热中子参考辐射场

　第33卷第6期原子能科学技术V o l.33,N o.6

　1999年11月A tom ic Energy Science and T echno logy N ov.1999

热中子参考辐射场

包宗渝　岳　骞　陈　军　汪建清

(中国原子能科学研究院放射性计量测试部,北京,102413)

在中国原子能科学研究院重水反应堆热柱上建立了热中子参考辐射场。中子能谱用飞行时间法测量;中子注量率用金活化箔和235U电离室两种探测器进行绝对测量,其结果分别为1114×106

(1±112%)c m-2・s-1和1115×106(1±212%)c m-2・s-1。对束的空间分布、镉比和Χ本底剂量

也进行了测量。其中,镉比为111×104(1±10%),Χ本底剂量在40c m和100c m处分别为

5m Gy・h-1和0.9m Gy・h-1。

关键词　中子能谱　中子注量率　空间分布　镉比　Χ剂量

中图法分类号　TL375117　TL37514

热中子场是国际标准化组织ISO28529文件[1]推荐的重要的中子参考辐射场之一。中国原子能科学研究院重水反应堆热柱提供了很好的热中子源[2],通过对一系列参数的测量,在热柱上建立热中子参考辐射场。

1　中子能谱测量

利用飞行时间法,用机械选择器对中子能谱进行了测量[3]。选择器是直径为207mm的圆盘,它由2层不锈钢中间夹1层镉片组成,3片各厚015mm。在圆盘边缘半径100mm处有2条互为180°的狭缝,缝宽2mm,径向长5mm。选择器由直流马达驱动,转速为5000r・m in-1。圆盘转动时,当其中1条狭缝对准反应堆孔道时,中子束通过并起飞,而另1条狭缝也正好通过由发光二极管和光敏三极管相对组成的凹形槽,二极管发出的光恰好不受圆盘阻挡而穿过狭缝,被三极管接收形成电脉冲,成为中子束的起飞信号。中子探测器3H e正比计数管距选择器圆盘9719c m,和中子束垂直放置。实验装置示于图1。电子学线路框图示于图2。用常规延迟线和脉冲发生器产生的随机脉冲作起始信号这两种办法对测量系统的道宽和线性进行了刻度[3]。此外,在不同飞行距离下测量中子能谱,根据同一能量的中子(如飞行时间谱上峰值对应的中子)所得到的不同飞行时间进行推算,得到系统的时间零点为(9613±0195)Λs。

为降低本底,在孔道原准直器[4]内增加了1个由铅、聚乙烯和镉相间制成的内径为

包宗渝:女,58岁,实验核物理专业,研究员

收稿日期:1998208230　收到修改稿日期:1998212214

图1　实验装置示意图F ig .1　Experi m en tal setup 1——中子准直孔道;2——机械选择器;3——中子束;4——含硼石蜡屏蔽体;5——3H e 正比计数管(探测器);6——3H e 正比计数管(监视器);7——发光二极管和光敏三极管组成的凹型槽;8——机械选择器转盘正面图

3mm 、长度为25c m 的准直器。测量本底时,

用随机脉冲代替正常的中子起飞信号作为时幅转换器TA C 的起始信号以测量飞行时

间谱。另外,也曾在孔道口用2mm 厚的镉片

阻止热中子束,仍旧用光敏三极管的脉冲作

TA C 的起始信号进行测量。结果表明:两种

方法测得的本底在统计范围内是一致的,在

峰值处,本底份额约为9%。

对飞行时间谱进行了空气衰减修正和

时间分辨率(19Λs ・m -1)修正。经计算,前

者为2%～5%,后者远小于011%,可忽略

不计。

根据中子飞行时间t 和其能量E 的关

系,并考虑到3H e 正比计数管的探测效率正比于1 E ,中子能谱5(E )可表示为

5(E )=C t 25(t )。

其中:C 是和飞行距离有关的常数;5(t )是飞行时间谱。所得中子能谱

5(E )示于图3,峰值在

0103eV ,平均能量为

01049eV 。图2　电子学线路框图

F ig .2　E lectron ics b lock

从图3可看出:在相应中子能量为0101eV 处,谱形略有突起;此外,实验曲线与理论M axw ell 分布有相当偏离,这是因为反应堆活性区的中子穿过重水和石墨形成热中子后,又受到反应堆准直器内50c m 长单晶硅的散射和吸收的缘故[4]。显然,这个实验能谱对于准确测定该热柱的中子注量率是有重要意义的。115第6期 包宗渝等:热中子参考辐射场

2　中子注量率的绝对测量

用金活化箔和235U 电离室两种方法对中子注量率进行绝对测量。核反应197A u (n ,Χ

)198A u 活化截面和235U (n ,f )裂变截面都是国际原子能机构I A EA 推荐的标准反应截面,其数值以及随中子能量的变化Ρ(E )已准确知道(评价核数据库END F B 2 )。

根据这些数值,并利用上述测得的中子能谱,按照Ρ-=∫5(E )Ρ(E )d E ∫

5(E )d E ,求出这两个核反应在本中子场的能量平均截面分别为8416(1±1%)×10-28m 2和48416(1±1%)×10-28m 2。再根据样品中的核数目,可求出中子注量率。

211　金活化箔法

样品是厚约30Λm 、<10mm 或<14mm 的纯金箔,用十万分之一天平称量以求得197A u 的

核数目。中子辐照时间为10～24h 。生成的198A u 的活度用4ΠΒ

2Χ符合计数器测量,并进行由于样品自吸收需作的Β效率外推修正(01976)。辐照期间中子注量率的不稳定造成的修正[5]小于0105%。

212　235U 电离室法

电离室系平板式,极间距离16mm ,极间电压24V ,收集极为012mm 厚磷青铜,外壳为0165mm 厚黄铜。流气系90%A r +10%CH 4混合气体。样品235U 浓缩度为9012%,用分子电镀法定量制备,底衬是厚013mm 不锈钢。铀电镀膜<12mm ,铀量在100～210Λg 之间,定量的不确定度为1%。由于样品均匀而且很薄,加之使用了性能很好的电荷灵敏前置放大器,所以测得的裂变碎片谱谱形非常好(图4),Α粒子脉冲和裂变碎片脉冲分辨得十分清楚

,计数阈很容易确定。对裂变碎片计数进行的修正如下:1)阈下损失的裂变计数110032～110063;2)由于样品自吸收损失的裂变计数[6]110071～110140;3)阈上

Α粒子本底019999;4)不锈钢底衬等对入射中子产生的衰减110451。

图3　反应堆热柱中子能谱

F ig .3　N eu tron energy spectrum

of the reacto r therm al co lum n

曲线为M axw ell 分布;温度为19℃图4　裂变碎片脉冲幅度谱F ig .4　T he pulse heigh t spectrum of the 235U fissi on fragm ents

进行了3轮测量。测量时,反应堆功率为9000(1±10%)k W 。金箔和铀样品背对背垂直

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