基于三极管的CFBR-Ⅱ堆辐射损伤常数测定

为获取CFBR-II堆与其他装置建立辐射损伤等效系数的实验依据,在CFBR-II堆稳态工况下开展典型三极管的辐射损伤常数测定工作。结果表明,硅三极管的辐射损伤常数在4×10-16～6×10-16 cm2之间;对于直流增益与中子注量的线性关系的适用范围,集电极注入电流可以拓展到300 mA。

晶体管中子损伤常数的测量以及不确定度分析

在西安脉冲反应堆上,利用自建的晶体管放大倍数在线测试系统测量了型号为2N2222A的晶体管放大倍数,获得了放大倍数随中子注量的变化曲线。晶体管放大倍数的倒数和中子注量之间有良好的线性关系,利用最小二乘法对该线性关系进行拟合,得到晶体管的中子损伤常数。重点在于对损伤常数不确定度的评定。详细给出了不确定度评定的过程,分析了过程中的各种不确定度来源并对它们逐一进行了计算。不确定度评定的难点在于利用最小二乘法拟合损伤常数过程中如何同时考虑自变量和因变量的不确定度。这个问题在实际问题中很少被碰到。并引入迭代的思想,在现有的数据处理工具基础上简单有效地解决了该问题,避免了复杂运算。

双极晶体管中子辐射损伤常数k的不确定度评定

根据双极晶体管电流增益倒数与中子注量的线性关系,基于最小二乘法,提出了先求平均值再线性拟合、先线性拟合再求平均值的两种方法来计算中子辐射损伤常数,并重点对其不确定度进行了评定,给出了自变量和因变量同时存在不确定度时的线性拟合方法。分析表明,两种方法的计算结果一致,但复杂程度不同,实际应用时采用先求平均值再线性拟合的方法更好。同时,还分析了不确定度评定过程中相关性产生的原因,给出了通过解析表达式判断相关性的方法。分析表明,应用协方差传播律,由相关性引入的估计协方差可以用独立参数的不确定度来表达。最后,给出了两种方法在实验数据处理中的应用。

中子位移损伤监测技术研究

利用硅双极晶体管直流增益倒数与中子注量具有线性关系的特点,将其作为位移损伤监测器以获取不同中子辐射场的损伤特性。采用两种不同的数据分析方法,分别得到了两种位移损伤监测器阵列的相对损伤常数。研究结果为在现有的实验条件和测试手段基础上选择位移损伤监测器和分析监测结果奠定了基础。

数值分析法对顶煤压裂损伤参数的研究

运用弹塑性耦合有限元数值分析正交试验法 ,系统研究了放顶煤开采中顶煤压裂的损伤变量 D随开采深度 H,煤的强度 Rc 和煤层厚度的变化规律 ,得出开采深度和煤的强度是影响顶煤损伤参数的主要因素 。

中子辐射损伤等效性研究进展

为建立不同辐射源损伤评价的统一标准,制定武器抗中子辐射性能考核及验收的依据,国内外确定了中子辐射损伤等效标准源,开展了大量的等效性研究工作。本文从位移损伤函数、辐射源能谱以及二者的结合关系方面梳理了理论研究进展。从基本实验方法、效应参数及场量参数的控制趋势方面总结了实验研究进展。探讨了降低实验不确定度的方法,展望了辐射损伤等效性研究工作的方向。

双极晶体管中子辐照后的高温退火特性

利用硅双极晶体管在线监测中子注量,其直流增益和损伤常数是作为探测器指标的重要参数。高温退火可使受到中子辐照的双极晶体管性能部分恢复,进而可以重复使用。开展高温退火特性研究,分析双极晶体管直流增益的恢复程度以及损伤常数的重复性。在快中子脉冲堆上对贴片型3DG121C双极晶体管进行三轮中子辐照,每轮辐照累计注量2.64×10^(13)cm^(-2)。经过第一轮中子辐照后,双极晶体管直流增益下降至辐照前的40%,经过180℃连续24 h的高温退火后,直流增益恢复至辐照前的67%;经过第二轮辐照后,直流增益下降至第二轮辐照前的50%,在相同条件下退火后,直流增益恢复至第二轮辐照前的73%;经过第三轮辐照后,直流增益下降至第三轮辐照前的58%,在相同条件下退火后,其直流增益恢复至第三轮辐照前的87%。三轮实验结果表明:双极晶体管直流增益倒数随辐照中子注量变化的线性关系基本一致,具体表现为其损伤常数具有很好的重复性。利用该高温退火特性,将双极晶体管作为中子注量探测器应用于快中子脉冲堆中子注量在线监测,监测结果与活化箔结果基本吻合。

双极晶体管中子注量探测器的标定

双极晶体管经中子辐照后会引起直流增益退化,在109~1016cm-2的注量范围内,其直流增益倒数变化与辐照中子注量呈线性关系。对直流增益退化的双极晶体管进行高温退火,能使受到辐射损伤的双极晶体管性能恢复。鉴于此,将双极晶体管进行逆向工程应用,制作成中子注量探测器,经标定后,可实现对中子注量的监测。对探测器的装配结构进行设计后,依托中国工程物理研究院快中子脉冲堆(CFBR-Ⅱ),在1012~1013cm-2的注量范围对3DK2222A型探测器和在1013cm-2的注量范围对3DG121C型探测器进行标定。在得到探测器损伤常数K的分散性存在较小和较大的两种情况下,确定了分散性较小时的有效取值和应用方法,以及在分散性较大时,采取标定的损伤常数K只能应用在同只探测器上的方案,并通过高温退火实验证实了该方案的可行性。

基于晶体三极管的不同中子能谱等效性实验研究

辐射损伤等效性系数是评价不同中子能谱对样品的实验损伤差异的关键。利用晶体管直流增益的倒数与中子注量呈线性关系这一特点,采用参数一致性好的硅双极晶体管3DG121C作为位移损伤探测器,通过在线监测晶体管直流增益随累积中子注量的变化,分别获得了CFBR-II堆两个特定位置的损伤常数,推导出了不同中子能谱间的辐射损伤等效系数。结果表明,CFBR-II不同位置的辐射损伤没有显著差异。