桶型3He中子探测器探测效率标定装置设计分析研究

于嘉蕾,侯 龙,王 琦

(中国原子能科学研究院,北京 102413)

0 引 言

在后处理生产过程会产生某些具有自发中子裂变特性的物料，这些物料随着生产过程其位置、形态和质量均会发生变化，但由于生产环境的特殊性，这些物料难以离线测量分析，需要采用大量的中子探测器进行在线测量，因此对这些中子探测器开展准确、快速的标定测量具有重要的实际意义。本文针对后处理生产工况的实际需求，设计了可一次对多根3He中子探测器进行标定测量的立式桶型中子探测器探测效率标定测量装置，对该装置的材料选型、功能结构开展数学建模，选用252Cf中子源并基于蒙特卡罗程序对立式桶型中子探测效率标定测量装置的中子慢化能谱、中子探测效率、中子及γ屏蔽效果进行分析计算。

1 桶型中子探测效率标定装置设计及建模

为了对大量的中子探测器进行高效的标定测量，本文基于待测3He中子探测器，设计了一次可对多个中子探测器进行标定测量的桶型中子探测效率标定装置，对中子源及慢化屏蔽材料进行了选型，并对该标定装置构建了MCNP计算模型。

1.1 3He管中子探测器

立式桶型中子探测效率标定测量装置系统选用252Cf中子源作为测量源，其半衰期为2.65 a，中子射线平均能量为2.348 MeV，大部分中子属快中子。对于252Cf源还需考虑两部分γ射线:252Cf源自身α衰变产生的平均能量为0.8 MeV的γ射线以及中子经过慢化层俘获反应后产生的γ射线。

3He对热中子的反应截面最大(5.3×10-25m2)，广泛用于正比计数器中，热中子与3He的反应为：3He+n→1H+3H+765 keV。3He管中子探测器主要通过记录中子与3He发生核反应时放出的带电粒子在探测器中引起的电离来实现中子探测[1]。由于其探测效率高，不用低温保存，且具有对γ射线灵敏度低，结构简单，性能稳定等特点而得到了广泛应用[2-3]。基于以上性能特点，在后处理生产线中将使用大量3He中子探测器，因此需提前将3He探测器探测效率计算分析，并进行归一化处理。

由于3He探测器对热中子探测效率高，为提高热能区的中子注量率需要选择合适的慢化材料。由于不同能量的中子与物质相互作用具有各自的特点，需要对不同能量的中子源选择不同的慢化体并进行结构设计。本文采用分层复合慢化设计方式：先使用含氢较高的材料(如聚乙烯、水、重水等材料)将透射中子慢化为热中子；再加上对热中子有较大吸收截面的材料(如含锂、硼、稀土元素等材料)将热中子充分吸收；此外中子与屏蔽材料相互作用的过程中[4]，会产生大量γ射线，最外层还需使用中高原子序数的元素做γ射线屏蔽材料[5]。

综上，本装置最内层采用聚乙烯作为中子慢化材料，中间采用含硼聚乙烯作为热中子吸收材料，最外层采用铅作为伽马射线屏蔽层的复合屏蔽结构。

1.2 蒙特卡罗方法

蒙特卡罗方法又称为随机抽样技巧或统计实验方法，是一种以概率统计理论为指导的一类数值计算方法，能够比较逼真地描述模型的特点和物理过程，在粒子输运问题中应用广泛。MCNP程序是由美国阿拉莫斯实验小组经过多年研究编制的大型蒙特卡罗计算程序集，主要用于复杂三维几何结构中的中子、光子、中子-光子耦合输运问题[6]，适用的光子能量范围为10-3～105MeV，中子能量范围为10-11～20 MeV，电子能量范围为10-3～103MeV，也可以计算反应堆中临界本征值问题。MCNP程序在模拟过程中，首先设置入射粒子的位置、能量、入射角度以及靶材料和探测器等物理参数，然后利用概率统计方法对入射粒子进行输运跟踪，模拟粒子与原子核的相互作用过程，并统计相关物理数据[7]。

本文使用MCNP程序建立了立式桶型慢化屏蔽装置及后端集成电子学部件的3He探测器的相关计算模型，分析了该装置慢化材料厚度选取的合理性，并对探测器探测效率进行模拟，最后计算了装置外中子及伽马射线剂量，分析了慢化体的慢化能力及屏蔽体的屏蔽效果。

1.3 探测效率标定测量装置MCNP建模

基于MCNP建立的桶型中子探测效率标定测量装置模型如图1所示，其中图1(a)为桶型中子探测效率标定测量装置x-z面，从内到外依次为源管(内部放置252Cf中子源)、3He管探测器、聚乙烯慢化屏蔽层、镉层作为热中子吸收层，最外层为铅层用于屏蔽γ射线；图1(b)为桶型中子慢化屏蔽装置x-y面，可见源管放置圆柱形聚乙烯中子慢化材料中心，12根3He计数管等距放置在外圈，聚乙烯、含硼聚乙烯、镉层及铅屏蔽层如图示。

图1 桶型中子探测效率标定测量装置结构图Fig.1 Structure of barrel type neutron detection efficiency calibration measuring device

其中，待标定的3He管探测器尺寸为φ50 mm×235 mm，工作电压为1 180 V，气压为0.4 MPa,后端由电荷灵敏前级、主放大电路、成型电路、基线恢复电路、高通滤波电路、甄别电路以及高低压电源集成了电子学模块，结构如图2所示。

图2 3He中子探测器结构图Fig.2 Structure of 3He neutron detector

2 桶型中子探测效率标定装置计算分析

本文根据后处理生产过程及设计需求，运用MCNP程序分别计算了桶型中子探测效率标定装置的聚乙烯慢化层的慢化能力及效果，不同位置12根3He管中子探测器的探测效率以及源管、探测器上方及屏蔽体周围的剂量。

2.1 聚乙烯慢化效果计算

通常使用聚乙烯作为中子慢化体时，在使用同一中子源的情况下，探测效率随慢化体厚度增大而增大，但通常在聚乙烯慢化体厚度>5 cm后，探测效率没有明显提高[8]。由于慢化体太大会使装置过大，如何在可放置的12根探测器的情况下，保证聚乙烯慢化体厚度的合理性，本文设计聚乙烯慢化体厚度为10 cm，并对不同能量的中子源在有无慢化材料时的中子能量分布进行了计算。通过计数卡F4进行模拟计算后，统计中子源未经慢化材料与经过慢化材料后，不同能量区间中子计数如表1所示，通过折算其中子能量分布如图3所示。由图3可看出，中子慢化效果良好，所设计10 cm厚度的聚乙烯慢化体已达到慢化效果。

表1 不同慢化材料下不同能量区间中子计数Table 1 Neutron counting under different moderating material

图3 探测器位置中子能量分布Fig.3 Neutron energy distribution of detector and neutron placement tube

2.2 探测器探测效率模拟计算

本文计算252Cf中子源置于装置中心时，桶型中子探测效率标定装置中子源周围待标定的12根3He管中子探测器的探测效率,其计算结果如表2所示。通过计算结果显示，使用本装置一次性对12根探测器基于同一中子源的探测效率进行标定测量时结果均匀，可以较好地实现大量的中子探测器准确、快速标定测量，为实测使用提供了良好的计算分析基础。

表2 探测器探测效率计算结果Table 2 Results of detection efficiency under different positions

2.3 中子及γ屏蔽计算

为保证探测效率及探测器中子能谱稳定性，同时考虑辐射剂量必须满足辐射防护的要求，需要开展屏蔽计算。如前所述，由于252Cf中子源自身α衰变产生以及中子与慢化材料发生辐射俘获还会发射γ射线，因此在屏蔽设计时需要同时考虑中子与γ的辐射防护问题，本文选择放射性活度约为1.7×106n-1s-1的Cf-252源开展中子及γ屏蔽计算。本设计的桶型中子探测效率标定装置其聚乙烯慢化层外有30 cm的含硼聚乙烯、镉层中子吸收体及5 cm的铅层屏蔽γ。本文通过MCNP程序开展三维几何建模，使用中子、光子注量-剂量转换卡(DE和DF)，计算装置外中子及γ剂量当量率，其中，中子、光子注量-剂量转换系数参照ICRP-21号报告[9-11]。考虑到测量过程中会更换探测器，因此除了对装置周围区域剂量率开展了计算外，还分别对探测器上方位置剂量率及源管内剂量率进行了计算，结果如表3所示，从计算结果看装置的屏蔽效果好，满足监督区剂量率小于2.5 μSv/h的辐射防护的要求。

表3 装置不同位置的辐射剂量率Table 3 Radiation does rates at different locations 单位:μSv·h-1

3 结 论

本文设计了一套可对多个3He中子探测器进行标定测量的桶型中子探测效率标定装置，对该装置的材料、结构进行了蒙特卡罗建模分析，对慢化层的慢化能力及效果，不同位置中子探测器的探测效率以及装置周围中子及γ剂量进行了计算分析。结果表明，本装置能够满足后处理生产过程中物料测量对大批量3He探测器探测效率标定的需求，为实际工作提供了有效的技术基础。