中子源的注量率测量
中子—核作用截面的实验测量
中子—核作用截面的实验测量一、核数据库1.1核数据库介绍核数据是不可缺少的重要科学数据，在基础科研、国防建设、国民经济的很多方面发挥着越来越重要的作用。
目前国际上许多核国家都十分重视核数据的测量和评价工作。
经过几十年的艰苦努力，相继建立起并不断完善的核数据库。
核数据库可以分为两大类，一类是核与其他核或射线发生相互作用的数据，称作核反应数据；第二类是单个核的性质的数据，称作核结构和放射性衰变数据。
对于中子核数据是核反应数据的一部分，此外光核反应数据、带电粒子反应数据都是核反应数据。
1.2核数据库应用领域早期核数据的运用主要在核反应装置的应用方面。
随着科技的发展，对核数据运用领域也在不断扩大，于此同时对核数据的全面以及精度要求越来越高。
目前其运用的领域主要有：（1）裂变、聚变反应堆设计；（2）加速器设计；（3）辐射防护设计；（4）核医学；（5）地质探测；（6）环境监测；（7）核天体研究等等。
对于反应堆设计而言，可以通过中子评价核数据来对设计的反应堆的某些参数进行模拟计算，如有效增值系数、相对功率分布等量，通过最终的模拟计算结果来衡量设计的合适与否，在此基础上进行一定的优化，最终实现各方面综合最优化。
1.3核数据获取方法核数据获取方法主要有两种：实验测量法和理论计算法。
实验法是目前核数据的主要来源，通过实验测量具有一定的客观性，但是实验测量方法存在各种问题：(1)核数据数据量大，实验工作量大；（2）实验费用过高；（3）有许多实验要求苛刻无法完成。
因为实验方法存在一定的问题，所以主要的数据由实验来完成，次要的由理论计算完成。
现如今计算机的发展已经可以满足一些模拟计算的需求，通过计算机可以省时、经济的完成一些数据的获取。
两种方法之间，实验为主，理论计算为辅。
实验方法离不开理论计算，理论计算可以填补一些目前实验存在的空白，还可以指导实验数据的选取和评价。
对模拟计算方法而言，其输入的数据必须是已经成熟的核数据，而这些数据来源于实验的测量，所以两者缺一不可。
CSNS-I上的白光中子源
CSNS-I 上的白光中子源夏海鸿唐洪庆仲启平阮锡超周祖英中国原子能科学研究院一、引言引言：：1、白光中子源是一个极其有用的研究工具1）核能开发和应用所需的核数据测量应用所需的核数据测量：：2）核天体物理研究核天体物理研究：：3）核技术应用核技术应用：：中子照相中子照相；；中子辐照效应中子辐照效应（（材料的辐照损伤材料的辐照损伤、、生物效应等生物效应等）；）；中子治疗中子治疗（（BNCT ）2、国际上已建立多种形式的白光中子源1）基于电子束的白光中子源基于电子束的白光中子源（（70—80年代年代；；ORELA ，GELINA 等）2）基于高能质子束的白光中子源基于高能质子束的白光中子源（（90年代以后年代以后，，LANL ，CERN 等）3）发展趋势发展趋势：：向高能质子束方向发展向高能质子束方向发展，，其优点是其优点是：：中子源强度大中子源强度大（（≥1016n/s ，比电子直线大102倍以上倍以上，，单个脉冲中子数大103以上)；中子能区广(热能—几百MeV ，电子直线主要在1MeV 以下）。
3、白光中子源测量的优越性白光中子源测量的优越性：：一次测量得一个能区的数据一次测量得一个能区的数据，，单点测量根本不可能典型谱典型谱（（三维三维：：飞行时间飞行时间、、脉冲幅度和计数脉冲幅度和计数））4、白光中子源应用现状电子直线加速器在共振区数据测量方面在70—80年代曾起过很大的作用代曾起过很大的作用，，至今在常规测量方面还在起作用。
质子直线的白光中子源由于其强度大质子直线的白光中子源由于其强度大、、MeV 以上中子成分多成分多，，在放射性样品和MeV 以上快中子数据测量方面显示出了更大的优势显示出了更大的优势。
•共振区共振区：：主要是放射性样品的(n ，r)、(n ，f)；主要测量实验室有量实验室有：：LANSCE 、CERN-nTOF 、GELINA 和ORELA 等：见幻灯片21—25（LANL ）、26-30（CERN ）、31（GELINA ）及32（ORELA ）。
中子注量率
定义
单位时间内进入以空间某点为中心的球体的中子数除以该球体的最大截面积所得的商。或者，某点的中子注 量率也可定义为：单位体积内所有中子在单位时间穿行距离的总和。中子注量率也被称为中子通量密度(neutron 性法 慢化法
利用中子同氢核的弹性散射产生反冲质子，在含氢物质靶相当薄的条件下，某一能量入射中子的注量率同产 生的反冲质子数成正比，测定反冲质子数和其他相关的量，就绝对测定了中子注量率。反冲质子法是快中子注量 率测量最基本的方法，常作为一级标准。适用于千电子伏以上能区的中子。
另一种是用吸收体将经过媒质（如水）慢化后的中子吸收而成为放射性核，转而测量放射性核的数目。典型 的是锰浴法。锰浴是一个大体积的容器，盛有一定浓度的硫酸锰水溶液。溶液的体积要大得足以保证中子得到充 分慢化，中子源位于容器的中心。经过一定时间以后,溶液中的中子数目达到平衡:单位时间内被Mn核吸收的中子 数等于中子源发出的中子数（对少量的其他核对中子的吸收要作修正）。因此测定生成核Mn的γ放射性就绝对测 定了中子源的强度。误差小于 1%。作为标准的Ra-Be、Am-Be中子源常用此法来测定其强度。类似的还有钒浴法、 定向锰浴法等。
谢谢观看
此法可分为两种类型，一种是用一个大体积的中子探测器，如液体闪烁计数器。中子进入探测器后主要同氢 核发生多次碰撞而损失能量。如果探测器足够大，中子在损失其绝大部分能量之前逃不出去，则每个中子都将通 过反冲质子被记录，效率接近100%,从而绝对测定中子注量率。近年来用的黑中子探测器就是按此原理设计的。 测量误差约为 3%。适用于几十千电子伏到几兆电子伏能区。
对于某些中子源，在发射中子的同时伴随着发出一个轻带电粒子,如D(γ,n)p、T(d,n)α等。记录伴随带电 粒子的数目就定出了中子的数目。
中子的性质及分类及13.2中子源及13.3中子与物质的相互作用
252
中子产额：2.32×106n/sμg 半衰期：2.66年 中子平均能量：2.13MeV 伴随有较强的γ射线，γ发射率：1.3×107/sμg
Cf 142 Ba 106 Mo 4n
Watt分布
N ( E ) C exp( E
) sinh(2.926E ) 1.025
4
3
Q 3.269MeV En 2.5MeV Q 17.59MeV
En 14MeV
中子发生器
（D,D），（D,T）反应
（D,D）反应比（D,T）反应的截面小约2 个量级。 一般常用的是（D,T）中子发生器。
产额多在108n/s。
寿命：几十到几千小时 用途：石油测井、在线元素分析
即使是非裂变核，如W，Pb和Hg， GeV的质子仍可提供足够的能量使 之发生分裂。
除去分裂之外，其它的反应过程都是吸热 的。 相当一部分入射质子的能量消耗在中子 的分离能上。约6 MeV/中子，动能为 2-3 MeV/neutron。
The Spallation Neutron Spectrum
0.10
0.511MeV
X射线的角分布
0.08 0.06
General Rate = 1.469p/e Average Energy = 1.328MeV
Rate
0.04 0.02 0.00
0
1
2
3
4
5
6
7
8
9
Energy (MeV)
在X射线检测过程中，电子加速器产生的大量X 射线只有极小一部分被用于成像。 其它大多数都被当作“废物”而屏蔽掉了。 利用（γ,n）反应，可以将这些没有用到的X射 线利用起来，使之转化为光中子，从而可以用 于中子技术分析。
SiC中子探测器的研究进展
能制成高纯单晶体 ， 在高偏压下正反 向电流特性好
便 于机械加工成势垒接触或欧姆接触 ， 抗腐蚀
表 ２ 室温下 ＳＣ与 Ｓ、 、 Ａ ｉ ｉＧｅ Ｇａ ｓ晶体
基势 垒 型 和 ＰＮ结 型 两种 。 Ｉ
的主要参数
图１ａ为 ４ Ｓ （ ） Ｈ— ｉ Ｃ中子探测器 肖特基二 极管示 意 图¨ｍ 。在 ３ ０Ｉ 厚 的高纯 ４ ’ ¨ ５ ｍ ｘ Ｈ
和分析 了 ＳＣ的材料 特性 ，ｉ ｉ ＳＣ中子探 测器的结构 、 工作 原理 、 国内外 发展 现状 以及 存在 的 问题 ， 对 我 并
国中子探测器 的发展趋势进行 了探讨 。
关键词 ： 碳化硅 ； 中子探测器 ； 耐高温 ； 抗辐射 ； 展 进
中 图分 类 号 ： Ｔ １ Ｌ８ ２＋． ２ 文 献 标 识码 ： Ａ 文 章 编 号 ： ０ ５ － ３ （０ １ １－０ ２０ ２ ８０ ４ ２ １ ）２０ ７ －６ ９
原子层的堆垛排序不 同， 可划分为立方密排的 闪锌矿 （ ） 六 角 密排 的纤 锌 矿 （ 和菱 形 Ｃ、 Ｈ） （） Ｒ 三种基本结构类型。最常见 的三种多型体 为３ Ｃ—ＳＣ、 Ｈ —ＳＣ和 ６ —ＳＣ（ 、 ｉ ４ ｉ Ｈ ｉ ３ ４或 ６代 表每经过 ３ ４或 ６ Ｓ — 、 个 ｉ ｃ双原子层堆垛重新 重复排列 ） 其中 ４ Ｓ ， Ｈ— ｉ Ｃ工艺最为成熟 ， 材料
中子 探 测在 核 医学 及 临 床 诊 断 、 电站 安 核 全 检 测 系统 、 环境 检测 系 统 、 核 厚 度 相 对 较 小 ， 射 线 的响 应 能 谱 都 集 中在 ５０ｋＶ 以下 ， ０ ｅ 因此 通 过 核 反 应 和 反 冲
探测 、 空间物理学 、 航天航空和工业应用等众多 领 域 都有 着 极 其 重 要 的意 义 ¨ 。但 气 体 、 闪
中子剂量与防护
中子剂量和防护-正文中子剂量通常指中子吸收剂量或中子剂量当量（见辐射剂量）。
不同能量的中子同人体组织中的元素（氢、氮、氧、碳等）发生不同的相互作用（见中子核反应和宏观中子物理），所产生的具有一定能量的次级带电粒子能够引起电离和激发，从而使肌体受到损伤。
剂量学涉及的主要物理问题是散射、核裂变和辐射俘获等.研究中子在生物组织中不同深度的吸收剂量和剂量当量的模型有：半无穷大板块、有限圆柱体（直径为30厘米，高为60厘米）和椭圆柱体（长半轴为18厘米，短半轴为12厘米，高为60厘米）模型。
模型的材料组成应同软组织的相当,密度为1g/cm3。
能量范围从10-2eV延伸至 2000MeV。
其中对半无穷大板块模型和有限圆柱体模型研究的结果,是目前确定中子注量率-剂量当量率换算系数的基础。
平行中子束垂直入射到一块物质上时，该物质的吸收剂量D随深度的分布（示意图见图1）同γ辐射的情形相似：吸收剂量的最大值并不出现在表面，而是出现在某个深度处，这个深度取决于中子的能量。
医学上就是通过调节辐射的能量，把这个最大值对准病变组织的部位进行放射治疗。
放射防护规定：对个人所受剂量的限制是由剂量当量决定的。
不同能量中子的有效品质因数坴(见辐射剂量)的数值示于图2。
此外，由测得的中子注量率可以换算到剂量当量率。
目前各国都采用图3所示的数值。
中子剂量测定主要指中子吸收剂量和剂量当量的测量。
此外还包括表示剂量分布的微剂量测量。
通常使用组织等效电离室，乙烯-聚乙烯正比计数器,硫酸亚铁剂量计以及量热计等测量吸收剂量。
在多数情况下，组织等效电离室是测定快中子吸收剂量最准确的装置仪器。
剂量当量测量仅适用于辐射防护，所采用的方法分场所监测和个人监测两类，其响应正比于最大剂量当量。
微剂量测定的目的在于从实验上研究辐射在直径为微米量级或更小的球体内能量沉积的空间分布和谱分布。
微剂量学所考虑的体积应同生物细胞的大小相当，借以模拟辐射在生物细胞、细胞组分和生物大分子中的能量沉积。
CFBR-Ⅱ堆脉冲中子注量测量
2 0 0 7 年 1l 月
核动 力工程
Nuclear Power Engineering
Vo l. 2 8 . N Ov .
No.5(S1)
2 0 0 7
文章编号: 0258-0926(2007)05(S1)-0037-03
CFBR- II 堆脉冲中子注量测量
李建胜，王 强， 郑 春，高仁珍， 吴建华
测量中， 在A 点放置一 s 活化片， 100W 高功 经
K=一 一 卫
了 J . 、
. 、 、. 〕户 r
.-0N,,,FA
(6)
率 续 照 用R 度 测 活 片’ 连 辐 后， 活 计 量s 化 2 S(n, P)3p 的 计 率， 2 R 数 对A点 测 系 完 刻 和 量 统 成 度;
爆发脉冲前， 于A 点放置另一 S 活化片， 经过脉 冲辐照后测量其p计数率， 通过计算可以得到 A
用具有重要意义。
点的脉冲中子注量。
设。 时刻在中 子注量率为必 处放置一 s 活化 片， s 活化片的比 则 活度Am和R 计数率 nm 分别
为
A m=Nm p(1一 T r o'r e-A)rte-a nm=A 今 m
(1 ) (2)
式中， 为 Nm 单位质 量s活 所 3 化片 含 2s原子核 数;
率。
脉冲辐照后t 时刻的S活化片的比活度呱 和
p计数率nm 分别为 A A rro。 m” Nm 一 ‘ n盆 A' -P 二.
令
2 . 、
，、 j ..
产
厂 声 . 、
月、 峥.J
声
2
原理和方法 在低功率稳态运行时， 对辐照空间内任一点，
He-3中子正比计数管中子-γ混合场下的性能研究
He-3中子正比计数管中子 -γ混合场下的性能研究摘要：本文对比了He-3中子正比计数管在不同工作参数、不同的充气比例下在中子-γ混合场下的性能，并通过对测试的结果，得出了适合在混合场下正常工作的He-3中子正比计数管的充气比例和工作参数。
关键字：中子正比计数管、混合场1.前言中子正比计数管主要有、BF3正比计数管、涂硼正比计数管三种类型。
而He-3中子正比计数管由于其中子灵敏度高，应该最为广泛。
由于He-3平均气体电离能较高，而耐压性能较差，一般需要混合一定比例的易电离的淬灭气体如Ar、CO2、P10、Kr、CF4才能制成可用的正比计数管。
由于He-3的中子反应截面很大且有淬灭气体的存在，因此He-3充气压力可以很高，最高可超过20个标准大气压，高气压的He-3正比计数管可达到接近100%的探测效率【1】。
国内外探测器生产厂家对He-3正比计数管的充气比例和成分均有较多的研究，配合相应的充气参数，可使He-3正比计数管适用于较强γ场、高温下等条件工作，在环境剂量监测、石油测井等领域有广泛的应用。
理论上在He-3充气压力相同的情况时，其中子灵敏度基本一致，而在正常工作电压下，相同强度的γ射线产生的脉冲幅度与淬灭气体对γ射线的敏感度有关，即淬灭气体的原子量、充气压力。
我们制作了几种不同充成分的He-3中子正比计数管进行中子-γ混合场下的测试，以研究不同类型的正比计数管的充气工艺参数与正比计数管的γ性能的关系。
1.计数管参数对比2.测试条件及方法3．1纯中子场测试中子源：Am-Be源，测试位置平均中子注量率约1200 nv测试仪表：前放：BH2213-A型，放大倍数~100倍，距离探测器连线长1米。
BH1218线性放大器 100倍多道：ORTEC 927型多道分析器在纯中子场中测试探测器的坪特性及脉冲幅度谱，验证探测器的基础性能。
3．2混合场测试γ源：Co-60，中核控制γ源库，最近处剂量率约1.5Gy/h，最远处约0.015Gy/h中子源：Am- Be源，测试位置平均中子注量率约10 nv测试仪表：前放：BH2213-A型，放大倍数~100倍，距离探测器连线长1米。
用于中子测井的CR39中子剂量计的个人剂量监测方法
用于中子测井的CR39中子剂量计的个人剂量监测方法 GBZ/T 148-20021范围本标准推荐了用于中子测井场所的CR39中子剂量计的个人剂量监测方法。
本标准适用于241Am-Be中子源测井场所工作人员的个人中子剂量监测。
2规范性引用文件下列文件中的条款通过在本标准的引用而成为本标准的条款。
凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包括勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。
凡不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。
GB 12714 镅铍中子源3术语和定义下列术语和定义适用于本标准。
3.1 固体核径迹探测器 solid state nuclear track detector核粒子穿过绝缘体时，造成一定密度的辐射损伤，经适当处理，形成可观测的径迹，这种固体称为固体核径迹探测器。
3.2 CR-39径迹探测器CR39 track detector用烯丙基二甘醇碳酸酯（品名 CR39）制成的核径迹探测器。
按照测定程序，利用其在中子场经累积照射形成的可观察径迹，在一定准确度内，可得到相应的当量剂量。
它是固体核径迹探测器的一种。
3.3 化学蚀刻 chemical etching固体核径迹探测器的辐射损伤经过化学试剂蚀刻形成可观察径迹的过程。
3.4 中子注量灵敏度 neutron fluence sensitivity垂直入射的单位中子注量在剂量计单位面积上产生核径迹的概率。
3.5 中子当量剂量灵敏度 neutron equivalent dose sensitivity中子探测器单位面积上每单位当量剂量相应的径迹数。
3.6 中子剂量换算系数 neutron dose converson coefficient在各种照射条件下，用人形体模换算出的单位中子注量的当量剂量。
4测量元件CR39个人中子剂量计由CR39径迹探测器和包装盒组成。
核仪器概论3—中子的测量和控制讲解
系统构成
由逻辑柜和电源柜构成，以秦山核电二期 60万千瓦核电机组棒控系统为例，一个 机组由一台逻辑柜，九个电源柜构成。 控制33根控制棒。
1）逻辑柜 —— 逻辑柜协调电源柜的执行动作，它 分别实施下列功能： ——停堆棒组单独运行控制：
——控制棒组重迭程序控制。
——在棒控系统中，逻辑柜提供部件的 相互接口关系，每个逻辑柜单元与电站 主控室的仪表和控制有关。
——公共输入信号：
——公共输出信号：
2）电源柜
功能：
—检验相应 的控制逻辑 命令是正常 的（包括重 迭检验）
—检验子组 内棒束三种 线圈的顺序 激励。
数字化棒控系统框图
MCR Displays Plant Computer
Other I&C Systems
Rod Control Data/Commands on Real Time Data Network
3 Phase Power from Rod Drive MG Sets
To/From all Power
33
33
44
44
55
55
66
核仪器概论 中子的的测量和控制
2.2 强γ场下的中子注量率的测量
（中间量程中子注量率监测装置）
1) 核测中间量程测 量装置
主要用来测量反 应堆功率和周期， 它由直流对数周 期仪、高压电源、 γ补偿电离室及低 压电源组成。
r补偿电离室
高压电源
A
T
直流对数周期仪
r补偿离室
高压电源
指数函数发生器
低压电源
ｄ）设置两个串联的辅助次级线圈，一个 在顶部，一个在底部。保证驱动轴总是 在这两个辅助次级线圈之间运动，即驱 动轴顶端在底部线圈之上，顶部线圈之 下。
利用MCNP程序进行ETRR2冷中子源的中子概念设计
ｇ ０ １ １２
１ ０ｎ
藉
ｌ０ Ｏ
廿 ｌ Ｏ
中子注量率对计算结果进行了仔细校准。 计算了切向管 的轴向注量率的分布 ，并与 试验结果 比较 以证实计算的精确性（ ） 图２。
离开 堆芯 的距 离／ｒ ｅ ａ
图２ 计算的和测量的中子注量率在 切向管 中的轴 向分布
５ ％
在Ｃ 的设计计算 和参数研究 中使用 ＮＳ 曲面源 。中子导 向管入 口平面处 的冷 中子 流量是通过Ｄ Ｔ Ａ 命令在０ ９ ８ ｃｓ Ｘ ＲＮ ． ９ ＞ ｏ ９ ＞ 的情况下计数得到的；利用Ｅ 的仿 ｌ Ｔ 真模型进行ＭＣ Ｐ 仿真， Ｎ５ 通过实验测量的
ｍ
‘
１ Ｏ¨
６ｌ
平均功率密 最大功率 度／ ・ ｍ Ｗ ｃ 峰值 因子
１０ ４ ２４ ３
．
氙中毒 ｐｒ ｅ ｕ
２ ０ ５ｌ
３ ０
维普资讯
２ 计算方法 中子设计 的计算思路 ：首先在切向管周 围产生 一个覆盖Ｃ Ｓ Ｎ 的曲面源 ；然后使用 ＷＩ ４ ＭＳ 程序形成宏观作用截面 ，以供ＣＴ Ａ 程序在扩散计算 中使用 ；随后用Ｃ Ｔ Ａ Ｄ ＩＶ Ｐ ＩＶ Ｐ 程序得到燃耗深度 ， 再将燃耗深度代入到ＷＩ ４ ＭＳ 程序中计算各 同位素 的总量 ； Ｄ 最后在 ＭＣ Ｐ Ｎ 程序的材料卡上使用所得到的同位素总量。 用ＭＣ Ｐ 程序计算完整的反应堆三维 Ｎ５ 结构 ， 通过临界计算生成一个 围绕切向管的曲面源。为了让裂变源从初始假定的分布（ Ｊ 燃 料区域中任意相 同的一组点） 达到收敛 ，需要预先进行广泛的计算 。为 了达到收敛 ，典 型地跳过前２４ 循环 ，总共运行２ ０代循环 ，每代取５０ 个 中子 ，得到的统计精度大于 ０￣ － ００ ００
IHNI-1中子束快中子注量率测量
IHNI-1中子束快中子注量率测量王谷军;陈军;李春娟;宋明哲;张紫竹【摘要】To validate and determine the contamination source term of fast neutrons produced by the first in-Hospital Neutron Irradiator (IHNI-1) for boron neutron capture therapy (BNCT),a boron-covered 235U fission chamber was designed to be used for the measurement of fast neutron fluence rate.The fluence response of the fission chamber was optimized according to the calculated fluence response curve of the fission chamber covered by the boron shells with different thicknesses with the MCNP code.Consequently,a 35 mm thick B4C shell was used to shield the low energy neutrons.The fast neutron fluence rate of the thermal and epithermal neutron beams was measured with the fission chamber and compared with the simulated values.The results showed that the fast neutron component in the actual neutron beams was more than that in the simulated ones,less than the target value recommended by IAEA.%为检验和确定用于硼中子俘获治疗(BNCT)的医院中子照射器(IHNI-1)的快中子污染源项,设计了用于快中子注量率测量的包硼235U裂变电离室.利用MCNP程序对电离室的注量响应进行优化设计,计算包裹不同厚度硼壳时电离室的注量响应曲线,最终选择35 mm厚B4C壳作为低能中子屏蔽层.利用该电离室测量IHNI-1热中子和超热中子束的快中子注量率,并与模拟计算值比较.结果显示,实测的中子束比模拟计算结果具有更多的快中子成分,低于国际原子能机构(IAEA)推荐的目标值.【期刊名称】《同位素》【年(卷),期】2017(030)003【总页数】5页(P170-174)【关键词】硼中子俘获治疗;医院中子照射器;包硼235U裂变电离室;注量响应;快中子注量率【作者】王谷军;陈军;李春娟;宋明哲;张紫竹【作者单位】中国原子能科学研究院,北京102413;中国原子能科学研究院,北京102413;中国原子能科学研究院,北京102413;中国原子能科学研究院,北京102413;北京凯佰特技术有限公司,北京102413【正文语种】中文【中图分类】R815.4;TL72硼中子俘获治疗(BNCT)中子照射器产生的中子束中含有一定程度的快中子成分，这些快中子与人体作用会产生诸如高传能线密度(LET)的质子等带电粒子，从而造成额外的伤害。
移动式堆芯中子注量率测量系统概述
３ ６７
蕈 萤 ｜
巫圃
青 年 论 坛
率 分 布 ，监 测堆 芯 功 率 畸变 ，积 累燃 耗 数据 ，对 指 套 管 、 密 封 段 、手 动 阀 、 连 接 管 组 件 、止 回 核 电站 的安全运 行起 到重 要 的作用 ，见 图 １ 。 阀 、 电动 阀 、选 择器 、驱 动 装置 、导 向管 支架 、
ｉｓ ｕ ｎａｉｎ ｓ ｓ ｍ ｉ ｄ ｎ Ｂ ｉｎ ｃ ｒ Ｉｓ ｕ ｎ ａｔｒ ｓ ｉｔｏ ｕ ｅ ｎ ｎ ｔ ｍｅ ｔｔ ｙｔ ｗｈｃ ｉ ｍａ ｅ ｉ ｅｉｇ Ｎｕ ｌ ｎ ｔ ｍｅ ｔ Ｆ ｃｏ ｙ ｉ ｎ ｒｄ ｃｄ ａ ｄ ｒ ｏ ｅ ｈｓ ｊ ａ ｅ ｒ
ｉｓ ｒ ｅ ｔ ｔ ｎ ｓ ｓｅ ｔｕ ｎ ｍ ｎ ａ ｉ ｙ ｔ ｍ ｏ
ＤＵ Ｘｉ ｏ ｇ ａ ｇ， Ｗ ＡＮＧ ｉ ｇ ａ ａ — ｕ ｎ Ｍ ｎ －ｔ ｏ， Ｗ Ａ ＮＧ ｉ ｇ ｈｕ， ＣＨＥＮ ｈａ ｇ ｕ Ｍ ｎ —ｚ Ｚ ｎ —ｇ ｏ，
ＸＩ ｏ ｇ ｓ ａ ＡＯ Ｇ ｎ － ｈ ｎ，ＨＵＡＮＧ Ｇ ｏ ｆ ｎ ｕ — ａ ｇ，Ｚ ｉ ＨＡＮＧ Ｙａ ，Ｃ Ｎ － ｉ ｏ ＨＥ Ｙａ ｊ ｅ
了描 述 。
关键词 ：中子注量率测量系统 ；堆芯 ；功率分布 中图分类号 ：Ｔ ３２ 文献标志码 ：Ａ 文章编号：１７－ ６ ７ ００ ４ ０ ６— ７ Ｌ ６ ６４ １１（ １） － ３７ ０ ２ ０
6个计算题(1)
1.已知中子源的中子发射率为2.5×106n/s ，求离中子源0.3m 处的剂量率是多少μSv/h ？(其中子注量与有效剂量的换算系数为39.5pSv ·cm 2)。
解：1）求0.3m 处的中子注量率：φ=2.5×106÷（π×0.32）=8.84×106（n/m ²•s ）2）离中子源0.3m 处剂量率（以每秒的中子注量计算）：644H 8.8410 3.4910(p 10Sv 39/s)126(μSv/.5h)dH ϕ==⨯÷⨯=⨯=2.常规监测周期为14天，甲状腺测量结果M 甲为3000Bq ，甲状腺直接测量后立即留24小时尿，24小时尿样分析结果M 尿为30Bq 。
试计算工作人员131I 的摄入量及产生的待积有效剂量。
（常规监测时吸入131I 甲状腺预期值m(T/2)=0.074，特殊监测时吸入131I 日尿排泄预期值m(t)=1.1E4）解：3.一个2×107n/s 的Am-Be 中子源，距离0.5m 处，需要48cm 厚的水屏蔽可以达到容许剂量10μSv/h 。
试计算中子剂量减弱系数。
（已知该中子源的剂量转换因子为3.95×10-4μSv/(n/cm 2)）解：参照第一题计算0.5m 处的剂量水平φ=2×107÷（π×0.52）=2.55×107（n/m ²•s ）744 3.95H 2.5510 3.6310(mSv/h 0)1dH ϕ-⨯==⨯÷⨯=中子剂量减弱系数f D =10/3630=2.75×10-34.有一个旧铅罐，原设计是装载Cs-137源，最多能装20居里的Cs-137，能保证装载后距离源0.5m 处的剂量当量率不超过 2.5μSv/h 。
现在要用它来装C 0-60源，问最多能装多少毫居？原来的要求仍要得到遵守？解：1）先求铅罐的厚度Cs-137源对0.5m 处视作点源则在0.5m 处剂量水平为：333222A Γ200.328H 8.7310X 8.73108.731036008.2510(Sv/h)R 0.5Cs ---⨯=⨯=⨯⨯=⨯⨯⨯=⨯ 已知铅对Cs-137的0.661MeV γ射线半减弱厚度为0.59cm ，则铅罐厚度为d=0.59×log 2（825/2.5E-06）≈0.59×29=17.11（cm ）2）计算17.11cm 厚铅罐对达到屏蔽条件Co-60源的剂量水平（已知铅对Co-60的1.332MeV γ射线半减弱厚度为1.2cm ），17.11/1.262H 2 2.510 4.9010(Sv/h)Co --=⨯⨯=⨯则Co-60源的活度为：3221.32H 8.73103600 4.9010(Sv/h)0.5Co Co A --⨯=⨯⨯⨯=⨯ 解之得A Co =0.30（mCi ） 5.1g 天然钾中每分钟衰变多少个钾-40的原子？解：由于 23231/26.0210m 6.0210m ln2A=N=M M T λλ⨯⨯⨯=⨯，且考虑到在天然钾中K-40为放射性核素，其丰度为0.012%，则1g 天然钾的放射性活度为239ln21A= 6.02100.012%=31.5(Bq)1.261036524360040⨯⨯⨯⨯⨯⨯⨯⨯ 所以天然钾中每分钟衰变钾-40的原子数为31.5×60=1890（个）6.在1012中子/cm 2·s 通量密度下辐照1个月、放置6个月的10g 天然铀中可以分出多少85Kr ？（A=85的同量异位素裂变产额是1.32%，U-235在天然铀中的丰度是0.7%，U-235的裂变截面是582b ）解：首先计算辐照一个月的产85Kr 量，85Kr 的半衰期为3934.4天，则111224230(1)10582100.0132100.7%235 6.0210(1)t t A N e e λλση---=Φ-=⨯⨯⨯⨯⨯÷⨯⨯⨯-冷却六个月后有12991.3810(1)(1) 1.2310()0.03()t t A e e Bq Ci λλ--=⨯⨯--=⨯=。
REN800中子剂量当量率仪操作规程
REN800中子剂量当量率仪操作规程1.目的规范REN800中子剂量当量率仪的操作程序，保证正确使用仪器，保证检测工作的顺利进行和设备安全。
2.实用范围REN800中子剂量当量率仪采用高灵敏的进口He3管作为探测器，反应速度快。
该仪器使用方便；灵敏度高、抗γ性能好、能量响应特性好，即可用作便携式一起又可用作固定式中子剂量监测仪。
该仪器适用于环保、化工、石油、医疗、进出口商检、核电、加速器、中子源和其他安检、边境控制、海关检测等需要进行中子辐射检测的场合。
3.主要技术指标测量类型：中子射线探测器：进口3He正比计数器中子测量范围：剂量率：0.1μSv/h～100mSv/h累计剂量：0.01Sv～10Sv能量范围：中子0.025eV～16MeV慢化材料：聚乙烯球测量时间：1～120秒，可编程设置中子灵敏度：大约1.4CPS/μSv/h伽马灵敏度：对伽马射线不灵敏（相对Co-60的100mSv/h的伽马射线内）报警阈：0.25、2.5、10、20（μSv/h）或自行设置显示单位：剂量率：μSv/h、μGy/h、μR/h;累计剂量：nSv;计数率：CPS4.操作规程4.1. 连接主机和探头准备两节5号电池，卸下主机保护用橡胶皮套，安装好电池，套上橡胶皮套，用数据线把主机和探头连接好；开机——启动测量——菜单项参数设置（1）设置显示单位、2）设置采样时间、3）报警阈值修改、4）设置系统时钟、5）数据保存管理、6)查询历史纪录、7）设置报警方式、8）显示设置）4.2. 剂量率值测量：当选择μSv/h、μGy/h、μR/h三个单位时，进行的是率值测量，三个单位的含义及应用场合不同。
μSv/h——剂量当量率，主要用于辐射防护用。
μGy/h——吸收剂量率，用于环境监测等，1μSv/h=1μGy/hμR/h——照射量率，100μR/h=1μSv/h4.3 累积剂量测量：在参数设置时选择nSv进行累积剂量测量。
测量过程根据设置的采样时间不同有区别。
中子计数率
中子计数率中子计数率（NeutronCountRate），又称中子强度，是指中子在单位时间内通过指定立体角范围内的注射点数。
中子计数率是研究中子源受抑制的重要参数，也是实验室的放射性污染监测指标之一。
一般来说，中子计数率与中子发射强度成正比，也就是说，当中子发射强度增加时，中子计数率也会增加。
此外，中子的受抑制程度也会影响中子计数率，通常情况下，受抑制程度越大，中子计数率越低。
中子计数率测量方法主要有中子胶粒活度测量法、大气消散立体活度测量法和放射学测量方法等。
中子胶粒活度测量法是最常用的，它需要经过一定的放射加工处理把中子源固定在一个小的袋内，随后将其置于经过测量装置，激发计数率。
大气消散立体活度测量法通常用于检测大气中的放射性微粒，通过安装在一定距离处的注射点，检测放射性微粒的活度比率，从而计算放射性污染水平。
放射学测量方法是用时间分辨测量仪器检测和记录中子在注射点处的出现速度，从而计算其活度比率。
通过测量中子计数率，可以为科学家们提供有关中子源的有价值信息，如中子强度和受抑制的程度。
此外，中子计数率的测量也可以有效检测实验室的放射性污染水平，从而制订出有效的安全措施，减少放射性污染对生命、环境和物质财产的危害。
因此，中子计数率的研究具有重要的意义，它可以帮助我们更好地理解中子源的运行机制，并有助于控制实验室的放射性污染。
但是，中子计数率的测量也有一些困难，比如，当中子源的背景辐射强度比较高时，测量的准确性受到一定的影响，这就需要研究者们采用一定的技术手段来解决。
总之，中子计数率的研究对科学家们和实验室的安全管理都具有重要意义，采用科学合理的测量方法，从而可以实现高精度、高稳定性的中子计数率测量。
散裂中子源1MeV等效中子注量的测量方法[发明专利]
![散裂中子源1MeV等效中子注量的测量方法[发明专利]](https://img.taocdn.com/s3/m/95f64219cec789eb172ded630b1c59eef9c79a7b.png)
(19)中华人民共和国国家知识产权局(12)发明专利申请(10)申请公布号 (43)申请公布日 (21)申请号 201811391030.4(22)申请日 2018.11.19(71)申请人 西北核技术研究所地址 710024 陕西省西安市灞桥区平峪路28号(72)发明人 刘岩 陈伟 郭晓强 金晓明 李俊霖 杨善潮 王晨辉 白小燕 (74)专利代理机构 西安智邦专利商标代理有限公司 61211代理人 汪海艳(51)Int.Cl.G01T 1/29(2006.01)(54)发明名称散裂中子源1MeV等效中子注量的测量方法(57)摘要本发明属于辐射探测领域，涉及一种散裂中子源1MeV等效中子注量测量的方法。
解决了现有散裂中子源中子束流无法直接提供1MeV等效中子注量且计算等效注量不确定度较大的技术问题，本发明采用的方法是利用双极型晶体管增益倒数和1MeV等效中子注量呈线性关系的特点，实现基于反应堆1MeV等效中子在横向结构晶体管上的损伤因子计算出散裂中子源1MeV等效中子注量，该方法在很宽的中子注量范围内可以保持较高的测量准确性。
权利要求书1页 说明书4页 附图1页CN 109541670 A 2019.03.29C N 109541670A1.一种散裂中子源1MeV等效中子注量的测量方法，其特征在于，包括以下步骤：1】筛选横向结构晶体管样本；扫描m个横向结构晶体管的集电极和基极电压，测量集电极和基极电流，并计算得到固定集电极电流I C 下的横向结构晶体管增益，将增益差异性小于设定值的n个横向结构晶体管作为样本，其中m≥n；2】获取1MeV等效中子注量下样本中横向结构晶体管造成的中子位移损伤常数K；2.1】对步骤1】样本中的部分横向结构晶体管不加偏置进行反应堆中子辐照，在不同中子注量点下测量集电极和基极电流，并计算得到在与步骤1】具有相同固定集电极电流I C 下对应的横向结构晶体管增益；2.2】测量反应堆辐照1MeV等效中子注量；2.3】根据步骤2.1】获得的横向结构晶体管增益的倒数和步骤2.2】获得的反应堆辐照1MeV等效中子注量，计算横向结构晶体管的中子位移损伤常数K；3】获得散裂中子源1MeV等效中子注量；将步骤1】样本中未经反应堆中子辐照的横向结构晶体管置于散裂中子源中子辐射环境进行辐照，测量其在与步骤1】具有相同固定集电极电流I C 下的横向结构晶体管增益，利用其增益倒数的变化量除以步骤2】获得的中子位移损伤常数K得到散裂中子源在这段时间内累积的1MeV等效中子注量。
中子源的注量率测量-最新文档
中子源的注量率测量中子源的辐射危害早就已经被人们所认识, 随着中子源在工业生产中的广泛应用, 必须做好中子的监测和评价工作。
粒子剂量学是辐射防护监测的基础, 在辐射防护中占有特殊重要的地位[1〜4]。
而中子注量率是描述中子场或中子束的基本量，因此，中子注量率的测量始终是中子实验方法的基本内容之一, 中子注量率的准确程度, 直接影响各种参数诸如反应截面、角分布等测量的准确度。
因此, 关于中子以及与中子有关问题的研究, 已经发展成为一门专门的学科―中子物理学。
而中子的探测也成为一个专门的应用和研究课题。
1 测量原理与装置238Pu-Be中子源是利用放射性核素衰变时，放出的一定能量的射线, 去轰击某些靶物质, 产生核反应而放出中子。
测量中子注量率的方法是多种多样的。
但是依靠基本原理归类可概括成:标准截面发,包括n-p 散射截面, 及其他中子俘获的截面;伴随粒子法;次级标准法,包括标准中子源与标准探测器等[5] 。
工作原理中子的探测方法基于核反应法。
中子入射到仪器的探头内，被探测器中的10B或6Li核俘获，导致闪烁体发光。
该闪烁光被光电倍增管放大并转换成电信号。
该信号由后续电子学线路进一步处理后送单片机处理系统, 由单片机处理系统完成数据采集的处理, 并实现显示(见图1) 。
仪器连接使用时首先把探头和主机连接好, 注意电缆插头缺口的方向。
2 测量实验数据处理与分析2.1238Pu －Be 中子源中子注量率实验数据采用BH3213中子注量率仪对离238Pu-Be中子源距离约半径R=60cm输出口，进行注量率测量。
并记录相关数据。
测的结果见表1。
2.2数据处理测量结果根据辐射场的中子注量率辐射场的中子的注量率和当量剂量率分别为:(1)(2)(3)又源强度(4)由于探头面积与所测活度成正比, 得:(5)根据以上计算公式和表1 的平均值数据计算60cm(r 为注量率仪探头半径,r=5.5cm) 处的注量率和当量剂量率: 可求得中子的注量率:=8.84 X 102cm-2s-1当量剂量率:=1256.4uSv ／h2.3综合分析在测量大中子源活度的同时, 不能忽视中子的注量率（也叫中子通量密度）, 它是衡量中子源辐射剂量的一个重要指标。
中子注量率与热功率的关系
中子注量率与热功率的关系中子注量率（neutron flux）是指单位时间内通过单位面积的中子数，通常用于描述核反应堆中中子的密度。
热功率（thermal power）则是指单位时间内转化为热能的能量。
本文将探讨中子注量率与热功率之间的关系，并阐述其在核反应堆运行中的重要性。
在核反应堆中，中子是产生核反应的关键因素。
中子注量率的高低直接影响着核反应堆的热功率输出。
当中子注量率增加时，核反应堆中的核反应也随之增加，进而释放更多的能量，使热功率得到提升。
相反，当中子注量率减小时，反应堆中的核反应会相应减少，热功率也会降低。
中子注量率与热功率之间的关系可以通过核反应堆的物理特性来解释。
在核反应堆中，中子经过燃料棒中的裂变反应产生能量。
这些能量最终转化为热能，使反应堆产生热功率。
中子注量率的增加意味着更多的中子参与核反应，从而提高了裂变反应的频率和数量，进而增加了能量的释放和热功率的产生。
然而，中子注量率与热功率之间的关系并非线性。
随着中子注量率的增加，燃料棒中的温度也会随之上升。
燃料温度的升高会导致燃料棒的热膨胀和烧蚀，进而影响燃料的性能和寿命。
因此，在设计和运行核反应堆时，需要在中子注量率和热功率之间寻求一个平衡点，以确保核反应堆的安全运行和长期稳定性。
中子注量率与热功率之间的关系还与反应堆的设计和运行方式有关。
不同类型的反应堆具有不同的中子注量率和热功率特性。
例如，压水堆和沸水堆是常见的商业核反应堆类型，它们的中子注量率和热功率之间具有特定的关系。
在核电厂中，运行人员需要根据实际情况对中子注量率进行调整，以控制反应堆的热功率输出，以满足电网的需求。
除了在核电厂中的应用，中子注量率与热功率的关系还在其他领域有重要的应用。
例如，在核研究领域，中子源通常用于实验室中的中子散射实验。
中子注量率的调整可以控制实验中的中子束流强度，从而影响实验的结果和数据分析。
此外，在核医学中，中子注量率的测量可以用于放射治疗计划的制定和监测，以确保安全和有效的治疗。
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中子源的注量率测量
作者：谢菊英程品晶赵越
来源：《科技资讯》2011年第33期
摘要:通过进行中子源注量率测量后,为保证进入中子源库的实验人员的安全范围提供第一手参考资料。
进行中子研究具有巨大的科学价值和社会影响力。
本文阐述了对238Pu-Be 20ci 中子源的注量率测量方法,测得离中子源距离约半径R＝60cm辐射场的中子的注量率为
0.0682cm-2.s-1,并对实验测得的结果进行了分析。
关键词:中子源注量率安全范围
中图分类号:O571.54 文献标识码:A 文章编号:1672-3791(2011)11(c)-0167-01
中子源的辐射危害早就已经被人们所认识,随着中子源在工业生产中的广泛应用,必须做好中子的监测和评价工作。
粒子剂量学是辐射防护监测的基础,在辐射防护中占有特殊重要的地位[1～4]。
而中子注量率是描述中子场或中子束的基本量,因此,中子注量率的测量始终是中子实验方法的基本内容之一,中子注量率的准确程度,直接影响各种参数诸如反应截面、角分布等测量的准确度。
因此,关于中子以及与中子有关问题的研究,已经发展成为一门专门的学科—中子物理学。
而中子的探测也成为一个专门的应用和研究课题。
1 测量原理与装置
238Pu-Be中子源是利用放射性核素衰变时,放出的一定能量的射线,去轰击某些靶物质,产生核反应而放出中子。
测量中子注量率的方法是多种多样的。
但是依靠基本原理归类可概括成:标准截面发,包括n-p散射截面,及其他中子俘获的截面;伴随粒子法;次级标准法,包括标准中子源与标准探测器等[5]。
工作原理中子的探测方法基于核反应法。
中子入射到仪器的探头内,被探测器中的10B或6Li核俘获,导致闪烁体发光。
该闪烁光被光电倍增管放大并转换成电信号。
该信号由后续电子学线路进一步处理后送单片机处理系统,由单片机处理系统完成数据采集的处理,并实现显示(见图1)。
仪器连接使用时首先把探头和主机连接好,注意电缆插头缺口的方向。
2 测量实验数据处理与分析
2.1 238Pu－Be中子源中子注量率实验数据
采用BH3213中子注量率仪对离238Pu-Be中子源距离约半径R=60cm输出口,进行注量率测量。
并记录相关数据。
测的结果见表1。
2.2 数据处理
测量结果根据辐射场的中子注量率辐射场的中子的注量率和当量剂量率分别为:
(1)
(2)
(3)
又源强度
(4)
由于探头面积与所测活度成正比,得:
(5)
根据以上计算公式和表1的平均值数据计算60cm(r为注量率仪探头半径,r=5.5cm)处的注量率和当量剂量率:可求得
中子的注量率:=8.84×102cm-2s-1
当量剂量率:=1256.4uSv／h
2.3 综合分析
在测量大中子源活度的同时,不能忽视中子的注量率(也叫中子通量密度),它是衡量中子源辐射剂量的一个重要指标。
对中子源的剂量监测既要监测其所产生的r射线的强度,又要监测其所产生的中子的强度,只有把两者结合起来才能对中子源的辐射危害做出合理的评价。
中子产生的辐射危害比较小,而伴随中子产生的γ射线产生的辐射危害更大,故我们在做中子源屏蔽的时候不仅要能屏蔽中子辐射,还要对γ射线进行屏蔽,以确保工作人员的身体安全。
参考文献
[1] 凌球,郭兰英．核辐射探测[Ｍ]．北京:原子能出版社,2002.
[2] 复旦大学,等．原子核物理实验方法(第3版修订)[Ｍ]．北京:原子能出版社,1997.
[3] 汲长松.中子探测实验方法[M].北京,原子能出版社,1997.
[4] 胡华四.辐射防护基础[J].交大影印版,2009.
[5] 陈件坚,钱景华,等．核物理实验[Ｍ]．北京:原子能出版社,1983.
①作者简介:谢菊英,江西吉安,湖南衡阳南华大学核科技学院,高级实验师,2010年核类专业3+1培养模式及基地建设创新研究;2010年托克马克装置中无线系统的优化设;湖南省高校放射性测量与防护创新团队”。