中子辐射损伤等效性研究进展

邹德慧，邱 东，许 波，周 静

(1.中国工程物理研究院 核物理与化学研究所，四川 绵阳 621900；2.中国工程物理研究院 中子物理学重点实验室，四川 绵阳 621900)

中子辐射损伤等效性研究进展

邹德慧1,2，邱 东1，许 波1，周 静1

(1.中国工程物理研究院 核物理与化学研究所，四川 绵阳 621900；2.中国工程物理研究院 中子物理学重点实验室，四川 绵阳 621900)

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。

中子辐射损伤；等效系数；损伤函数；能谱；损伤常数

在武器的辐照效应及抗核加固考核的研究进程中，国内外经历了漫长的过程，一方面利用实验室的模拟辐射源开展工作，另一方面利用真实核爆环境进行考核和验收。随着禁核试后，这方面研究工作的重心向实验室转移，最佳的模拟源是具有高中子通量和大幅照腔的快中子脉冲堆。然而受地域、时间、空间和经济等因素的限制，不同研究机构往往会选择不同类型的辐射源进行辐射模拟研究，为分析、评价或对比这些研究成果，建立不同辐射源间的等价关系的需求成为必然。建立等价关系的途径有两种，一种是通过理论计算得到同种材料在不同辐射场中的全能谱位移损伤进而建立损伤比值，另一种是通过同种电子器件在不同辐射场中的宏观辐照效应得到损伤常数进而建立损伤比值，该比值即是等效系数。通常情况下，这种等效系数的建立过程被称为等效性研究。通过这种等效系数，可以确定不同中子模拟辐射源间辐射损伤的统一标准。鉴于此，笔者对中子辐射损伤等效性研究进展进行了全面分析和综述，对降低实验不确定度的方法进行探讨，并对等效性研究的发展趋势进行了展望。

1 辐射源类型以及等效标准源确定

国内外用于辐射损伤研究的辐射源有反应堆中子源[1-4]、同位素中子源、中子管、加速器中子源等，随着各国散裂源的加速建设，其高中子通量的特点有望将其用于辐射损伤研究。美国和俄罗斯的核武器研究中心(如美国的LANL、SNL、LLNL、导弹研究所阿伯丁试验场；俄罗斯的实验物理研究所RFNC-VNIIEF和技术物理研究所RFNC-VNIITF等)从20世纪60年代以来已先后建造了30多座快中子脉冲堆，建造快中子脉冲堆的主要用途之一就是用来开展核武器部组件辐照效应研究并考验其抗核加固能力，后期建造的脉冲堆辐照空腔的体积越来越大，可利的用中子注量、γ总剂量越来越高，已达1×1015～1×1016cm-2和3×103～3×104Gy(Si)的水平。如：美国圣地亚的SPR-Ⅲ快脉冲堆是专门为模拟高空核爆辐射环境而建造的高浓缩铀燃料的快堆，生成的中子能谱接近了聚变反应能谱，能够在更短的时间内和更小的体积上产生比ACRR更强的中子和伽马射线，可用来进行电子设备的高注量辐照试验；美国Super Kukla的辐照空腔直径为46 cm，长度为61 cm，用来检验整弹系统(其中炸药用慢化剂代替)的抗辐射性能。又如：俄罗斯双堆芯快中子脉冲堆BARS-5的辐照空腔直径虽然只有9 cm，但在堆芯之间的距离可在33～500 cm之间调整，可供核战斗部整机系统或更大的装置进行抗核加固检验；还有БР-К1反应堆，其硕大的辐照腔也担负着电子部组件性能考核及验收的任务。圣地亚实验室计划发展一种方法，能够在不使用快中子脉冲堆SPR-Ⅲ(在2006年9月退役)情况下评价材料和电子器件在快中子瞬态辐照下的性能，说明了先期已经利用SPR-Ⅲ开展过大量的瞬态辐照效应研究，积累了丰富的经验。此外，热堆也肩负了辐射效应研究的任务，如：美国伊利诺斯州大学的水冷TRIGA型ACPR反应堆，专门用来模拟低空核爆辐射环境，TRIGA型热中子堆(UITRIGA)，还有圣地亚的ACRR池式热堆，可用作中子和伽马射线源，用于模拟电子部组件效应和检定部件。表1是国外部分脉冲堆的指标和应用情况。对于低中子注量率辐射环境，用的较多的同位素中子源有锎源，中子管有DD管和DT管。美国橡树岭国家实验室(ORNL)发展了锎用户装置用于辐照效应研究，该装置是采用紧凑型(手指大小)锎-252中子源容器的独特中子辐照装置，能放射出大于1011n·s-1的锎-252中子源，快中子谱(平均能量约为2.1 MeV)可调制到热中子谱，小样品容积可由大于108cm-2·s-1的热/快中子通量辐照。相应的γ剂量比中子剂量小得多。国内先后用于中子辐射效应研究的模拟源有：清华大学屏蔽实验反应堆(200#堆)，中国工程物理研究院快中子脉冲堆(CFBR-Ⅱ)及快中子临界装置，西北核技术研究所的脉冲堆(XAPR)，兰州近物所的14 MeV中子发生器，Am-Be中子源，锎源等。

虽然国内外的辐射源类型多种多样，但是在武器的辐照效应和抗核加固能力研究中，要建立中子辐射损伤等效关系首先要确定等效的标准源。在各种辐射源的应用过程中，中子辐射损伤等效性研究也在伴随开展，国外的相关工作始于20世纪60年代[5-9]，国内于20世纪70年代开始相关探索[10-12]。研究过程中，一部分学者提出以1 MeV单能中子作为标准等效源[13]，而另一部分学者则认为14 MeV高能中子更为合适[14-15]。为了能够顺利执行电子部组件及系统的辐照性能研究计划，美国采用1 MeV(Si)等效中子注量来表征不同辐射源上的辐照注量，即：半导体材料受具有能谱分布的

表1 部分脉冲堆的介绍Table 1 The introduction on part of pulsed reactor

各种不同能量中子的辐照，产生位移损伤，用产生与此相同位移损伤的1 MeV中子注量表征。1991年9月欧洲第一届辐射效应国际会议上，法国提出要建立欧洲辐射效应的实验标准和辐射源之间的等效关系。为了保证辐射源间度量一致，我国也采用1 MeV中子为标准等效。

2 理论研究进展

2.1 等效系数及等效中子注量

在理论研究中，具有连续能谱分布的不同辐射源间的等效系数R描述为：

(1)

式中，D1和D2分别为不同辐射源的全能谱位移损伤，MeV·mb，φ1(E)和φ2(E)分别为不同辐射源的中子能谱分布；FD,mat(E)为指定材料的中子位移损伤函数，MeV·mb。积分下限一般取值为10 keV。

具有连续能谱分布的辐射源的单能等效中子注量φD,Eref,mat定义为：

(2)

式中，FD,Eref,mat为指定能量中子在指定材料中的位移损伤函数参考值，MeV·mb，其他同上述之约定。当单能中子为1 MeV时，通过(2)式即可得到1 MeV等效中子注量。

为了计算方便定义了一个中子能谱加固参数，即Hmat参数，其值为：

(3)

对于归一谱，其1 MeV等效中子注量与能谱加固参数在数值上是相同的。

2.2 位移损伤函数

如前所述，开展等效性研究必须知道关注材料的辐照效应与中子能量的函数关系，即位移损伤函数。对于位移损伤函数，早期采用损伤函数曲线，后期采用损伤函数表，其基本方法是借助中子对指定材料的相互作用截面计算辐射源在材料中的能量沉积。尽管中子对半导体材料作用的物理过程复杂，由于很多学者进行了广泛研究，也取得了较大进展。

Smith[16]、Rogers[17]和Bendel[18]等利用Lindhord模型研究了硅半导体材料中的能量沉积问题，其中Rogers研究热中子到20 MeV高能中子在硅中的电离和位移kerma(比释动能)能量沉积，研究表明，对于硅材料来说，其位移损伤函数与位移kerma因子相等，并给出了硅位移kerma函数表，该研究结果被ASTM(美国材料实验协会)作为推荐标准。Holms和VanLint分别提出了柱状模型和球状模型；Gregory和Messenger[19]等利用双能级SRH(Shocky-Read-Hall)模型研究了中子辐照半导体材料引起的寿命损伤与载流子注入之间的关系；Gregory、Hajghassem和Yanqing Deng[20]等对中子辐照硅半导体材料的瞬时退火效应的能量沉积现象进行了研究。

随着截面数据的不断更新，ASTM对其位移损伤函数经过多次修订，1 MeV中子在硅中的位移损伤函数值由E722-80版本的78 MeV·mb增加到E722-85版本的95 MeV·mb。在E722-93版本中，1 MeV(Si)又采用了ORNL实验室经过理论计算和实验验证的宽能裂变谱对Si-28作用的新截面数据库，使得对于快脉冲堆和TRIGA堆而言，采用该版本及后续版本位移损伤函数计算得到的1 MeV(Si)等效中子注量要比采用E722-85版本数据得到的计算结果明显低5%～10%；在该版本中，还增加了1 MeV(GaAs)的等效中子注量标准，标准明确给出砷化镓材料只在1 MeV处的位移损伤函数与位移kerma因子相等，其值为70 MeV·mb[21]。与E722-93版本相比，94版本和04版本的位移损伤函数值没有发生变化。墨西哥大学的Lazo[22]先后采用NJOY87和NJOY89版本核数据处理程序对ENDF/B-V数据库进行计算，得到了硅位移损伤函数。伊利诺斯州大学Ougouag[23]等在NJOY87版本基础上做了适当修订，改善了次级带电粒子反应的处理方式，该种处理仅对高能端中子的硅位移损伤函数有细微影响(相对于Lazo的数据而言，在14 MeV处的硅位移kerma因子减小了0.6%)，对能量在8 MeV以下中子的硅位移损伤函数没有影响。

国内西北核技术研究所的李原春采用蒙特卡罗方法对中子及其产生的反冲原子进行了模拟跟踪，计算了各种能量中子在硅半导体材料中的能量沉积，获得了硅位移kerma值与中子能量的关系，计算模型中只考虑了中子在硅中的首次碰撞，通过强迫首次碰撞确定了中子碰撞的权重和位置。通过该方法计算得到1 MeV中子在硅中的位移kerma因子为92 MeV·mb，比NJOY(93 MeV·mb)和ASTM的结果(95 MeV·mb)都要低一些。

2.3 辐射源能谱

对于能谱来说，一种方式是通过实验测量，然后通过解谱程序进行解谱，常用的解谱程序有LSL、SAND-Ⅱ，另一种方式是建立辐射源模型，通过蒙特卡罗方法的MCNP程序进行模拟计算。为了使用方便，避免每次辐照实验都进行复杂的能谱测量，研究学者提出了用单位注量监测器响应的注量来表示单能中子注量的方法[24-26]。20世纪90年代，Kelly开展了SPRⅢ裸腔环境下电子器件考核验收能力的评估方面的研究，其能谱除实验测量外，还采用了蒙卡方法MCNP程序进行模拟计算，计算能谱和测量能谱在10 keV以上符合的很好。

国内等效性研究的能谱大多选用有源单位提供的标准谱形，如：200#堆1#水平孔道经10 cm铅和1.5 cm硼屏蔽后的中子能谱采用阈探测器和SAND-Ⅱ解谱程序计算得到， CFBR-Ⅱ堆的能谱采用Li-6谱仪测量给出，14 MeV中子源由兰州大学和中国原子能科学研究院采用核乳胶法测量给出，XAPR堆能谱采用活化箔法测量给出；对于没有提供实测能谱的装置，其能谱通过计算给出，如：中国工程物理研究院的快中子临界装置，为了便于等效性计算，通过设置环形探测器并采用体通量方法计算中子能谱，可以有效降低能谱计算的统计误差，同时便于直接应用ASTM位移损伤函数原始数据获取全能谱位移损伤，避免了少群计算方法中因合并加工群位移损伤函数而引入的误差。

2.4 理论研究结果

早在20世纪70年代，Verbinski等就采用Rogers得到的硅位移损伤函数计算辐射源在硅中的全能谱位移损伤，证实了不同中子环境中的辐射损伤可以通过中子能谱和硅位移损伤函数进行预测。Kelly、Willams等对SPRⅢ、UITRIGA及ACRR快脉冲堆的辐射环境进行研究时预测了其在硅材料中的辐射损伤等效系数[27-28]。80年代，Sparks等开展了9种中子环境的辐射损伤等效性的理论研究，分别包括WSMR、SPR-Ⅲ、APRF三个快脉冲反应堆，热中子辐射腔ACRR、UITRIGA、UITRIGA/B，以及252Cf、252Cf-D2O及252Cf-D2O/B裂变中子等，预估了相应的辐射损伤等效系数，在数据处理中，1 MeV中子的位移损伤函数值取95 MeV·mb，采用NJOY位移损伤函数值计算得到的等效系数略小于采用ASTM损伤函数值的计算结果[29]。80年代末90年代初，Griffin、Kelly开展了中子在砷化镓材料中的辐射损伤等效性研究，证明砷化镓位移损伤函数及1 MeV(GaAs)损伤等效的方法适用于从软的游泳池反应堆到高能DT中子等多种辐射环境；与硅损伤相比，在不同能谱中砷化镓的损伤产生效率不是一个恒量[30]。90年代，Kelly开展了SPR-Ⅲ裸腔环境下电子器件考核验收能力的评估方面的研究，结合ASTM标准的E722-93版本硅位移损伤函数，给出了SPR-Ⅲ中子辐射场的辐射损伤等效系数。Bennion开展了FINF装置的辐射损伤等效系数计算[31]。表2汇总了上述理论计算国外典型中子辐射源相对于1 MeV中子的等效系数。

表2 理论计算国外典型中子辐射源相对于1 MeV中子的等效系数Table 2 The theoretical calculation aboult the equivalent coefficient of foreign typical neutron radiation source relative to 1MeV neutron

国内也开展了相关工作，20世纪90年代初，李原春利用硅位移kerma曲线和归一化中子能谱，给出了七种中子辐射环境的损伤等效系数，并得出低能中子部分比高能中子部分对注量贡献大，但对损伤等效系数贡献较小的结论。研究发现，有了位移损伤函数和有源单位提供的能谱，并不能直接简单地开展损伤等效计算，必须对能谱和位移损伤函数进行适当处理，才能得到全能谱位移损伤及等效系数。

处理的方法有两种，一种方法是依据能谱的群结构对位移损伤函数进行重新划分和选择，该方法将中子能谱每个能群的能量进行平均，通过平均能量查出相应的位移损伤函数值，适用于分群较少的情况。20世纪90年代，贾温海曾利用该处理方式开展了CFBR-Ⅱ堆中子辐射损伤等效性的理论研究，计算得到的CFBR-Ⅱ堆泄漏中子基于NJOY硅位移损伤函数表与基于ASTM硅位移损伤函数曲线的全能谱位移损伤基本一致；此外，贾温海和景涛还分别开展了14 MeV中子与CFBR-Ⅱ堆中子的辐射损伤等效性研究，二者得到的等效系数在不确定度范围内是符合的。随着研究的深入，2006年，邱东、邹德慧等分析认为采用平均能量取值，均将任一能群内中子的能量用其平均能量代替，其受共振影响较大，对能群划分的依赖性强，在此基础上，他提出了位移损伤函数的另一种取值方法，即首先依据能谱分群对损伤函数进行分群，对于每一个独立的能群，采用裂变谱中子作为位移损伤函数选取的权重，采用该方法计算的全能谱位移损伤对能群划分的依赖性小，特别适合于实验测量提供的能群少、能带宽的情况[33-34]。2009年，邱东等也开展了CFBR-Ⅱ堆中子辐射损伤等效性理论研究，其结果比贾温海的研究结果相对偏低13%。分析表明，在位移损伤函数版本方面，贾温海采用了1985版，邱东采用了2004版，在位移损伤函数取值方面贾温海采用基于平均能量的取值方法，邱东采用了基于裂变谱中子加权的取值方法，因此后者的计算结果偏低是合理的。

另一种处理方法是依据位移损伤函数的群结构对能谱分群进行重新划分，该种方法主要适用于理论计算能谱的情况。2005年，黄绍燕、唐本奇等发现采用平均能量取值法将能量间隔按ASTM标准划分工作量非常大，提出了将位移损伤函数加载进MCNP粒子输运程序的方式计算全能谱位移损伤，计算出Maxwell裂变谱源、Gaussian裂变谱源在Si材料中的位移损伤分别为96.8 MeV·mb、166.4 MeV·mb，对1 MeV单能中子的等效系数(能谱加固参数)分别为1.02、1.75；在GaAs材料中的位移损伤分别为71.7 MeV·mb、128.0 MeV·mb，对1 MeV单能中子的等效系数(能谱加固参数)分别为1.02、1.83[35]。2013年，杜金峰等根据快中子临界装置的能谱特点，将0.01 MeV～20 MeV划分为181群，最高能群为10 MeV～20 MeV，该群的位移损伤函数取为174 MeV·mb，其余各群结构严格按照ASTME722-04版对应的能群结构划分，既方便全能谱位移损伤合成，也能够降低高能区中子通量的统计误差，计算得到快中子临界装置与CFBR-Ⅱ堆的损伤等效系数为1.12。

3 实验研究进展

3.1 基本研究方法

武器结构件、元器件、分系统和整机的组成复杂，由于电子系统对中子辐照较为敏感，长期以来，被认为是抗辐射性能关注要点。作为等效性研究的目的是得到损伤比值，研究对象一般选择电子系统的基本组成单元，即分立电子元器件。目前常用电子元器件的核心部分大多为硅材料，也有部分为砷化镓材料和锗材料。中子与半导体材料发生作用，在其内部引入缺陷和缺陷群，使得其少数载流子寿命降低、杂质浓度和迁移率等降低，这些微观参数的变化引起半导体器件宏观电参数变化，因此可以利用半导体器件的中子辐射效应开展等效性研究。早期，采用的实验方法主要是用相同品种的半导体器件分别在两个或几个辐射源上开展实验，调整辐照中子注量至规定值，比较器件关注效应参数的变化；或者是让器件的效应参数到达同样的损伤程度，比较辐照中子注量的差异。比较常用的器件有三极管、整流二极管、PIN二极管、发光二极管，其中三极管是等效性研究应用最广的器件。

三极管直流增益倒数随辐照中子注量呈线性变化：

Δ(1/hFE)=1/hFE(φ)-1/hFE(0)=

Kb·t·φ=K·φ

(4)

式中，Δ(1/hFE)为辐照前后三极管直流增益倒数的变化量，hFE(φ)为中子辐照后的直流增益，hFE(0)为中子辐照前的直流增益，Kb为材料损伤常数，t为基区渡越时间，K为实验增益损伤常数，简称损伤常数，是基极渡越时间和器件材料的函数，cm2，φ为辐照中子注量，cm-2。

随着实验技术的发展，效应参数在线测试成为一种趋势，采用率可以达到MHz，通过数据拟合得到损伤常数容易实现，采用这种实验方法，具有连续能谱分布的不同辐射源间的等效系数R可以描述为：

(5)

式中，各参量同上述之约定。

3.2 实验研究结果

中子辐射损伤等效性研究具有里程碑意义的实验是20世纪70年代Verbinski等采用2N2222硅三极管在多种快脉冲堆和热堆上开展辐照特性研究，1979年公布2N2222的直流增益在多种中子环境中发生变化，并证明了三极管直流增益倒数的变化与入射到器件上的1 MeV等效中子注量成比例的重要观点。Luera、Kelly等开展了中子在硅、二氧化硅、砷化镓材料中的辐射损伤等效研究。为了验证理论计算的辐射损伤等效系数，Kelly、Willams等采用2N2222三极管分别在SPR-Ⅲ、UITRIGA及ACRR快脉冲堆上开展辐照实验，给出了相应的损伤比，与理论计算的等效系数十分接近。同样，Sparks等采用2N2222A硅三极管在9种中子环境开展辐照实验，得到的器件损伤比值与理论预估的等效系数符合的很好。80年代，Marshall采用2N383、2N1808、2N2374、2N2430等锗三极管在裂变中子环境下进行辐照，研究表明，中子引起的锗三极管性能退化与在硅中结果相似，1 MeV等效中子注量表示位移损伤的观点对锗也适用[36]。Griffin、Kelly等采用TSTS 7203砷化镓LED研究SPR-Ⅲ等中子环境的辐射损伤等效系数，研究得到砷化镓LED的载流子寿命倒数与SPR-Ⅲ辐射腔中心中子注量呈线性关系，对应的损伤常数为2.9×10-9cm2·ms-1。随着SPR-Ⅲ的关闭，ACRR在电子器件和系统的辐射效应研究堆地位凸显，Willams等在SPR-Ⅲ关闭以前利用2N2222A测试得到ACRR与SPR-Ⅲ的等效系数。表3列出了国外典型中子辐射场的等效系数。

表3 国外典型中子辐射源的等效系数Table 3 The equivalence coefficient of foreign typical neutron radiation source

国内实验研究过程大致可分为四个阶段：第一个阶段为20世纪70年代，由于注量测量、样品选择以及实验条件控制等不规范，同一器件不同辐射源或不同轮次实验结果可相差几倍；第二阶段为20世纪80年代中后期，实验方法得到了一定改进，注意了中子注量的测量和样品的选择，其实验数据分散性比早期的小；第三个阶段为20世纪90年代初，样品更为典型化，筛选更为严格，实验结果的分散性大大减小，基本达到了国外的水平；第四阶段为21世纪开年至今，等效性研究工作由辐射效应研究单位转移至辐射源单位，一方面在前人工作的基础上对样品筛选方法进一步改进，另一方面发挥辐射源单位的先天优势，对场量参数控制条件(如样品布放方式条件、注量均匀性、运行功率、功率上升周期、实验结束条件等)进行严格控制，得到的等效系数基本适应新形势下精密化测试的需求。

开展实验的方式分别有“同批次同性能但不同个体”的同时辐照及“同个体但不同时间”的间断辐照，采用的代表性器件有3DK7E、3DK9D、3DA98B、3DG121C硅三极管及BZGIHRH、2CL52JRH、2CP50、2CP60等硅整流二极管。早期主要与200#堆建立等效系数，在研究中发现采用二极管和采用三极管得到的等效系数差异倍数，分析认为一方面与实验方法相关，另一方面与器件的损伤机理相关。随着CFBR-Ⅱ堆建成投入运营后，部分辐照效应研究工作向CFBR-Ⅱ堆转移，相关学者开始逐步建立与CFBR-Ⅱ堆的辐射损伤等效关系[37]，如：贾温海利用3DK7E得到14MeV/CFBR-Ⅱ的器件损伤比与理论计算的全能谱位移损伤比在误差范围内符合，也与美国的Sparks给出的14MeV中子与FBR的理论预估等效系数(2.25)接近，见表4[38]。2010年，邱东等利用三种硅三极管和两种整流二极管开展辐射损伤常数测量研究，为不同辐射源等效性研究奠定了基础[39-40]。2010年，邱东等利用2N2222A三极管和2CP50二极管在CFBR-Ⅱ与XAPR上开展等效性研究，通过效应参数在线测量系统进行数据采集，得到了效应参数随辐照中子注量的变化曲线，进而得到对应的等效系数[41]。

表4 国内典型中子辐射源的等效系数Table 4 The equivalence coefficient of domestic typical neutron radiation source

2014年，鲁艺等开展了某快中子临界装置与CFBR-Ⅱ堆的等效性研究[42]，分别对效应参数和场量参数进行控制。对于效应参数，首先要确定合适的实验样品，确保其关注效应参数的线性变化范围与辐射场的强度相适应；其次是进行半导体器件筛选，确保关注参数(如：直流增益)的一致性，具体方法是采用半导体分立器件测试系统进行一次筛选，然后再利用实验现场的效应参数测试系统进行二次筛选。对于场量参数，首先要保证样品受照中子注量的均匀性，具体方法是结合辐射源的形状对样品板进行设计，布放时确保注量探测器和样品板的位置重复性；对于运行条件控制要确保效应参数的有效测量时间与反应堆提升功率的时间呈合适的比例。在实验数据处理方面，采取的方法是得到每一只器件的损伤常数后再进行平均得到最终的损伤常数，与早期对每只器件的效应参数(如直流增益)平均之后再计算损伤常数的方法相比，对于器件一致性较好的情况，两种处理方法没有显著差异，对于器件一致性较差的情况，前一种方法便于异常数据分析和判断，更适合进行数据处理[43]。通过研究建立效应参数和场量参数控制方法，得到了某快中子临界装置与CFBR-Ⅱ的等效系数为1.19。

前期开展的大量等效性研究工作是在辐射源稳态工作模式下进行的，如果要用已有的大量的稳态辐照模式下的试验数据来评估电子部组件在瞬态辐射场中的抗中子辐射能力，首先要解决两种辐照模式能否等效以及如何等效的问题。2013年至2014年，邱东在继承景涛、贾温海瞬态效应研究工作的基础上[44]，建立了瞬态效应参数测试方法和瞬态中子注量拾取方法，利用CFBR-Ⅱ堆开展了稳态和瞬态辐照模式的异同性研究，获得了第一手实验数据，得到了“同一辐照注量下，两种辐照模式在脉冲峰值期间(ms尺度)二者不能等效、而在辐照终态后(40 ms以后)可以有条件的等效”的结论，研究结果也得到了高度关注。

2013年至2014年，郑春、艾自辉等针对某些低中子通量率要求的环境，如：航空航天、武器库存等，利用同位素中子源锎源开展了辐照效应研究，相关的等效性研究工作正在展开。

4 讨论

如前所述，用于辐射损伤研究的辐射源多种多样，在理论研究方面，影响等效系数的因素有：辐射源的能谱、半导体材料的位移损伤函数以及能谱群结构与位移损伤函数群结构的匹配程度，要降低不确定度需要从这三方面来考虑。

在实验研究方面，影响等效系数的因素有：辐射场中子注量及其均匀性、半导体器件的一致性、效应参数测试系统精度及稳定性。要降低不确定度，一方面要从中子注量及效应参数的测试方法及测试系统入手，另一方面要从辐射源的形状入手，保证实验样品敏感面所受中子注量的均匀性并且其敏感面始终垂直于中子流方向。针对反应堆中子源，影响因素还包括伴随γ射线贡献，可以考虑采用屏蔽体或在单能γ射线装置上开展平行实验，以便准确评价伴随γ射线的影响；针对同位素中子源，影响因素还包括长时间辐照以及半导体器件长时间加电引起的退火效应，可以考虑采用准动态方式进行效应参数测试。

如快中子临界装置的等效性研究，研究的最终目标是测量同种性质的两个参数的比值，严格控制两个参数的测试条件一致，那么即便是每个参数的不确定度较大，也会由于比对属性消除部分测量不确定度(由系统因素引入的不确定度分量)，从而使得最终的等效性系数不确定较小，具体表现形式如下：在样品来源方面，批次控制除了常规的生产工艺一致性控制以外，有必要加强管芯批次一致性的控制，以便降低辐照效应的分散性，这一点是比较容易忽略的地方；在效应参数控制方面，有必要在厂家初选、基本电参数复选基础上增加标称条件复选、实验在线条件复选，通过四个层次的筛选，确保初始效应参数的一致性；在场量参数控制方面充分考虑中子注量均匀性对效应参数的影响，考虑注量探测器对辐射场的扰动以及注量测量时计数率统计涨落的影响。通过采取上述实验控制措施，可以使最终的辐射损伤等效系数的不确定度减小。

5 小结

综上所述，中子辐射损伤等效性研究涉及的层面十分广泛，是多学科交叉的综合体。国外在中子辐射损伤等效方面的研究方法成熟，研究内容丰富，具备稳态和瞬态辐照效应实验能力和效应参数测试能力、辐射损伤分析能力、辐射效应模拟评估能力，实验采用的器件具有代表性和通用性，值得借鉴。对于单一辐射源，全能谱位移损伤和实验损伤常数之间缺乏一座转换的桥梁，有必要开展损伤机理研究及微观参数到宏观参数的演化关系研究。稳态和瞬态辐照模式的异同性研究实验证明，两种模式下的辐射损伤不能够完全等效，有必要建立系统的瞬态辐照效应研究方法和实验程序。国内在双极器件方面的中子辐射损伤研究趋于成熟，而实际应用中的器件类型多种多样，有些只对中子敏感，有些既对中子敏感，也对γ敏感，如：DC-DC，辐射源单位可以充分利用源的优势建立不同类型器件的等效性研究实验方法。此外，作为中子辐射损伤等效性研究的拓展，有必要开展中子和总剂量不同辐照顺序的等效性研究。上述中子辐射损伤等效性研究方法对航天航空环境辐射损伤等效关系的建立具有一定的参考意义。

[1] Summer G P, Burker E A, Dale C J, et al.Correlation of particle-induced displacement damage in Silicon[J]. Transactions on Nuclear Science, IEEE, 1987, 34(6): 1 134-1 139.

[2] Patrick G, Donald K, Norm K. Application of spallation neutron sources in support of radiation hardness studies[J]. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 2006, 562(2): 684-687.

[3] Williams J J, Griffin P G, King D B, et al. Simultaneous Evaluation of Neutron Spectra and 1-MeV-Equivalent(Si)Fluences at SPR-Ⅲ and ACRR[J]. Transactions on Nuclear Science, 2007, 54(6): 2 296-2 302.

[4] 杨成德,龚书良,邓门才. CFBR—Ⅱ快中子脉冲堆及其应用[J]. 核物理动态,1995,12(4):58-60.

Yang Chengde, Gong Shuliang, Den Mencai. Chinese fast Burst reaetor-Ⅱ(CFBR-Ⅱ) and its applications[J]. Tends in Nuclear Physis, 1995,12(4): 58-60(inChinese).

[5] Goben C A, Smits F M, Wirth J L. Neutron radiation damage in silicon transistors[J]. Transactions on Nuclear Science, 1968 , 15(2): 14-29.

[6] Conrad E E. Considerations in establishing a standard for neutron displacement energy effects in semiconductors[J]. Transactions on Nuclear Science, 1971,18(6): 200-205.

[7] Namenson A I, Wolicki E A, Messenger G C. Average silicon neutron displacement kerma factor at 1 MeV[J]. Transactions on Nuclear Science, 1982, 29(1): 1 018-1 020.

[8] Arimura I, Rosenberg C. Anomalous damage mechanism in pnp silicon transistors due to thermal neutrons[J]. Transactions on Nuclear Science, 1973, 20(6): 274-279.

[9] Vail P, Stanley C T. Thermal neutron damage bipolar in pnp transistors[J]. Transactions on Nuclear Science, 1977, 24(6): 2 147-2 152.

[10]陈盘训. 双极晶体管中子辐射损伤常数的测量[J]. 核电子学与探测技术,1982,2(3):41-47.

Chen Panxun. Measurement of radiation damage constant by neutron in bipolar transistor[J]. Nuclear Electronics and Detection Technology, 1982, 2(3): 41-47(inChinese).

[11]景涛，曹建中，梁跃文，等. 中子辐照半导体器件损伤的研究[J]. 核电子学与探测技术,1983，3(1)：45-49.

Jing Tao, Cao Jingzhong, Liang yuewen, et al. A study of neutron radiation damage in semiconductor devices[J]. Nuclear Electronics and Detection Technlogy, 1983, 3(1): 45-49(in Chinese).

[12]李继国. 双极晶体管中子辐照实验研究[J]. 微电子学,1988,18(6):1-8.

Li Jiguang. An ExPerimental Study of Neutron Irradiated Bipolar Transistors[J]. Microelectronics, 1988, 18(6): 1-8(inChinese).

[13]Green M L, Thatcher R K. Preparation of a standard technique for determination of neutron equivalence for bulk damage in silicon[J]. Transactions on Nuclear Science, 1972, 19(6): 200-208.

[14]Mckenzie J M, Witt L J. Coversion of neutron spectra to their 14-mev equivalences[J]. Transactions on Nuclear Science, 1972, 19(6): 194-199.

[15]James M. mckenzie.reactor eqjivalence of an arbitrary neutron spectrum by multisource syntihesis[J]. Transactions on Nuclear Science, 1973, 20(4): 18-24.

[16]Smith E C, Binder D, Compton P A, et al. Theoritical and Erperimental Determinations of Neutron Energy Deposition in Silicon[J]. Transactions on Nuclear Science, 1966, 13(6): 11-17.

[17]Rogers V C, Harris L Jr, Steinman D K, et al. Silicon ionization and displacement kerma for neutrons from thermal to 20 MeV[J]. Transactions on Nuclear Science, 1975, 22(6): 2 326-2 329.

[18]Warren L B. Displacement and ionization fractions of fast neutron kerma in tlds and si[J]. Transactions on Nuclear Science, IEEE, 1977, 24(6): 2 516-2 520.

[19]George C, Messenger A. Two level model for lifetime reduction processes in neutron irradiated silicon and germaniuim[J]. Transactions on Nuclear Science , 1967, 14(6): 88-102.

[20]Deng Yanqing, Fjeldly T A, Shur M S. Spice modeling of neutron displacement damage and annealing effects in bipolar junction transistors[J]. Transactions on Nuclear Science, 2003, 50(6): 1 873-1 877.

[21]Heinisch H L, Greenwood L R, Weber W J, et al. Displacement damage cross sections for neutron-irradiated silicon carbide[J]. Journal of Nuclear Materials, 2002, 307: 895-899.

[22]Theodore F, John L, Kelly G, et al. Neutron damage equivalence for silicon,silicon dioxide, and gallium arsenide[J]. Transactions on Nuclear Science, 1987, 34(6): 1 557-1 563.

[23]Ougouag A M, Williams J G, Danjaji M B, et al. Differential Displacement Kerma Cross Sections for Neutron Interaction in Si and GaAs[J]. Transactions on Nuclear Science, 1990, 37(6): 2 219-2 228.

[24]Barry A L, Maxeiner R, Wojcik R, et al. An Improved displacement damage monitor[J]. Transactions on Nuclear Science, 1990, 37(6): 1 726-1 731.

[25]Kelly J G, Griffin P J, Luera T F.Use of silicon bipolar transistors as sensors for neutron energy spectra determinations[J]. Transactions on Nuclear Science, 1991, 38(6): 1 180-1 186.

[26]Williams J G, Griffin P J, Kelly J G, et al. Estimation of 1-mev equivalent neutron fluence from dosimetry responses without spectrum unfolding[J]. Transactions on Nuclear Science, 1994, 41(6): 2 147-2 151.

[27]Kelly J G, Griffin P J, Fan W C. Benchmarking the sandia pulsed reactor Ⅲ cavity neutron spectrum for electronic parts calibration and testing[J]. Transactions on Nuclear Science, 1993, 40(6): 1 418-1 425.

[28]Kelly J G, Williams J G, Luera T F, et al. Simulation fidelity issues in reactor irradiation of electronics-reactor envieonments[J]. Transactions on Nuclear Science,1988, 35(6): 1 242-1 247.

[29]Sparks M H, Flanders T M, Williams J G, et al. Energy dependence of neutron damade in silicon bipolar transistors[J]. Transactions on Nuclear Science, 1989, 36(6): 1 904-1 911.

[30]Griffin P J, Kelly J G, Luera T F. Neutron damade equivalence in GaAs[J].Transactions on Nuclear Science, 1991, 38(6): 1 216-1 224.

[31]Bennion J S, Sandquist G M, Kelly J G, et al. Characterization and qualification of a neutron irradiation environment for neutron hardness assurance testing of electronic devices[J]. Transactions on Nuclear Science, 1995, 42(6): 1 886-1 894.

[32]Oliver M A. Pin diode and neutron spectrum measurements at the army puls radiation facility[J]. Transactions on Nuclear Science, IEEE, 1994, 41(6): 2 132-2 138.

[33]邹德慧,邱东. 基于平均位移kerma因子方法的位移损伤计算[J]. 核动力工程,2008,29(6):62-65.

Zou Dehui, Qiu Dong. Calculation of displacement damage based on average displacement kerma factor method[J] . Nuclear Power Engineering , 2008 , 29(6): 62-65(in Chinese).

[34]邱东. CFBR-Ⅱ堆中子辐射损伤等效性[R]. 绵阳:中国工程物理研究院,2009:29-30.

[35]黄绍艳,唐本奇,王桂珍,等. 中子对Si及GaAs半导体材料位移损伤的数值计算[J]. 核电子学与核探测技术,2005,25(4):376-379.

Huang Shaoyan, Tang Benqi, Wang Guizhen, et al. The numerical calculation on displacement damage of Si and GaAs semiconductor material irradiated by neutron[J]. Nuclear Electronics and Detection Technolog, 2005, 25(4): 376-379(in Chinese).

[36]Marshall P W, Date C J, Summers G P. Proton, neutron, and electron-induced displacement damage in germanium[J]. Transactions on Nuclear Science, 1989, 36(6):1 882-1 888.

[37]黄燕,肖鹏,夏培邦. 双极器件的快中子辐照损伤[J]. 微电子学,1999,29(6):452-454.

Huang Yan, Xiao Peng, Xia Peibang. Damages of bipolar silicon devices exposed to pulse neutron irradiation[J]. Microelectronics, 1999, 29(6): 452-454(in Chinese).

[38]贾温海,赵汝清,刘玥珠. 不同中子辐射模拟源半导体器件辐射损伤等效关系[R]. 绵阳：中国工程物理研究院，2001:71-72.

[39]邹德慧,邱东. 基于三极管的CFBR-Ⅱ堆辐射损伤常数测定[J]. 核动力工程,2010,31(1):140-142.

Zou Dehui, Qiu Dong. Measurement of radiation damage constant about bipolar transistor of CFBR-Ⅱ[J]. Nuclear Power Engineering, 2010, 31(1): 140-142(in Chinese).

[40]邱东,邹德慧. 基于CFBR-Ⅱ堆中子辐射场的硅整流二极管辐照效应试验研究[J]. 核动力工程,2010,31(1):127-130.

Qiu Dong, Zou De-hui. Experimental study on irradiation effect of silicon commutation diode on CFBR-Ⅱ neutron field[J] . Nuclear Power Engineering, 2010, 31(1): 127-130(in Chinese)..

[41]杨善潮,郭晓强,林东生,等. 基于晶体管测量的中子注量在线实时测量系统[J]. 信息与电子工程,2012,10(5):621-626.

Yang Shanchao, Guo Xiaoqiang, Lin Dongsheng, et al. Online real-time measurement system based on the transistor measurement of neutron fluence[J] . Information and Electronic Engineering, 2012,10(5): 621-626(in Chinese).

[42]鲁艺,邱东,邹德慧,等. 基于晶体三极管的不同中子能谱等效性实验研究[J]. 核技术,2014,37(6):060403-1-060403-6.

Lu Yi, Qiu Dong, Zou Dehui, et al. Experiment study on equivalence of different neutron spectra based on transistors[J]. Nuclear Techniques, 2014, 37(6): 060403-1-060403-6(in Chinese).

[43]邹德慧,高辉,鲁艺,等. 中子位移损伤监测技术研究[J]. 原子能科学技术,2010,44(增刊):472-475.

Zou Dehui, Gao Hui , Lu Yi , et al. Monitor technology about neutron displacement damage[J] . Atomic Energy Science and Technology, 2010 , 44(Z1): 472-475(in Chinese).

[44]蒋英杰,贾温海. 双极晶体管脉冲中子辐射效应:瞬时退火实验研究[J]. 核电子学与探测技术,1996,16(1):56-62.

Jiang Yingjie, Jia Wenhai. Study of pulse neutron irradiation effect for transistor: transient annealing experiment[J]. Nuclear Electronics and Detection Technolog, 1996, 16(1): 56-62(in Chinese).

Studies on the Neutron Radiation Damage Equivalence

ZOU De-hui1,2, QIU Dong1, XU Bo1, ZHOU Jing1

(1.InstituteofNuclearPhysicsandChemistry,CAEP,Mianyang621900,China;2.KeyLaboratoryofNeutronPhysics,CAEP,Mianyang621900,China)

To establish a unified standard of the evaluation of different sources of radiation damage, the neutron radiation damage equivalent standard source was determined both at home and abroad, and a lot of equivalence research work was done for making weapons anti neutron radiation performance examination and acceptance basis. The theoretical research progress was combed according to the relationship between the displacement damage function and the radiation source spectra ,and the experimental research progress was combed from the basic experimental methods, the controlling trend of effect parameters and field parameters. The experiment method to reduce the uncertainty was discussed, and present the research directions of radiation damage equivalence.

neutron radiation damage; equivalence coefficient; damage function; energy spectrum; damage constant

10.7538/tws.2015.28.01.0054

2014-10-13;

2014-12-21

中国工程物理研究院中子物理学重点实验室资助课题(2013BC01)

邹德慧(1979—)，女，四川郫县人，助理研究员，硕士，从事反应堆参数测量技术研究工作

TL72

A

1000-7512(2015)01-0054-11