中子源

摘要： 硼中子俘获治疗(BNCT)是一种治疗癌症的新型技术,其可选择性地最大限度地杀灭肿瘤细胞而不损伤正常组织。BNCT的关键是肿瘤细胞内或细胞上必须聚集大量的硼10(;B)原子,且能俘获足够数量的热中子发生致命的快中子;B(n,α);Li反应,在肿瘤细胞和正常组织之间产生大的剂量梯度。BNCT于1936年被正式提出,20世纪60年代初在美国进行了第一次BNCT试验。近年来研究的头颈部肿瘤和复发性头颈部肿瘤的治疗结果以及专门用于BNCT的中子源加速器开发,为BNCT未来的发展应用带来了较为乐观的前景。通过简要介绍BNCT选择性杀灭肿瘤细胞的机制及放射生物学因素,综述BNCT所用硼载体、中子源、硼影像以及BNCT计划的研究进展和临床研究结果。

摘要： 针对中子辐照育种过程中样品中子吸收剂量率计算过程繁琐和计算结果不准确等问题,利用射线传递给样品的能量等效吸收剂量和吸收剂量率随离源距离的增大呈平方反比衰减的关系,推导出不同位置处样品吸收剂量率的计算公式,为中子辐照育种吸收剂量率的计算提供了新方法。以兰州大学Am-Be中子辐照场辐照拟南芥种子样品,使用该方法计算了拟南芥种子样品距中子源5 cm处的吸收剂量率为1.13×10^(-6)Gy·s^(-1)。利用MCNP模拟了该位置拟南芥种子样品的中子吸收剂量率为1.02×10^(-6)Gy·s^(-1),对比分析2种方法的计算结果,利用中子分群理论对新方法的计算结果进行修正,修正后2种方法的计算结果吻合程度较高。本文提出方法可为非辐射物理专业工作人员快速计算中子场中样品吸收剂量率提供参考。

摘要： 微型电子回旋共振(electron cyclotron resonance,ECR)离子源在紧凑型离子注入机、小型中子管、微型离子推进器等领域有着十分广泛的应用.为了深入认识微型ECR离子源的工作机理,本文以北京大学自主研制的一款微型氘离子源作为研究对象,以氢气和氘气放电形成的等离子体为例,发展了一种基于粒子平衡方程的全局模型.研究结果表明,该离子源束流成分与离子源的运行气压和微波功率有着很强的依赖关系.对于氢气放电等离子体,微波功率低于100 W时,离子源可以分别在低气压和高气压情况下获得离子比超过50%的H_(2)^(+)离子束和H_(3)^(+)离子束;当微波功率高于100 W时,可以在很宽的运行气压范围内,获得质子比超过50%的束流.因此,提高微波功率是提高微型离子源质子比的关键.对于氘气放电等离子体,3种离子比例对运行气压和微波功率的依赖关系与氢气放电等离子体的规律基本一致.但是在相同的运行条件下,D^(+)比例比H^(+)比例高10%-25%.也就是说,在微型氘离子源的测试和优化过程中,可以利用氢气代替氘气进行实验,并将质子比测量结果作为相同条件下氘离子比例的下限.

摘要： 核反应堆主要分为生产堆、动力堆及研究堆三种,其中与生产堆及动力堆不同,研究堆的使用用途主要是在于去提供γ辐射源和中子源,而燃料元件作为反应堆内的关键部件之一,在其结构设计方面及芯体材料选择方面都有着更多的要求与限制。文章通过对研究堆燃料元件的结构、类型及发展历程进行综述,为研究堆应用燃料选型提供参考。

摘要： 利用BaF2晶体对 γ 射线探测效率高、时间分辨率好的特点,研制了国内首套由40个BaF2探测器单元组成的 γ 全吸收型探测装置,用于在线测量中子俘获反应截面.在HI-13串列加速器上建立250～850 keV的中子源,其0°角的源强约为5.09×106 n/(Sr·s),使用 γ 全吸收型探测装置,通过瞬发 γ 射线法测量了93Nb、197Au、natC和空样品的实验数据.根据BaF2探测器信号的特征,采用了基线补偿、软件阈值设置、时间窗限定、脉冲幅度积分增长率设置和快慢成分比设置等多种数字化波形分析方法,剔除噪声信号以提高效应本底比.以197Au样品数据为标准,natC样品数据为样品相关性本底,空样品数据为样品无关性本底,采用相对测量法得到了93Nb的中子俘获反应截面实验数据.通过与ENDF评价库数据的比较,验证了测量装置和技术方法的可行性.

摘要： 硼中子俘获治疗(BNCT)是一种新型肿瘤精准治疗方法 ,通过肿瘤细胞内的10B俘获热中子发生核裂变反应产生a粒子和反冲7Li核选择性地杀死肿瘤细胞.将足量的10B选择性递送到肿瘤细胞内部是BNCT成功的关键.本文简要介绍了BNCT治疗肿瘤的理论基础,综述了BNCT所用的中子源和硼递送剂的近期研究进展,简述了BNCT临床治疗试验结果.

摘要： 【英国《国际核工程》网站2020年12月18日报道】俄罗斯库尔恰托夫研究所(Kurchatov Institute)已于近期完成聚变-裂变混合电厂的初步设计。这种电厂将核裂变与核聚变的原理相结合,以聚变反应为中子源,为次临界的裂变堆芯提供中子。

摘要： 大气中子诱发的单粒子效应(NSEE)危害机载电子设备的可靠性安全性,而其作用机理、传播机制与空间SEE有所不同,且缺乏系统级实验研究和具体分析技术.文章对比常规机载电子设备NSEE实验手段,鉴于激光技术具有可精确分辨SEE时空特性、能量连续可调、无放射性、无须抽真空、操作便捷、实验效率高、成本低等特点,探讨脉冲激光实验的阈值等效评估技术、器件敏感功能单元定位技术和故障注入技术;针对电源转换电路关键器件进行失效验证,快速获取了器件—电路—系统的故障特征,包括故障传递模式和阈值条件,为机载电子设备的系统级失效分析提供了有效输入,并期指导机载电子设备抗大气中子单粒子效应的研究、防护设计和验证评价.

摘要： 【美国能源部环境管理办公室网站2021年8月10日报道】美国爱达荷国家实验室(INL)近期准备将一个已贮存40多年的小型钚-铍中子源运往西北太平洋国家实验室(PNNL),供该实验室再次使用。该中子源20世纪60年代由爱达荷核技术与工程中心(INTEC)采购,用于原型仪表测试。

摘要： 中物院核物理与化学研究所研制了一台小型加速器D-T中子源.该中子源为一台高度集成的高压倍加型加速器,包括离子源、加速管、靶室、电源、控制系统和真空系统,整体长度2.6m,重0.87t,可移动和运输.采用氘氚反应产生中子,氘离子由高频离子源产生,氘离子束流可达1.5mA;经三圆筒加速管加速,能量可达250keV;轰击新氚靶产生的D-T中子产额可达2×1011n/s,束斑直径小于10mm.目前,该加速器中子源已用于中子照相技术研究(应用中子产额为5×1010n/s至1×1011n/s),研发了中子成像检测仪;同时,也能用于核参数测量、中子质询等的教研和工业应用.

摘要： 详细分析了中子源系统工作时的中子的放射机理,并根据所放射中子的特点,分析其在不同介质中的衰减规律性,提出了中子有效防护方法.最后定量计算出中子源系统所放射的中子在常见屏蔽物屏蔽前后的剂量值.

摘要： 根据中子源有效性系数的物理意义，建立了基于MCNP程序的蒙特卡罗算法。分别抽样模拟外置14MeV源中子与本征分布源中子的产生及在系统内的输运过程，统计二者引起的泄漏中子计数，其比值即为外置14MeV中子源的有效性系数。计算表明，14MeV入射中子的平均有效性系数随外源距离的变化在一定范围内（100cm～200cm）并不敏感，近似为常数0.78，同时也得到了入射中子相对于252Cf中心点源的有效性系数为0.95，可供相关实验研究参考。

摘要： 根据D-T反应中子的能谱和角分布数据，建立了中子源模型；根据石灰岩地层标准刻度井群数据，建立了井模型。采用MCNP程序模拟了井中中子和γ射线的输运，得到了不同地层密度、不同源距处NaI探测器中的混合γ能谱和非弹γ能谱。在混合γ能谱2.5-4.5MeV能区开窗，混合γ射线相对计数随源距的变化曲线显示，源距应选择在20-80cm范围，密度与混合γ射线计数之间呈现非线性关系。在非弹γ能谱1.0-8.0MeV能区开窗，非弹γ射线相对计数随源距的变化数据显示，源距应选择在20-40cm范围或80cm附近，密度与非弹γ射线计数之间成近似线性关系。

摘要： 本文对252Cf裂变源发射的中子、g射线的模型进行了分析，基于Geant4计算模拟环境建立起252Cf中子源激励铀材料的计算模型，并利用典型算例验证了模型的正确性；数值模拟结果初步表明：通过主动法测量区分不同丰度铀材料是可行的。

摘要： 中子屏蔽是辐射安全中的一个重要课题,为分析铁球壳体对不同能量中子的屏蔽能力,以及出壳中子的能谱分布和所中子诱发的次级伽马能谱的特征,建立了一个简化的球壳物理模型,对不同能量中子在球壳体中的输运过程进行蒙特卡罗模拟计算.得到了能量在0.1keV-14.1MeV之间的各向同性中子源穿过不同厚度铁球壳后的出壳中子及伽马射线谱.结果表明,中子源的能量、屏蔽体厚度均会对出壳中子谱、伽马射线谱及Nn/Nγ比值产生显著影响;对于铁球壳屏蔽结构,当被铁屏蔽体吸收的中子数很少,即归一化的出壳中子总计数略小于1时,出壳中子数随铁球壳屏蔽层厚度的增加而降低,反之,若发生了(n,2n)反应,使归一化中子总计数大于1时,则出壳中子数随屏蔽层厚度增大而增大;对于2MeV的中子源,铁球壳的归一化出壳中子总计数小于1;伽马的总计数均是随着铁球壳厚度的增加先增大后减小,在一定厚度范围内,Nn/Nγ比值随屏蔽体厚度增加而减小.

摘要： 硼砂材料中富含硼元素,硼元素中的10B对中子有较高的吸收截面,为了系统地研究硼砂材料的中子屏蔽性能,以便为实践中采用硼砂作为中子屏蔽材料提供理论指导,建立了硼砂屏蔽单束中子源的屏蔽计算物理模型,采用蒙特卡罗方法,模拟研究了硼砂对不同能量中子屏蔽性能受硼砂层的厚度、硼砂含水率及硼砂压实密度等因素的影响规律.研究结果表明,同等厚度的硼砂或聚乙烯屏蔽材料相比,硼砂对中低能中子的屏蔽性能优于聚乙烯,对中高能中子的屏蔽效果则与聚乙烯相当;硼砂中的结晶水对中子具有慢化作用,若去除硼砂中的结晶水制成无水硼砂,则无水硼砂的屏蔽效果略差于聚乙烯;硼砂与铁等重金属的组合屏蔽材料,对裂变中子源也能起到良好的屏蔽效果,可用于替代聚乙烯-铁复组合屏蔽材料.

摘要： 中子在核能产业以及中子照相、活化分析等核技术应用领域应用广泛，对中子应用过程中的辐射屏蔽问题亟需重视。以一种新型中子屏蔽材料——玻璃纤维/B4C/环氧树脂复合材料为研究对象，基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP，模拟计算了Am-Be中子源产生中子对该材料的透射率；研究了该材料的中子屏蔽性能与传统屏蔽材料的差异以及不同B4C质量百分比对该材料的屏蔽性能影响；根据模拟结果分析了该材料对不同能区中子（慢中子、中能中子、快中子）具有的不同屏蔽性能。研究发现，含10wt%B4C的该种新型玻璃纤维/B4C/环氧树脂复合材料的中子屏蔽性能，尤其是慢中子屏蔽性能较传统的含硼聚乙烯和Al-B4C合金材料更为优异；但随着B4C含量的增大，屏蔽性能提升不明显。本研究验证了蒙特卡罗方法用于中子屏蔽材料优化设计的可行性并为该种新型中子屏蔽材料的优化设计和实验制备提供了理论依据。

摘要： 应用MCNP程序研究了CPR1000压水堆外探测器三维响应因子的计算方法.建立了CPR1000反应堆的三维模型,采用连续能量、多群正向输运与共轭输运方法分别计算了堆外探测器的通量值以及响应因子,经比较得出:对于CPR1000反应堆结构,使用多群正向计算与共轭计算方法所得探测器通量值差别很小;相对于连续能量计算,二者的通量计算结果均有一定的误差,主要由多群核数据引起.在响应因子方面差别不大,而共轭方法可以大幅降低计算时间.最后,给出了应用共轭方法计算得到的三维堆芯响应因子,并指出了传统计算方法存在的问题.

摘要： 应用MCNP程序研究了CPR1000压水堆外探测器三维响应因子的计算方法.建立了CPR1000反应堆的三维模型,采用连续能量、多群正向输运与共轭输运方法分别计算了堆外探测器的通量值以及响应因子,经比较得出:对于CPR1000反应堆结构,使用多群正向计算与共轭计算方法所得探测器通量值差别很小;相对于连续能量计算,二者的通量计算结果均有一定的误差,主要由多群核数据引起.在响应因子方面差别不大,而共轭方法可以大幅降低计算时间.最后,给出了应用共轭方法计算得到的三维堆芯响应因子,并指出了传统计算方法存在的问题.

摘要： 本发明涉及核物理医学领域，具体涉及一种医用中子源和用于医用中子源的核反应堆。将设定温度的冷却剂导入处于亚临界状态的、医用中子源的核反应堆芯。核反应堆芯从亚临界状态转为临界状态直至核反应堆达到额定功率。打开中子输出通道进行中子治疗，在中子治疗期间将反应堆保持在额定功率下运行；中子治疗结束后，关闭中子输出通道，同时反应堆转入亚临界状态。堆芯转入临界状态以及核反应堆在额定功率下运行期间，将进入堆芯的冷却剂温度保持在设定温度不变。

摘要： 本发明涉及核辐射防护技术领域，提供一种基于阵列中子源的均匀热中子场辐射试验装置，包括阵列中子源、屏蔽体、仪表测试通道和搭载平台；所述阵列中子源包括中子源和中子源屏蔽抽屉，所述中子源屏蔽抽屉包括中子源屏蔽抽屉主体和中子源屏蔽抽屉柱塞，中子源屏蔽抽屉主体内放置中子源，中子源上设置中子源屏蔽抽屉柱塞，采用12枚241Am‑Be中子源阵列分布，每两个中子源为一组放置于一个中子源屏蔽抽屉中，其中放置两端的四枚中子源活度均为2Ci，中间10枚均为1Ci，阵列中子源安装于屏蔽体主体中，用于产生中子辐射场。本发明试验装置能够产生较大尺寸的较为均匀的热中子场，对于大尺寸探测仪表进行试验时，准确度高，试验结果可靠。

摘要： 本发明涉及核物理医学领域，具体涉及一种用于人体恶性肿瘤的中子疗法。将设定温度的冷却剂导入处于亚临界状态的、医用中子源的核反应堆芯。核反应堆芯从亚临界状态转为临界状态直至核反应堆达到额定功率。打开中子输出通道进行中子治疗，在中子治疗期间将反应堆保持在额定功率下运行；中子治疗结束后，关闭中子输出通道，同时反应堆转入亚临界状态。堆芯转入临界状态以及核反应堆在额定功率下运行期间，将进入堆芯的冷却剂温度保持在设定温度不变。

摘要： 本发明涉及一种可控中子源替代同位素中子源的中子剂量仪器校准方法，以解决目前中子剂量仪器校准方式导致的中子剂量仪器使用寿命短、故障率高、无法实现现场校准的技术问题。该方法包括：1、获取参考仪器的校准系数NA；2、定位设置参考仪器、可控中子源和待校准中子剂量仪器；3、启动参考仪器和可控中子源，计算校准系数NB1；4、调节可控中子源发射的n个不同强度的中子束流，将n个校准系数平均即得到待校准中子剂量仪器的校准系数NB。本发明提供的方法利用可控中子源和校准过的参考仪器，实现了待校准中子剂量仪器的现场校准。

摘要： 本发明提供了一种可控210Po‑Be同位素中子源的生产方法，包括如下的依次步骤：(1)提供容器、驱动件、圆柱金属基体和Be靶；(2)在圆柱金属基体侧面的部分区域设置含209Bi的化合物；(3)对圆柱金属基体进行辐照处理；(4)将Be靶和圆柱金属基体隔离放置于容器内，启动驱动件并使圆柱金属基体于驱动件的作用旋转并改变圆柱金属基体设置含209Bi的化合物的区域与Be靶的相对位置。本发明在圆柱金属基体的侧面设置的是含209Bi的化合物，该设置不涉及放射性操作，操作方便且能确保操作人员的安全，且可通过控制圆柱金属基体的旋转角度和驱动件输出轴的转速来控制中子发射的强度以及频率，从而解决现有的同位素中子源存在的中子发射难以控制、结构复杂和使用不便等问题。

摘要： 本发明公开了一种生产反应堆启动中子源的方法，其包括如下步骤：步骤S1，将氧化铋和铍的粉末按照预定的重量比进行均匀混合，并压实形成圆柱形的中子源芯块；步骤S2，将一定数目的上述中子源芯块进行封装，形成中子源棒；步骤S3，在核电厂将所述中子源棒插入到燃料组件的控制棒导向管内，然后将该燃料组件布置到反应堆堆芯的合适位置，在反应堆运行过程中，堆芯中子对上述中子源棒进行辐照产生足够数量的中子。本发明还公开了相应的中子源棒。实施本发明，既可用作初级中子源又可用作次级中子源，其具有安全，且容易获得的优点。

摘要： 本发明公开了一种基于D‑T脉冲中子源的高灵敏度中子孔隙度测量方法。本发明采用设置有D‑T脉冲中子源、两个中子探测器和两个伽马探测器的四探测器脉冲中子测井仪器进行测量，获取近、远伽马探测器的非弹伽马计数比和近、远中子探测器的热中子计数比，计算地层的中子孔隙度评价参数，并通过蒙特卡罗数值计算方法建立中子孔隙度评价参数与孔隙度之间的关系，准确确定地层的孔隙度。本发明通过将双中子探测器的热中子计数比与双伽马探测器的非弹伽马计数比相结合，利用中子孔隙度评价参表征地层孔隙度，消除地层密度对含氢指数测量的影响，准确获取地层孔隙度的同时，有效提升了中子孔隙度测井仪器在高孔地层中的孔隙度灵敏度。

摘要： 本发明涉及一种基于可控中子源的中子发生器束流控制系统及控制方法，以解决中子发生器中中子束流测量难度大，不易进行控制调节的技术问题。该系统包括单片机和数模转换器；单片机上设置有PID控制算法，并接收目标靶流值信号；单片机与中子发生器的中子管连接；单片机的输出与数模转换器的输入连接，数模转换器的输出与中子发生器的热丝电源模块的输入连接。该方法包括：1、采集中子管的实际靶流值；2、根据实际靶流值和目标靶流值，通过PID控制算法，计算热丝电源模块实际输出电流的数字量；3、热丝电源模块实际输出电流的数字量经过数模转换器，转换成模拟量后输出给热丝电源模块，直至实际靶流值和目标靶流值相同。

摘要： 本发明涉及中子发生器，具体涉及一种模拟中子发生器及制备方法、可控中子源故障检测方法。本发明的目的是解决现有可控中子源仪器用中子发生器存在中子管在无屏蔽的环境下试验时靶压不能超过20KV，远低于实际工况下的靶压，导致部分电参数不能全面检测，可控中子源仪器一旦出现故障，在没有相关中子屏蔽防护的状态下可能会误出中子射线，导致不能立刻全面检测仪器，只能返厂维修，致使维修周期过长的技术问题，提供一种模拟中子发生器及制备方法、可控中子源故障检测方法。该模拟中子发生器能加高压，能电离但不会出射中子射线，使用该装置后，可以测试高压电路及电离电路，对全面分析仪器参数起到了促进作用，确保了试验的安全性。

摘要： 本实用新型提供一种中子源反演测量验证工装、中子源反演测量验证装置及系统，工装包括：底架、调整架和多个固定机构，所述调整架连接于底架和多个固定机构之间，用于在外力作用下带动固定机构相对底架移动，以调整固定机构的空间位置，所述固定机构用于固定中子源和中子探测器。通过设置调整架，能够调整固定中子源和中子探测器的固定机构的空间位置，从而能够通过布置不同位置、不同数量、不同源强的中子源，以及不同位置、不同数量的探测器，以验证不同响应矩阵特征的中子源反演测量应用场景，为中子源反演测量方案提供工程设计参考，操作便捷、经济实用。