中子辐照实验,中子注量为3×1011~5×1012cm-2时,位移效应导致电流传输比下降,饱和压降提高。发光器件相同,探测器为Si PIN光电二极管的光电耦合器比探测器为Si NPN光敏晶体管的光电耦合器的初始电流传输比要小,但其抗位移损伤能力更强。探测器均为Si NPN光敏晶体管,发光器件为异质结LED要比硅两性掺杂LED的光电耦合器的电流传输比抗位移损伤能力提高2个量级;以光敏晶体管为探测器的光电耦合器,在较大的正向电流和输出负载电阻条件下工作可提高抗辐射水平。此外,光电耦合器的位移损伤存在加电退火效应。     

光电耦合器的反应堆中子辐射效应

选择3种典型光电耦合器开展了反应堆中子辐照实验,中子注量为3×1011~5×1012cm-2时,位移效应导致电流传输比下降,饱和压降提高。发光器件相同,探测器为Si PIN光电二极管的光电耦合器比探测器为Si NPN光敏晶体管的光电耦合器的初始电流传输比要小,但其抗位移损伤能力更强。探测器均为Si NPN光敏晶体管,发光器件为异质结LED要比硅两性掺杂LED的光电耦合器的电流传输比抗位移损伤能力提高2个量级;以光敏晶体管为探测器的光电耦合器,在较大的正向电流和输出负载电阻条件下工作可提高抗辐射水平。此外,光电耦合器的位移损伤存在加电退火效应。     

光电耦合器的测试

本文概述了光电耦合器主要工作原理和特性参数,介绍了该期间的功能测试和参数测试方法。     

基于聚合物共混的有机场效应晶体管光电性能研究

采用聚合物共混的方法制备了体异质结薄膜,将其作为光敏半导体层制备了有机场效应光晶体管.利用原子力显微镜表征了共混薄膜的分相情况,探究了器件提高激子解离效率的机理,并对比了聚合物共混前后有机场效应晶体管的光电性能变化和相分离情况.结果表明：制备的聚合物共混光晶体管在微弱光线条件下(0.038 mW/cm²,808 nm)具有较高的光敏性(为10⁶).通过共混聚合物半导体材料制备体异质结薄膜可以有效地提高激子解离的效率,通过双层绝缘层能进一步降低光晶体管的暗电流,从而提高器件的光敏性.     

反应堆内中子注量率新型探测器的理论研究

利用核泵浦激光强度与入射中子注量率的相关性,探讨了反应堆活性区核泵浦激光中子探测器的理论可行性.从核泵浦激光机理出发,对该中子探测系统——核泵浦激光3He?Ar?Xe气体体系的能量沉积密度和激光的本征效率进行了深入的理论研究.提出了较完整的理论模型,讨论了该系统对中子注量率的响应函数及其检测灵敏度随工作时间的变化情况,论证了该中子探测系统的理论可行性.     

光电效应与光电器件的应用

 一、光电效应及其理论解释著名物理学家赫兹为了验证麦克斯韦预言的电磁波,于1887年发现当光照射在金属表面时,电子可以从金属中脱出这一物理现象。这一现象叫做光电效应,可以从金属中脱出的电子叫光电子。光电效应可以分为两类。一类是当光照射在金属表面时,电子从金属中脱出,叫做外光电效应。另一类是当光照射在某些半导体材料上时,被半导体材料吸收,并在其内部激发出导电的载流子(电子-空穴对),从而使得材料的导电率显著增加(所谓“光电导”);或者由于这种光生载流子的运动造成的电荷积累,使得材料两面产生一定的电位差(所谓“光生伏特”),这两种情况叫做内光电效应。光电效应的实验规律是光的波动理论无法解释的。     

光电耦合器不同辐照剂量率下的伽玛总剂量效应

开展了光电耦合器在0.01,0.1,1.0和50rad(Si)/s四种剂量率下的伽玛射线(60 Coγ)辐照实验,结果表明:γ辐照导致光电耦合器电流传输比下降,辐照到相同总剂量,电流传输比下降幅度基本上随剂量率的减小而增大。在不拆封破坏光电耦合器的情况下,通过对光电耦合器中的发光二极管I-V特性、光敏晶体管增益及初级光电流的测试,以及耦合介质传输损耗特性的分析,证明了导致光电耦合器电流传输比退化的主导因素是光敏晶体管C-B区光响应度的下降。     

光电倍增管中子直照灵敏度响应

 光电倍增管的中子直照响应对脉冲中子探测器的设计和实际应用具有重要影响。分析了中子束直接照射光电倍增管产生直照响应的过程和机理。中子与光电倍增管入射窗硼硅玻璃中的硼和硅发生(n,α)和(n,p)反应,导致窗玻璃产生荧光,从而使光阴极发射光电子。在5SDH-2小串列加速器上,选用9815B和9850B两种光电倍增管进行实验,得到了光电倍增管的中子直照灵敏度能谱响应曲线。结果表明：中子能量由低到高变化时,光电倍增管的中子直照灵敏度也随之增大;两种光电倍增管的中子直照灵敏度比值为1.9×10²~2.74×10²,该值与其相应的增益比量级一致。     

光电倍增管中子直照灵敏度响应

光电倍增管的中子直照响应对脉冲中子探测器的设计和实际应用具有重要影响。分析了中子束直接照射光电倍增管产生直照响应的过程和机理。中子与光电倍增管入射窗硼硅玻璃中的硼和硅发生(n,α)和(n,p)反应,导致窗玻璃产生荧光,从而使光阴极发射光电子。在5SDH-2小串列加速器上,选用9815B和9850B两种光电倍增管进行实验,得到了光电倍增管的中子直照灵敏度能谱响应曲线。结果表明：中子能量由低到高变化时,光电倍增管的中子直照灵敏度也随之增大;两种光电倍增管的中子直照灵敏度比值为1.9×102~2.74×102,该值与其相应的增益比量级一致。     

不同顺序中子/γ辐照对双极器件电流增益的影响

利用CFBR-Ⅱ快中子反应堆（中国第二座快中子脉冲堆）和⁶⁰Co装置开展不同顺序的中子/γ辐照双极晶体管的实验。在集电极-发射极电压恒定条件下,测量了双极晶体管电流增益随集电极电流的变化曲线,研究不同顺序中子/γ辐照对双极晶体管电流增益的影响。分析实验结果发现,集电极-发射极电压一定时,集电极电流极低情况下电流增益退化比较大,随集电极电流增加电流增益逐渐减小;就实验选中的两类晶体管而言,先中子后γ辐照造成双极晶体管电流增益的退化程度大于先γ后中子辐照,而且PNP型晶体管比NPN型晶体管差异更明显。本文进行了双极晶体管电离/位移协同辐照效应相关机理的初步探讨。     

Measurements of effective delayed neutron fraction in a fast neutron reactor using the perturbation method

A perturbation method is proposed to obtain the effective delayed neutron fraction β_(eff) of a cylindrical highly enriched uranium reactor.Based on reactivity measurements with and without a sample at a specified position using the positive period technique,the reactor reactivity perturbation △ρ of the sample in β_(eff) units is measured.Simulations of the perturbation experiments are performed using the MCNP program.The PERT card is used to provide the difference dκ of effective neutron multiplication factors with and without the sample inside the reactor.Based on the relationship between the effective multiplication factor and the reactivity,the equation β~(eff)=dκ/△ρ is derived.In this paper,the reactivity perturbations of 13 metal samples at the designable position of the reactor are measured and calculated.The average β_(eff) value of the reactor is given as 0.00645,and the standard uncertainty is 3.0%.Additionally,the perturbation experiments for β_(eff) can be used to evaluate the reliabilities of the delayed neutron parameters.This work shows that the delayed neutron data of ~(235)U and ~(238)U from G.R.Keepin's publication are more reliable than those from ENDF-B6.0.ENDF-B7.0,JENDL3.3 and CENDL2.2.     

The effect of thermal reactor neutron irradiation on semi-insulating GaN

Semi-insulating Gallium nitride was irradiated by fast and thermal neutrons with fluences from 10¹⁴ to 10¹⁶ n/cm². Depth-resolved cathodoluminescence spectroscopy was used to determine defects changes before and after irradiation. The results revealed two kinds of defects affected near-band emission recombination from two opposite directions. One was attributed to irradiation-induced N vacancies that contribute to near-band emission recombination. Another was attributed to irradiation-induced deep level defects that contribute to sub-band gap recombination and thus decrease the near-band emission recombination.     

反应堆二次中子源源强计算及验证

研究建立了反应堆二次中子源源强的机理性计算方法,并计算了某核电厂反应堆第2循环装料时的二次中子源源强。为验证二次中子源源强的计算结果,计算了反应堆装料第2步完成后堆外源量程探测器的计数率,并与实测结果进行对比。源量程探测器计数率计算结果与实测结果符合得非常好,验证了二次中子源源强计算结果的正确性以及所建立的计算方法的合理性。     

点堆中子动力学方程组曲率权重法的解

针对核反应堆安全工程对某些数值计算结果要求较高的精度和正的误差, 以及舰船核反应堆机动性对计算速度的要求, 需要从数学上寻找一种新的数值计算方法, 以满足实际曲线向上凸或向下凹时计算值总是略高于真实值, 且误差不大于欧拉法和改进的欧拉法所得值. 本文研究曲率权重法求解点堆中子动力学方程组, 该方法是在曲率圆法的基础上引入权重的思想来衡量间隔步长上两个曲率对该步长曲率平均值的贡献. 与欧拉法和改进的欧拉法比较, 曲率权重法的计算结果总是能够高于真实值或有正的误差, 且精度和计算速度得到明显提升. 将该方法用于次临界堆阶跃和线性引入反应性时中子密度的求解, 能够快速得到满足计算要求和高精度的数值结果.     

一个新的求解点堆中子动力学方程组的数值方法

使用中子密度一阶泰劳多项式分段近似技术,给出一个新的求解点堆中子动力学方程组的数值方法并采用全隐格式以克服方程组的刚性,同时确保解的必要精度。数值结果表明:在隐式一阶多项式近似下,对合适的反应性输入能够取得足够精确的结果。当反应性给定时,对于求解反应堆动力学问题,能给出一个简法的计算过程。     

混合堆第一壁中子辐照损伤模拟

利用蒙特卡罗程序和辐照损伤程序,通过构建模型,对常用的第一壁材料W,Fe,Be的中子辐照造成的离位损伤、裂变气体产生量进行了模拟计算,结果表明,混合堆与纯聚变堆相比,可以明显降低对第一壁材料的损伤要求。在W,Fe,Be三种材料之中,对于纯聚变堆来说,Be的离位损伤最小;对于混合堆来说,W的离位损伤、裂变气体产生量最低。从中子辐照损伤的角度来说,Be更适宜作纯聚变堆的第一壁材料,而W则更适宜作混合堆的第一壁材料。     

混合堆第一壁中子辐照损伤模拟

利用蒙特卡罗程序和辐照损伤程序,通过构建模型,对常用的第一壁材料W,Fe,Be的中子辐照造成的离位损伤、裂变气体产生量进行了模拟计算,结果表明,混合堆与纯聚变堆相比,可以明显降低对第一壁材料的损伤要求。在W,Fe,Be三种材料之中,对于纯聚变堆来说,Be的离位损伤最小;对于混合堆来说,W的离位损伤、裂变气体产生量最低。从中子辐照损伤的角度来说,Be更适宜作纯聚变堆的第一壁材料,而W则更适宜作混合堆的第一壁材料。     

快Z箍缩中子源混合堆界面研究进展

评述了快Z箍缩中子产生及诊断的最新进展,介绍了聚变裂变混合堆原理与结构。概述了混合堆界面的磁绝缘传输线(MITL)和碎片防护罩设计,提出了MITL电流压力建模思路,提出了PTS装置上MITL翻转柱孔汇流结构(PHC)及同轴延伸方式,这两种配置方式简便、易行。     

基于FLUKA计算压力容器快中子注量的可行性研究

基于知识产权的考虑,通过与蒙特卡罗程序MCNP计算结果比对,研究使用FLUKA程序替代MCNP程序进行反应堆压力容器快中子注量计算的可行性。通过修改和调用子程序对次级粒子堆栈进行操作,解决了关闭裂变中子这一关键问题,FLUKA程序的计算结果与MCNP程序的计算结果相对偏差在5%以内,符合得较好,证明使用FLUKA程序替代MCNP程序用于计算反应堆压力容器快中子注量在技术上是可行的。