含硼闪烁体探测器能量响应性能分析

吴 昊，贾铭椿，夏文明，龚军军

(海军工程大学核能科学与工程系，武汉 430033)

中子个人剂量仪是工作人员在可能受到中子照射时需要佩戴的用来进行个人剂量监测的仪器。目前，使用较多的中子个人剂量仪主要有2 种，一种是基于等效正比计数器的，另一种是基于半导体计数器的。Rosenzweig 和Rossi等［1］首先在20 世纪50年代采用组织等效正比计数器(TEPC)研制中子剂量监测仪，这类中子剂量监测仪一般都有较好的中子能量响应［4］，但是其灵敏度较低，为了提高探测器的灵敏度，在其设计制作上做了很多改进，比如增大探测器的有效体(面)积，在内部掺入一些能产生核反应的材料等，尽管这些方法很有效，但还是会存在噪声等方面问题，起初，这种计数器被制作成场所剂量仪表，但是其体积比较大，不便于携带，随着电子技术不断的发展，TEPC 的应用取得了很大进步，制成的仪器很小，人们可以将其装进口袋，用于个人剂量仪的优越性逐步体现［5］。基于半导体计数器的个人剂量仪虽然具有较高的灵敏度，但是其能量响应性能却不太好。近年来，硅光电二极管作为一种光敏元件在许多场合得到广泛应用，具有体积小、重量轻、工作电压低、功耗低、响应速度快等优点，但一般不宜直接作为探测中子、γ 等穿透能力较强的核辐射的元件，需要根据被测对象特性外加辐射转换物质。因此有必要研制基于硅光电二极管的中子个人剂量仪。

在设计这些中子个人剂量仪时，必须要考虑诸如探测效率和能量响应等参数，以前都需要通过实验的方法对这些参数进行测量，要动用中子源、静电加速器等大型实验装置，工作量相当大，经费开支也较大，随着计算机技术的发展，在计算机中进行模拟计算的方法已经逐渐成了中子个人剂量仪的参数性能分析的一种可行的方法，并经过了实验的验证，不仅速度快，而且可以大大节省设计时间和经费开支［6，7］。

1 研究对象

本文的主要内容是一种基于硅光电二极管3590 -08 的新型中子个人剂量仪的设计工作的一部分，选取含5%10B的塑料闪烁体EJ254 作为辐射转换物质，因为10B 与中子的反应截面较大，由表1 可知，5%10B 单位体积内10B 原子数最多，从而能够提高探测效率，该塑料闪烁体发光效率为7 500光子/1 MeVe-，输出最大波长为425 nm，而由日本滨松公司开发研制的硅光电二极管3590 -08 具有低电容、高速响应、高稳定性以及较好的能量分辨率等特性，其波谱响应范围为340 ～1 100 nm，能够与EJ254 很好匹配。本文设计的探测器结构框图如图1 所示。

图1 探测器结构示意图

通过计算不同厚度的EJ254 塑料闪烁体探测器的能量响应，选取最佳的探测元件厚度，为中子个人剂量仪的设计提供参考依据(表1)。本文采用了MCNP 程序来完成相关的计算工作。

2 计算方法

MCNP 是美国Los Alamos 实验室应用理论物理部的蒙特卡罗小组研制的大型蒙特卡罗中子、光子、电子输运程序，可以用于计算中子、光子和电子或它们的藕合通道问题，也可以用于计算核临界问题。其能力强，应用广泛，并且含有多种蒙特卡罗技巧。用MCNP-4c 程序模拟中子源辐射含10B 闪烁体探测器的过程如下:

1)建立中子辐射含10B 闪烁体探测器的几何模型，并描述源的几何特征。

2)建立物理模型，包括组成探测器的各种物质的成分，原子分数和密度等，中子源的能量分布，模拟结果记录的空间位置，物理内容等。

3)根据上述模型的信息，填写MCNP 程序inp 输入卡。

4)运行输运程序。

5)从otp 输出文件中提取我们所需要的信息，处理计算结果。

根据上述5 个步骤，建立中子源辐射含10B 闪烁体探测器计算模型。

表1 EJ254 物理与闪烁常数

为了使计算简便，将含10B 闪烁体探头简化为横截面为1 cm2，厚度分别为0.1 cm、0.2 cm、0.3 cm、0.4 cm、0.5 cm、1 cm、1.5 cm、2 cm、3 cm、4 cm 以及5 cm 的立方体，在其中心右侧10 cm 处放置一个面积为1 cm2的单一方向发射的正方形中子面源，其能量分布包括0.001 ev 到10 Mev 等21 个单能中子源。立方体外侧为一球心在立方体中心，半径为20 cm 的球壳，探头与球壳之间充有空气。建立模型如图2所示。

图2 探头计算模型示意图

在MCNP 模拟计算程序中有多种计数方案，其中F4 卡用来计算穿过一个几何区域径迹长度的平均通量，即记录进入某一个几何体里的粒子数;Fm 卡是计数乘子卡，该卡用来计算如下形式的任何量

其中Φ(E)是关于能量的粒子注量，单位是粒子数/cm2，R(E)是一个计算因子，表示加或乘上一个响应函数，该响应函数取自截面数据库或者某个特殊指定的量。常数C 是归一化标量。要想获得发生某种反应的粒子数，只需在此卡里输入该反应的微观截面号即可。

本文用如下方法计算含硼闪烁体探测器能量响应:通过F4 计数卡与FM 计数乘子卡相配合，并在FM 卡上输入中子与10B 发生反应的微观截面号，MCNP 程序就可以计算出进入含硼闪烁体探测器灵敏体积内与10B 发生核反应的中子数。记录卡的格式为FM4(C m 107)，C 是倍增系数，m 是材料编号，107 指m 材料的(n，α)类型核反应的微观截面号。由上述方法得出的结果就是单位中子注量辐射时含硼闪烁体探测器灵敏体积内产生反应的中子数目，即单位中子能量注量响应，一般简称为响应(cm2)，可表示为

式(2)中，E 为中子能量(MeV)，Φ(E)为能量为E 的中子的注量(cm-2)，M 为探测单元的计数。若在写FM4 卡时将C设为1，则:

式(3)中，as为中子源的面积(cm2)，n 为10B 在材料m 中的原子密度(cm-3)，V 为探测器灵敏体积(cm3)。由模型和表1 可知as=1，n=5.68 ×1020。

3 结果与讨论

利用图1 的结构模型，及不同能量的单能中子源分别对沿中子源入射方向不同厚度的探测单元的中子能量响应曲线进行模拟计算，其结果如图3 所示。

图3 不同厚度探测单元中子能量响应曲线

从图3 中数据可以看出同种厚度的探测单元其能量响应随着中子能量的增大不断减小，这是由于EJ254 中10B 与中子的反应截面随着中子能量的增大而不断减小的原因。中子源能量相同时，其能量响应随着厚度的增加而增加，在比较关心的热中子能区，见表2，探测单元厚度从0.5 cm 增加到1.0 cm 时，能量响应从0.002 72 cm2增加到0.003 95 cm2，增幅大约为45%，从1.0 cm 增加到1.5 cm 时，能量响应从0.003 95 cm2增加到0.004 45 cm2，增幅约为13%，厚度再从1.5 cm 增加到5.0 cm 时，其能量响应从0.004 45 cm2分别增加到0.004 64 cm2、0.004 75 cm2、0.004 76 cm2、以及0.004 77 cm2，增幅并不明显。能量高于1 kev 时，其能量响应随厚度变化并不明显。

表2 不同厚度热中子能量响应

综上所述，当闪烁体厚度为1.5 cm 时，再增加闪烁体厚度对探测器的能量响应及探测效率的提高作用并不明显，但是由于闪烁体的尺寸在一定程度上决定了探测器的体积，增加其厚度会导致探测器的体积增加，从而降低了便携性能并增加了生产成本。因此决定选用厚度为1.5 cm 的闪烁体元件来研制探测器。

［1］Rosenzweig W，Rossi H W.Development of proportional and Geiger-Muller counters with tissue equivalent walls［C］//U. S. Atomic Energy Commission. Annual Report on Research Project.Report NYO-642，Oak Ridge，1955:18.

［2］Schmitz T H，Waker A J，Kliauga P，et al.Design construction and use of tissue equivalent proportional counters［J］.Radi.Prot.Dose.，1995，61(4):309.

［3］Dietze G，Edwards A A，Guldbake S，et al.Investigation of radiation protection instruments based on tissue equivalent proportional counters［C］//Commission of the European Communities.Report EUR-11867EN，1988.

［4］Taylor G C. An analytical corretion for the TEPC dose equivalent response problem［J］.Radi.Prot.Dose.，1995，61(1-3):67.

［5］李桃生.中子辐射防护监测仪表的发展状况.辐射防护通讯［J］.2003，23(2):15-31.

［6］夏文明，贾铭椿，龚军军，等.双探测器中子剂量当量仪的探头设计［J］.原子能科学技术2010，44(增刊):458-461.

［7］夏文明，贾铭椿，龚军军，等.一种新型中子剂量当量仪的能量响应性能分析［J］. 核电子学与核探测技术，2011，31(9):1042-1044.