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固体气泡损伤探测器中子探测效率的刻度

固体气泡损伤探测器中子探测效率的刻度
固体气泡损伤探测器中子探测效率的刻度

 第34卷第3期原子能科学技术Vol.34,No.3

 2000年5月Atomic Energy Science and Technology May2000

固体气泡损伤探测器中子探测效率的刻度

郭士伦,涂彩清,容超凡,翟光年,王志强,王玉兰

(中国原子能科学研究院核物理研究所,北京 102413)

摘要:在2×117MV串列加速器上用7Li(p,n)7Be、T(p,n)3He、D(d,n)3He和T(d,n)4He核反应产

生的20keV~19MeV单能快中子对中国原子能科学研究院研制的固体气泡损伤探测器进行了刻

度。结果表明:该探测器对快中子的探测阈能约为100keV,阈能处中子探测效率急剧上升约3个

数量级,阈能以上效率曲线基本平坦,中子探测效率约为115×10-4。这种探测器可用于中子能谱

和中子剂量测量。

关键词:固体气泡损伤探测器;中子探测效率;中子阈探测器;中子能谱测量;中子剂量计

中图分类号:TL815 文献标识码:A 文章编号:100026931(2000)0320212204

固体气泡损伤探测器是在硬弹性固体中制入无数过热液体微滴而成的一种储能型核辐射径迹探测器。当辐射粒子穿过固体中的过热液体微滴时,过热液体气化,生成目视可见的气泡。一个或多个气泡组成入射粒子径迹。固体气泡损伤探测器已广泛用于各种核设备周围的中子能谱和中子剂量以及空间中子辐射测量等领域[1]。近年来开展了固体气泡损伤探测器的研制工作,并采用Am2Be中子源对固体气泡损伤探测器进行了刻度[2,3]。同位素中子源产生连续谱中子,只能用来对探测器进行简单刻度。要想获得固体气泡损伤探测器的阈特性和中子能量响应的确切信息,必须用加速器单能中子源进行刻度。

1 固体气泡损伤探测器的制备及物理参数

本工作采用的固体气泡损伤探测器采用聚丙烯酰胺作探测固体,氟里昂(12F)作过热液体,制备工艺参见文献[2,3]。固体气泡损伤探测器中过热液体占体积的2%,过热液体微滴直径约为20μm,微滴体密度约为107cm-3。探测器置于容积为8mL的螺口试管中,探测固体体积为5mL,在探测固体和瓶盖之间放入约1mL氟里昂作施压剂。探测器制成后,瓶盖旋紧,瓶内保持高气压,探测器处于对中子不灵敏状态,可长期保存待用。实验前,把瓶盖旋开,除去施压剂,探测器被敏化,可用于中子探测。固体气泡损伤探测器的实物照片示于图1。图1(a)为中子照射前的照片,在探测器中无气泡;图1(b)为中子照射后的照片,在探测器中已

收稿日期:1998211206;修回日期:1999204207

基金项目:国家自然科学基金资助项目(1880158);核工业科学基金资助项目(J94F01022)

作者简介:郭士伦(1937—),男,河北河间人,研究员,核物理专业

产生目视可见的气泡

。图1 照射前(a )和照射后(b )固体气泡损伤探测器的照片

Fig.1 Photographs of bubble detectors before (a

)and after (b )irradiation

2 加速器单能中子源和中子注量的绝对测量

图2 聚乙烯球(3He 正比计数管)的

中子能量响应曲线

Fig.2 Neutron energy response curve of polyethylene ball (3He proportional counter )用单能中子刻度固体气泡损伤探测器的工作

在中国原子能科学研究院2×117MV 串列加速器

上进行。刻度中采用的核反应为7Li (p ,n )7Be 、

T (p ,n )3He 、D (d ,n )3He 和T (d ,n )4He ,由它们得

到的单能中子能量范围分别为20~565keV 、

01726~215MeV 、313~510MeV 和1213~1910

MeV 。中子注量绝对刻度采用多球中子能谱仪,根

据选用的中子能区,采用半径为614cm 、内含球形3He 正比计数管的聚乙烯球进行测量。多球中子能谱仪对不同能量中子的探测效率已用其他方法进行过刻度,并用蒙特卡罗方法进行过计算,二者符合较好,可以作为中子注量测量的标准仪器。所

采用的半径为614cm 的聚乙烯球探测器探测中子

的响应曲线示于图2。图2的纵坐标为聚乙烯球心距中子源(加速器靶)1m 和在球上投射1cm -2中子注量时3He 正比计数管的计数。

刻度中,首先测定聚乙烯球与长中子计数器以及与粒子束流计数的比值,然后把聚乙烯球移走,放置固体气泡损伤探测器,进行中子照射,并计录长中子计数器和粒子束流计数,求得照射在每个固体气泡损伤探测器的中子注量。

3 固体气泡损伤探测器的中子探测效率

把固体气泡损伤探测器置于与加速器束流方向成一定角度和与靶(中子源)为一定距离处,探测器的轴线与中子飞行方向垂直。每一位置放置5个固体气泡损伤探测器,它们的位置处在以加速器束流为轴线的圆环上,以使每个探测器的照射条件相同。每组探测器接受的中

312第3期 郭士伦等:固体气泡损伤探测器中子探测效率的刻度

图3 固体气泡损伤探测器的中子探测效率Fig.3 Neutron detection efficiency of bubble detectors 子能量由入射粒子种类和能量、靶中核反

应类型、靶厚和中子发射角决定。照射在

每组探测器上的中子注量则与靶中核反应

微分截面和探测器与靶的距离有关。各种

能量下探测器与靶的距离要适当,以使探

测器处中子能量的分散度较小和探测器中

产生的气泡数目容易测量(每cm 2范围内

产生20~50个气泡)。

中子照射表明:未经敏化的固体气泡损伤探测器对中子不灵敏,敏化后的固体

气泡损伤探测器对中子灵敏。中子照射完

后,立即读出固体气泡损伤探测器中1cm 2

范围内的气泡数,并计算中子注量(cm -2),

由二者之比求出固体气泡损伤探测器探测

中子的效率。用加速器单能中子对固体气泡损伤探测器进行刻度时,加速器实验厅内的温度为2810℃。刻度结果示于图3。

由图3可看出:固体气泡损伤探测器

探测快中子具有阈能,阈能约为100keV ,阈能处中子探测效率上升达3个数量级,阈能以上探测效率基本平坦,约为115×10-4。图3中,中子探测效率误差包括产生中子的核反应微分截面的误差、探测器与靶之间距离的误差和气泡读数的误差等。在实验厅内远离中子源位置图4 几种剂量计中子能量响应曲线的对比Fig.4 Comparison of neutron energy response curves of six types of neutron dosimeters

放置的固体气泡损伤探测器内记录的气泡数目表明:刻度时,散射中子的影响可以忽略。4 固体气泡损伤探测器的中子能量响应与其他探测器的比较

图4将固体气泡损伤探测器(BD )与几种常用的中子剂量计:乳胶片剂量计(N TA )、热释

光反照剂量计(TLD Albedo )、237Np 裂变径迹

剂量计、CR 239径迹剂量计和国际辐射防护委

员会(ICRP )推荐的理想中子剂量计作一对

比。

由图4可以看出:(1)乳胶片剂量计对

0175MeV 以上中子有很好的响应,但基本不

能测量0175MeV 以下的中子剂量,而这一能

区的中子剂量是不可忽视的,此外,乳胶片剂

量计对低能γ和X 射线灵敏,对测量中子与γ

混合场中的中子剂量不利;(2)热释光反照剂

量计对1MeV 以上快中子较不灵敏,而这部

分中子对剂量的贡献最大;(3)237Np 裂变径

迹剂量计与ICRP 推荐的理想剂量计的响应

符合得相当好,但它含有放射性物质237Np ,对412原子能科学技术 第34卷

人体有害;(4)CR 239剂量计与ICRP 推荐的理想剂量计的响应符合也相当好,但不能即时提供剂量数据;(5)固体气泡损伤探测器的响应最接近于ICRP 推荐的理想剂量计的响应,而且可即时读数,具有最高灵敏度(可达到10-3以上),是一种较为理想的中子剂量计。

5 结论用加速器单能中子进行的刻度表明:固体气泡损伤探测器是一种快中子阈探测器,本工作刻度的探测器的阈能约为100keV ,阈附近中子探测效率上升较陡,达3个数量级,阈以上响应平坦,约为115×10-4;增加探测器中的过热液体含量,可进一步提高中子灵敏度(达10-3以上),是一种灵敏度很高的中子探测器。另外,改变氟里昂的成分,可以获得阈能不同的固体气泡损伤探测器,组成不同阈能的探测器组,用于求解中子能谱、核物理研究或作中子计量标准仪器。固体气泡损伤探测器的中子能量响应曲线接近ICRP 推荐的理想中子剂量计的响应曲线,中子灵敏度最高,是满足ICRP60(ICRP ,1991)[4]对中子灵敏度要求的唯一探测器。它能即时读数,实现实时自动记录中子剂量,是已知多种探测器中最为理想的中子剂量计。参考文献:

[1] Ing H ,Noulty RA ,Mclean TD.Bubble Detectors ———A Maturing Technology [J ].Radiation Measure 2

ments ,1997,27(1):1~11.

[2] 郝秀红,赵玉华,郭士伦等.固体气泡损伤探测器的研究[J ].核技术,1991,14(7):394~396.

[3] Tu CQ ,Guo SL ,Wang Y L ,et al.Study of Bubble Damage Detectors for Neutron Detection[J ].Radiation

Measurements ,1997,28(1~6):159~162.

[4] International Commission on Radiological Protection.1990Recommendations of the International Commission

on Radiological Protection ,ICRP 2Publication 60[Z].Oxford :Pergamon Press ,1990.

C alibration of N eutron Detection E ff iciency of Bubble Detectors

GUO Shi 2lun ,TU Cai 2qing ,RON G Chao 2fan ,

ZHA I Guang 2nian ,WAN G Zhi 2qiang ,WAN G Yu 2lan

(China Institute of A tomic Energy ,P.O.Box 275296,Beijing 102413,China )

Abstract :A calibration has been carried out on neutron detection efficiency of bubble detectors prepared by China Institute of Atomic Energy at the tandem accelerator 2×1.7MV by monoe 2nergetic neutrons of 20keV ~19MeV from 7Li (p ,n )7Be ,T (p ,n )3He ,D (d ,n )3He and T (d ,n )4He reactions.It shows that the bubble detectors have a threshold energy ~100keV.The de 2tection efficiency increases steeply to three order of magnitude at the threshold.The detection ef 2ficiency above the threshold is nearly flat with value ~1.5×10-4.The bubble detectors can be used to measure neutron energy spectrum and as neutron dosimeter.

K ey w ords :bubble detector ;neutron detection efficiency ;neutron threshold detector ;neutron spectrum measurement ;neutron dosimeter 512第3期 郭士伦等:固体气泡损伤探测器中子探测效率的刻度

闪烁探测器实验报告及数据处理

深圳大学实验报告课程名称:近代物理实验 实验名称:γ射线的吸收与物质吸收系数μ的测定学院:物理科学与技术学院 专业:物理学班级:08 指导教师:陈羽 报告人:学号: 实验地点S223 实验时间: 实验报告提交时间:

一、实验目的: 1、了解γ射线与物质相互作用的特性。 2、了解窄束γ射线在物质中的吸收规律,测量其在不同物质中的吸收系数。 二.实验内容: 1、测量137Cs的γ射线(取0.661MeV光电峰)在一组吸收片(铅、铝)中的吸收曲线, 并用最小二乘原理拟合求线性吸收系数。 2、测量60Co的γ射线(取1.17、1.33MeV光电峰或1.25MeV综合峰)在一组吸收片 (铅、铝)中的吸收曲线,并用最小二乘原理拟合求线性吸收系数。 3、根据已知一定放射源对一定材料的吸收系数来测量该材料的厚度。 三、实验原理: 1、γ吸收装置原理 做γ射线吸收实验的一般做法是如上图(a)所示,在源和探测器之间用中间有小圆孔的铅砖作准直器。吸收片放在准直器中间,前部分铅砖对源进行准直;后部分铅砖则滤去γ射线穿过吸收片时因发生康普顿散射而偏转一定角度的那一部分射线。这样的装置体积比较大,且由于吸收片前后两个长准直器使放射源与探测器的距离较远,因此放射源的源强需在毫居里量级。但它的窄束性、单能性较好,因此只需闪烁计数器记录。 本实验中,在γ源的源强约2微居里的情况下,由于专门设计了源准直孔(φ 3 12mm),基本达到使γ射线垂直出射;而由于探测器前有留有一狭缝的挡板,更主 要由于用多道脉冲分析器测γ能谱,就可起到去除γ射线与吸收片产生康普顿散射影响的作用。因此,实验装置就可如上图(b)所示,这样的实验装置在轻巧性、直观性及放射防护方面有前者无法比拟的优点。 2、γ射线的三种基本作用 (1)光子(γ射线)会与下列带电体发生相互作用: ①被束缚在原子中的电子; ②自由电子(单个电子); ③库仑场(核或电子的); ④核子(单个核子或整个核)。 (2)这些类型的相互作用可以导致下列三种效应中的一种: ①光子的完全吸收;②弹性散射;③非弹性散射。 从理论上讲,γ射线可能的吸收和散射有12种过程,但在从约10KeV到约10MeV 范围内,大部分相互作用产生下列过程中的一种:

新型亚纳秒有机闪烁纤维中子探测器

第1期2014 年2月 Journal of CAEIT Vol.9No.1Feb.2014 檵檵檵檵檵檵檵檵檵檵檵檵檵檵檵檵檵檵檵檵殝 殝 殝 殝 工程与应用 doi :10.3969/j.issn.1673-5692.2014.01.018 收稿日期:2012-12-19修订日期:2014- 01-22基金项目:国家某重点工程配套项目 新型亚纳秒有机闪烁纤维中子探测器 丁 楠1,刘亚南1 ,吴 静1,谢鸿志1 ,陈 亮 2 (1.中国电子科技集团公司第八研究所,合肥230000; 2.西北核技术研究所,西安710024) 摘要:介绍了一种应用于脉冲中子时间谱测量的新型亚纳秒有机闪烁纤维中子探测器,叙述了这 种中子灵敏型探测器的探测原理,详细阐述了探测器的结构设计及具体的制作工艺,并给出了达到的技术指标。同时报道了为制作探测器而研制的一种新型亚纳秒有机闪烁纤维,介绍了闪烁纤维的选材、制作及其时间响应特性。关键词:有机闪烁纤维阵列;中子灵敏度;时间响应;中子探测器 中图分类号:TL812文献标识码:A 文章编号:1673- 5692(2014)01-093-04The New Sub-Nanosecond Neutron Detector with Plastic Scintillation Fiber DING Nan 1,LIU Ya-nan 1,WU Jing 1,XIE Hong-zhi 1,CHEN Liang 2 (1.No.8Research Institute of CETC ,Hefei 230000,China ;2.Northwest Institute of Nuclear Technology ,Xi'a n 710024,China ) Abstract :A new sub-nanosecond neutron detector with plastic scintillation fiber is introduced ,which is applied in the time spectrum measuring of neutron.Also ,the principle ,structural design and the specific production process of this type of sensitive neutron detector are described.Then ,the indicators of detec-tor technical are given.In addition ,a new sub-nanosecond plastic scintillation fiber has been studied ,which is used for producing detectors.The material selection ,the producing and the time response char-acteristics of the plastic scintillation fiber are introduced. Key words : plastic scintillation fiber array ;neutron detecting sensitivity ;time response ;neutron detectors 引言 脉冲中子辐射场是由脉冲中子、γ射线及电磁 脉冲等组成的混合辐射场,具有强度大、动态范围宽、时间快等特点。脉冲中子时间谱测量除要求探测器满足脉冲探测的基本要求外还需要解决以下几个突出难点:空间距离限制、γ射线干扰、散射本底等。 闪烁型探测器是辐射探测领域较为常见的一类探测器,工作在电流模式,可实现灵敏度调节,比较适合脉冲辐射场探测。但是普通的闪烁型探测器不 适合脉冲中子测量, 因为其对γ射线的响应灵敏度强于对中子的响应灵敏度。闪烁薄膜和有机闪烁纤维阵列中子探测器是用于脉冲中子测量的闪烁型探 测器, 它们优化了结构设计使探测器具有抑制γ射线干扰的能力,但其光电转换装置需要安置在闪烁体附近收集闪烁体发光,为了降低散射中子和γ射线对光电转换器的干扰,要对光电转换器进行严格的准直和屏蔽,受空间距离的限制使准直和屏蔽难以达到要求, 故此类探测器也难以满足中子时间谱测量的要求。因此,研制具有强抗电磁干扰能力、高n /γ灵敏度比值、低屏蔽要求、快时间响应的中子探

水下炸礁施工技术

中港一航局宝钢马迹山矿石中转港 扩建工程Ⅱ标项目部 宝钢马迹山港水下炸礁施工总结 王文欢丁德勇 2006年11月20日

宝钢马迹山港二期工程水下炸礁施工总结 王文欢丁德勇 一、工程概况 宝钢矿石码头二期工程位于浙江省舟山市嵊泗县马迹山港区,此次炸礁区域位于二期工程装船码头前沿。该工程地处外海孤岛,开敞式海域,常年受东南向大风影响且风浪较大,落潮时最大流速 1.92,且潮流紊乱,有效作业时间少,施工条件差;此外,本次炸礁区域紧邻一期装船码头,与1#沉箱最近距离仅3m,要确保一期装船码头的安全并能正常生产作业,且炸礁后沿为嵌岩桩位置,要求非爆区基岩不受影响,施工难度大。 水下炸礁区岩面直接裸露海底,无覆盖层,岩石以晶屑凝灰岩为主,中等风化,单轴饱和抗压强度为62~91.2,属坚硬岩,岩体的基本质量等级为Ⅲ-Ⅳ级。岩石普氏系数为10~16,此岩石难钻易爆。炸礁区域地形北高南低,水下炸礁范围东西长约为81.2m,南北宽约为33.8m,面积约2744.56㎡,爆破平均厚度为约3m(包括超深-0.5m),炸礁总方量约为7000m3,详见施工平面图。 二、水下爆破设计 2.1爆破设计原则 为保证二期码头的后方嵌岩桩位置的基岩不被破坏,同时确保爆区周围水工及陆域建筑物,特别是一期码头1#沉箱的安全,设计方案如下:(1)二期码头前沿爆区与非爆区之间采用水下预裂爆破措施,先在爆区与非

爆区边界处,间距1m钻一排预裂孔并小药量引爆,使爆区与非爆区分开,保护非爆区的基岩完整。 (2)爆区与一期码头1#沉箱之间 除采取预裂爆破措施外,并在靠近沉箱 边线钻二排减震孔且爆破前用高压风 空压机设置气泡帷幕,以降低水激波对 沉箱壁的作用,气幕效果见右图。 (3)炸礁区域的孔间或排间采用毫 秒延期非电雷管微差延时爆破,以减少 单段最大药量。 2.2主要设备的选择 根据本工程的施工条件选用抗风浪、抗水流能力都较好,定位速度快且稳定性好的漂浮式炸礁船作为水下爆破的主要设备。该船纵向沿船边装有30米轨道,供3台钻机在轨道上灵活移动,钻机配备较为先进的自行液压控制系统。配备一台900高风压英格索兰空压机连接钻杆气举法清孔排渣。 2.3爆破器材的选择 适用于水下爆破的炸药通常有乳化炸药、硝化甘油炸药和炸药等。根据本工程特点,炸药在水中要浸泡一定的时间,为取得较好的爆破效果,选择防水性能好、爆能较高、运输使用安全系数大、价格便宜的乳化系列炸药,规格为主爆孔:Φ110×400:4包,预裂孔:Φ32×180:150包。雷管选用8#铜壳毫秒延期非电导爆管雷管,并根据钻孔深度及起爆网络情况选用不同段别雷管,以控制单段最大药量,连接网络后由起爆雷管引爆。导爆索选用安全可靠,又便于网路设计防水导爆索。 2.4爆破设计 2.4.1钻孔直径及布孔形式 为便于钻孔定位、提高钻孔效率、有利于装药堵塞,采用垂直孔钻孔形式,主爆孔使用ф138钻头、预裂孔、减震孔使用ф105钻头进行钻孔。爆破炮孔采用矩形布孔方式。

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