用于反应堆启动的Am-Be中子源物理特性研究

利用蒙特卡罗程序对采用合金法制备的Am-Be中子源辐照前中子源强能谱、伴生γ放射性等物理特性及其在堆内辐照过程中的变化情况进行了分析,评估了其作为压水型核电反应堆启动中子源的可行性。分析表明:合金法制作的单个Am-Be中子源(源活性区尺寸φ3.4 mm×236 mm,密度为4 g·cm^(-3))中子发射率可达3.34×10^(7)s^(-1),该源的源强虽低于核电厂反应堆常用的启动中子源,但多个Am-Be中子源叠加也可满足应用要求。Am-Be中子源在堆芯辐照过程中,由于产生的^(242)Cm等核素的影响,总中子源强高于其初始源强,保证其长期起到启动中子源作用。另外,Am-Be中子源具有较高的γ源强,在制造、运输与安装过程中需要考虑辐射防护问题。

^(241)Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置及辐照器设计

^(241)Am-Be中子源被广泛用于实验研究,为保护实验人员免受中子及γ射线照射,需要设计适当的屏蔽。利用蒙特卡罗方法计算中子透射不同材料后的能谱分布与剂量,优选各层屏蔽材料种类与厚度,设计一套^(241)Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置。装置由内而外采用钨+聚乙烯+含硼聚乙烯+不锈钢进行防护,外表面周围剂量当量率H^(*)(10)低于10μSv/h,满足辐射防护要求。同时对装置内部热中子、超热中子和快中子注量分布进行研究,确定装置快中子和热中子输出通道最佳位置。在辐照装置同时开放快中子和热中子通道进行实验测试时,需要设置距离大于130 cm的控制区,以保障操作人员安全。

阈探测器法测量Am-Be中子源屏蔽辐照腔内的中子能谱

选用多种活化箔片作为阈探测器,测量了Am-Be中子源屏蔽辐照腔内的中子能谱。在待测中子场点对活化箔片进行辐照后,测量各箔片生成放射性核的γ放射性,计算出各箔片的实验比反应率。运用SAND-Ⅱ迭代方法,求解出Am-Be中子源屏蔽辐照腔内的中子能谱。详细分析了初始谱、能群划分、能群截面等对解谱准确度的影响。

^(241)Am-Be中子源快中子成像研究

中子成像是一种与X射线成像互补的无损探测技术。为探索同位素中子源用于发展可移动的无损检测系统,利用241Am-Be作为中子源,使用自制的中子发光转换屏和X射线胶片作为探测系统开展了快中子成像研究,并获得了较高质量的图像。研究结果表明,利用241Am-Be中子源发展小型探测系统是有潜力的。

国产Am-Be中子源4.438 MeV γ射线与中子强度比值测量

本工作涉及准确测量国产Am-Be中子源发射的4.438 MeV γ射线与中子强度比值R=Sγ/Sn的实验方法。中子源的中子发射率用锰浴法进行比对测量。用75 mm×75 mm NaI(Tl)探测器测量中子源的γ能谱;用MCNP程序模拟计算中子引起的γ本底和探头的源峰探测效率。实验与理论计算得到的R值符合得很好。综合评价已发表的R实验值,给出了R推荐值为0.575(1±4.8%)。结果表明,R值可认为是Am-Be源的一标志性特征量。

Am-Be中子源屏蔽优化设计的蒙特卡罗模拟研究

用低密度富氢材料作为^(241)Am-Be中子源防护罐屏蔽材料,防护罐尺寸大,屏蔽效率低,不利于现场测井作业。利用蒙特卡罗模拟方法,分别计算多种屏蔽材料对中子的慢化效果,优化设计了中子屏蔽效果好、相对轻便的防护罐。模拟结果得到:针对石油测井常用的18 Ci^(241)Am-Be中子源屏蔽罐,内层选用钨作为高能快中子的慢化层,厚度取13 cm;外层选用硼聚乙烯作为较低能量快中子慢化和热中子吸收层,厚度取18 cm。防护罐整体尺寸为?62 cm×62 cm,体积0.187 m^3,质量430 kg,比传统石蜡罐直径和重量约小一半,屏蔽罐外辐射剂量率小于0.025 m Sv·h^(-1),符合辐射防护标准要求。

居里级Am-Be中子源产生的热中子通量密度分布

实验室中的同位素Am-Be中子源在有关中子活化方法研究以及在核反应堆中子测量系统研制过程中的调试和刻度等方面都有着非常重要的作用。为使这些应用更有效并得到更准确的实验结果,需要知道Am-Be中子源在周围慢化介质中热中子通量密度的分布。用蒙特卡罗方法并结合中子源发射率计算得到了居里级Am-Be中子源在圆柱形水池中不同半径处的热中子通量密度,其热中子通量密度最大值出现在距中央Am-Be中子源所处的PVC管外壁2～3 cm处,且最大值为4 168 cm-2.s-1。该结果对于Am-Be中子源的使用有重要意义。

基于LaBr_3:Ce探测器的^(241)Am-Be中子源测井研究

针对国内中子测井所使用探测器探测效率不能满足实际应用的情况,采用^(241)Am-Be中子源和LaBr_3:Ce探测器在中石油公司一个放射性同位素中子测试井中对H、C、Fe等几种地壳元素进行了测量,并与现今测井常用的锗酸铋(Bismuth Germanium Oxide,BGO)探测器进行对比测量。测得的能谱结果对比发现,进行地壳元素测量时LaBr_3:Ce探测器比BGO探测器具有更高的能量分辨率,并且在相同外部测试条件下BGO探测器探测到Fe峰非常微弱。因此将LaBr_3:Ce探测器进一步应用到测井中的市场前景广阔。

^(241)Am-Be中子源测井的辐射剂量估算与防护措施探讨

目的调查研究^(241)Am-Be中子源测井过程中操作人员所受辐射剂量,探讨测井中子源的管理及防护对策。方法通过对某公司操作现场观摩和现场测量,获取中子源表面γ剂量率、中子剂量率以及取源、运输、装源等过程的操作时间和距离等参数,计算^(241)Am-Be中子源测井过程中操作人员所受到的辐射剂量,分析操作人员所受个人有效剂量的来源和占比。结果一次源罐检查、搬运和检测过程中的中子照射和γ射线照射的有效剂量分别为94.17μSv和2.72μSv,一次装源和取源的中子照射和γ射线照射的有效剂量分别为36.66μSv和24.08μSv,中子源一次测井全过程的中子照射和γ射线照射的有效剂量分别为130.83μSv和26.80μSv;按每年测井100次估算,则中子源测井总的年有效剂量为15.78 mSv。结论某公司^(241)Am-Be中子源测井过程中操作人员所受剂量主要为中子照射剂量,需要加强中子源管理和采取有效的中子辐射安全管理与防护措施。

^(252)Cf中子源替代^(241)Am-Be中子测井源的方案探讨

为克服石油天然气勘探中^(241)Am-Be中子源测井所面临高电离辐射风险和其日趋上涨的采购成本问题,探讨了用^(252)Cf中子源替代^(241)Am-Be中子源的方案。该方案通过^(252)Cf中子源与^(241)Am-Be中子源优劣评价,采用多次补充一定量的^(252)Cf的方式,维持^(252)Cf中子源测井的额定中子通量,满足测井需求。

用镅—铍中子源刻度CR-39固体径迹探测器

目的 刻度CR -3 9固体径迹探测器。方法 用 1.85GBq 2 41Am -Be中子源的快中子辐射场对CR -3 9核径迹探测器进行剂量刻度实验。结果 在CR -3 9辐射面加质量厚度为 3 4mg·cm-2 聚乙烯辐射体时径迹密度是不加的 3 .14倍 ,70℃的 6.2 5mol/LNaOH溶液蚀刻 6h做为化学蚀刻条件 ,CR -3 9对中子的探测效率为 7.42× 10 -5,剂量当量刻度系数为 5 .45 μSv/径迹·cm-2 ,探测下限为 40 .0 μSv。

混合压片型241AmO2-Be中子源物理特性研究

Am-Be中子源是应用广泛的同位素中子源,国际上为其建立了ISO 8529-1推荐标准。为检验该标准的普适性和各种应用的需求,本文以德国PTB实验室ISO源和北京大学核物理与核技术国家重点实验室的国产同类源为例,对源中子从产生到出射的物理过程进行蒙特卡罗模拟和理论计算。综合评述了源的制作和结构差异等因素对源中子能谱、平均能量、1.5 MeV以下中子的份额、源强、源发射4.438MeVγ射线与中子的强度比和出射中子的各向异性等源自身物理特性的细致影响。

三氟化硼Bonner多球谱仪的中子源能谱测量方法

为解决~3 He气体短缺且价格日益昂贵所造成的中子能谱测量装置灵敏元缺乏问题,研制了一套BF3正比计数管多球谱仪系统。基于蒙特卡罗方法对Bonner多球谱仪系统的细致结构进行建模,模拟计算得到了探测器能量响应灵敏度;在中国原子能科学研究院的高压倍加器上使用2.86MeV与14.84MeV能量的中子对谱仪系统的探测器能量响应灵敏度进行了标定,结合模拟结果确定了谱仪系统在实验条件下的能量响应灵敏度;使用此谱仪系统对241 Am-Be中子源能谱进行了测量,对多球谱仪测量结果使用自编Gravel算法进行逆卷积解谱,解谱所得能谱与^(241)Am-Be中子源标准能谱的对比结果表明,在总体不确定度小于21.46%的范围内二者符合良好,验证了整套多球系统具有较高的可靠性。该三氟化硼多球谱仪系统有望在加速器、反应堆及同位素中子源环境的中子能谱与剂量检测中得到更为广泛的应用。

密闭体内中子源尺寸与位置测定及其中子场构建

通过NM2中子剂量仪测得位于方形水池中的241Am-Be中子源在屋顶处的剂量大小随液面高度的变化曲线,并结合MCNP模拟进行验证,从而确定中子源的尺寸与位置。在此基础上,利用MCNP模拟对本源在特定位置产生中子场的能量与注量率分布构建,从而为后续的实验提供基础。

Am-Be源法测定燃料棒^(235)U丰度及硼涂层厚度可行性研究

探讨了Am-Be中子源替代^(252)Cf活化燃料棒,利用多探测器串列测定燃料棒内芯块^(235)U丰度及硼涂覆层厚度的可行性.模拟计算结果表明,使用Am-Be中子源对燃料棒活化后,使用BGO探测器串列对活化后燃料棒内芯块缓发γ射线强度进行测量,可以达到目前^(252)Cf中子源检测设备同等性能指标.设备可方便设计为双通道,提高检测效率.若采用单通道设计,还可降低Am-Be中子源活度.

快中子照相的实验研究

快中子照相是一种优良的无损检测技术,它有着 X 射线、热中子照相等所不具有的独特优势。本文介绍了作者分别采用 Am-Be 同位素中子源和中子发生器进行的快中子照相研究,并利用自制的 Gd2O2S:Tb 快 241中子转换发光屏进行探测,成功实现照相。

D-T脉冲中子发生器随钻中子孔隙度测井的蒙特卡罗模拟

利用蒙特卡罗方法模拟研究了D-T脉冲中子发生器和^241Am-Be中子源产生的中子与地层的作用过程，以探讨D-T脉冲中子发生器在随钻中子孔隙度测井中的应用价值。模拟结果显示，使用这两种中子源，热中子计数均随源距增加而呈指数下降；孔隙度较小时，两者的计数差异较小，当地层孔隙度达到40％时，D-T脉冲中子发生器产生的热中子和超热中子计数均比。^241Am-Be中子源高很多，其分布范围也更宽，近探测器的源距选择20～30cm，远探测器的源距选择约60～70cm；C-T脉冲中子发生器用于中子孔隙度测井时对地层孔隙度的灵敏度降低，而相同源距条件下探测深度几乎不变。以上结果提示，利用D-T脉冲中子发生器可以进行补偿中子孔隙度测井，在增加源距的同时既可以保证计数统计性，又可以提高灵敏度和探测深度，在随钻测井仪器设计中可以取代^241Am—Be中子源。

启明星1#次临界装置内不同位置探测器的中子计数率变化

在启明星1#次临界装置上进行了次临界外推实验,外中子源分别采用Am-Be中子源和252Cf中子源,放置在启明星1#次临界装置中心,中子探测器放置在次临界装置内不同位置,研究相对中子计数率的变化。实验测量结果表明:在启明星1#次临界装置不同位置的探测器测量得到的中子计数率变化不同,但对外推结果影响不大。

用散射中子测量管道油垢厚度的实验与模拟

由241Am-Be中子源、锂玻璃探测器和微机多道谱仪等组成的实验装置,测量了不同石蜡(模拟油垢)厚度的散射中子计数。同时用蒙特卡罗模拟,分别对241Am-Be中子源、252Cf中子源和14MeV中子源,计算得到了相似几何条件下,对应于不同石蜡(模拟油垢)厚度的散射中子计数。在模拟计算中,考虑了锂玻璃探测器的探测效率。对实验和模拟计算的结果进行了比较和讨论。

符合中子法测量贫化铀部件质量技术研究

分别采用有源(主动)及无源(被动)符合中子法研究了贫化铀半球壳部件质量的测量方法与技术。采用井型中子符合计数器对不同质量的贫化铀部件进行了符合中子计数的测量,主动法测量选取Am-Be源作为诱发中子源,通过屏蔽体减小源中子偶然符合计数的影响,根据测量结果求出的贫化铀部件线性拟合质量与标称质量最大相对偏差达11.71%,而被动法测量的拟合质量最大相对偏差仅为4.05%。证明了由于与主动法相比减弱了形状的影响,采用被动法测量贫化铀部件质量精度更高且更为可靠。