D_T中子源快中子照相准直屏蔽系统设计

D-T 中子源快中子照相准直屏蔽系统设计窦海峰唐 彬吴 洋（中国工程物理研究院 核物理与化学研究所 绵阳 621900）摘要 减少散射中子对成像质量的影响是快中子照相的关键技术之一。本文采用 MCNP 程序完成了 D-T 中子源快中子照相准直屏蔽系统的设计，该设计具有很好的中子散射屏蔽效果，能够将实验室墙壁的散射中子数 量降低一个量级，大大减少了成像的对比度失真；同时，能够增加约 20%的中子源强，提高了成像速度。 关键词 快中子照相，散射中子，D-T 中子源，准直屏蔽系统中图分类号 TL99快中子照相(FNR)具有很高的穿透能力，可用于检测复合材料中轻、重元素的分布，也可用于大 铸件内部结构的缺陷检查、航空器件的锈蚀检测、 考古文物的分析以及爆炸物的检查等。由于快中子 能轻易穿透高 Z 材料与内部的低 Z 材料反应，美国 核安全部(NNSA)把 FNR 列为评价核武库安全的重要手段1,2。快中子散射(包括样品散射和环境散射)是影响 快中子成像质量的主要因素3 。由于实验所用的 D-T 中子源近似为各向同性分布源，大量的源中子 会经过与实验室内装置及实验室墙壁的散射到达转 换屏，这部分散射中子对快中子照相的结果影响很大。本文主要采用蒙特卡洛方法分析了实验室环境对快中子的散射46，初步完成了快中子照相屏蔽装 置设计。1FNR 散射分析设为 20 cm12 cm 的圆柱状 238U 样品，实验 室空间为 16 m16 m3.5 m，墙壁混凝土密度为 2.3 t/m3，靶点位于实验室平面中心，距地面 1.5 m，距 屋顶 2 m；源物距 2 m，物屏距 1 m。起始中子数为6.81010 ns1sr1，对有、无实验室墙壁进行模拟分 析，所得屏中心点各能区中子的归一化计数见表 1。表 1 有、无实验室墙壁时相对中子计数比较Table 1 Comparison of neutron number with or without the wall of the lab.能区 Energies /MeV00.10.111223344556674.931071.95109783.721096.3910101.791072.34108894.341092.6910109.051086.981099105.361091.9610107.041083.2810910111.031081.0310103.791082.2110911121.941081.811092.531081.2910912132.11082.331092.691081.2210913141.181071.141071.341081.15109Total1.121061.62107有墙壁 With wall无墙壁 No wall能区 Energies /MeV有墙壁 With wall无墙壁 No wall由 MCNP 程序7模拟分析，一个源中子透射样品的概率(相对中子计数)为 5.09108。表 1 结果表 明，实验室墙壁的散射可使到达屏位置的中子计数 提高将近一个量级；实验室墙壁散射中子经过多次 散射，有约 1/2 处于 1 MeV 以下，可通过合适的介 质进行吸收。为降低环境散射对快中子成像的影响，须有快 中子屏蔽装置：在加速器靶点位置加准直屏蔽系统，中国工程物理研究院科学技术发展基金(2008B0103002)资助减小中子源向实验室空间的辐射；在成像系统处加成像装置屏蔽系统，降低散射中子到达成像屏位置 的数量(图 1)。2准直屏蔽系统设计FNR 准直屏蔽系统的功能，一是提高样品位置 中子注量率；二是对中子束准直；三是降低散射中第一作者：窦海峰，男，1979 年出生，助理研究员，2005 年于中国工程物理研究院获硕士学位，从事反应堆物理及核技术应用收稿日期：2010-04-15，修回日期：2010-07-25第 10 期窦海峰等：D-T 中子源快中子照相准直屏蔽系统设计755子对成像质量的影响，即散射中子尽可能低，也能降低环境剂量水平。在热中子能区，热中子准直器 内层材料就可很好吸收准直角之外的热中子而有良 好的准直效果。然而，14 MeV 中子与物质主要发 生散射反应，吸收截面非常低。因此，快中子准直 屏蔽装置内层须为快中子的反射层，以提高中子源 强(现有加速器产额一般均较低，仅 1010 n/sec/sr，快 中子照相的信噪比低，这是目前快中子照相的技术 难点之一8)。反应截面较小，无毒，价格低廉，且易于加工。第二层材料选泽含硼聚乙烯作为慢化材料，也能吸收 部分中子。第三层材料选择碳化硼。最后一层材料 是铅板(或者铅橡胶)，屏蔽中子产生的次级 射线。图 2 不同材料反射层反射中子能谱Fig.2 Neutron energy spectra of different materials as a neutron reflector.图 1 FNR 屏蔽系统设计示意图Fig.1 Schematics of the shielding system for FNR.准直屏蔽装置分为四层(图 1)，第一层为反射效 果较好(散射截面较大、吸收截面较小、散射后中子 能量变化较小)的材料；第二层为慢化快中子能力较 强的材料，慢化穿透第一层的中子；第三层材料主 要吸收经过充分慢化、能量较低的中子；最后一层 材料为 Pb，屏蔽前三层的中子核反应产生的次级 射线。2.1材料选择用 MCNP 程序模拟了铍、硼、铜、铀、铁、钨、 铅、石墨等材料对中子的反射效率，计算限定中子 穿透率均为 5%，对应的材料厚度分别为 4.636、16.66、44.075、17.8、17.27、18.93、25.63、17.6 cm。 计算采用 14 MeV 各向同性分布源。各种材料层的 反射中子能谱见图 2。在 1314 MeV 能区，反射中 子相对份额较高的材料依次是石墨、铁、硼和铜。 其中，铁和铜的反射中子能量在 1 MeV 之内的份额 较高，而石墨和硼反射层的反射中子在 513 MeV 能量区间的份额较高。图 3 为穿透过来的中子能谱。穿透重金属反射 层的中子主要处于 12 MeV，快中子慢化效果好。 第一层材料穿透过来的中子分布在 2 MeV 以下份 额较高的依次是钨、铀、铜和铁，穿透中子能谱相 对偏软，有利于后层材料的进一步慢化吸收。综合考虑，选择铁作为准直器第一层材料。铁 产生 1314 MeV 反射中子数量较高，非弹性散射中 子能量主要在 2 MeV 以下，便于慢化吸收。其(n,)图 3 穿透各种材料的中子分布能谱Fig.3 Energy spectra of neutrons penetrating different materials.2.2结构尺寸设计2.2.1铁反射层长度 在理论上，源物距增加可提高准直比，成像效果好，但由于目前源产额及成像设备的性能局限性， 在 D-T 加速器上的试验表明5，增加源物距并未获 得更好的图像。本文的源物距为 50 cm(对应设计目 标视场直径 30 cm 的装置空间角为 10.2)。在准直角范围内到达样品处的中子数与无反射层时到达样品处的中子数的比值，称为中子增益。 由图 4，准直角 2.58的 14 MeV 快中子增益最大； 其次是 2.585.14准直角的 14 MeV 快中子增益， 为 15%21%；而 5.1410.2准直角的 14 MeV 快 中子增益均5%，说明散射中子的向前份额较大， 且 5.14之外的增益较小，则准直角5.14即可。756核技术第 33 卷图 4 反射层对 14 MeV(a)及 514 MeV(b)中子增益Fig.4 The gain factor of 14 MeV (a) and 514 MeV neutrons (b) vs length of the Fe reflector.图 4 中，准直长度30 cm 时，准直角2.58和2.585.14准直角的 14 MeV 快中子增益随准直长 度增加，而 5.1410.2准直角的 14 MeV 快中子增 益随准直长度增加而减小；准直长度达 30 cm 后， 快中子增益均趋平缓。因此，铁反射层长度为 30 cm。对绝大多数材料，共振区能量上限都低于 5MeV，能量为 5 MeV 以上的快中子与物质反应截面 变化不大，对中子穿透能力影响较小。而且能量较 低的中子反应截面较高，FNR 图像对比度较好。所 以实验时 D-T 快中子源中带有反射层，以便获得的 图像将会更清晰。装置出口中子出射角分布情况见图 5。以准直 出射方向为参考方向，与准直方向越接近的单位弧 度空间角内中子注量率越高，说明准直效果较理想。2.2.2 铁反射层厚度铁反射层长度为 30 cm，不同厚度反射层、不 同角度范围内 14 MeV 中子数、单位立体角内 14MeV 中子数见图 6，其中，A 后数字为反射层厚度(cm)。散射到准直器出口的 14 MeV 中子数随反射 层厚度增加，但准直角在 10.2内的散射中子份额变 化很小。故散射层厚度对反射中子数量的影响较小。图 5 铁反射层出口单位弧度内中子数分布Fig.5 Neutron distribution in unit solid angle at exit of the Fe reflector.图 6 不同角度范围内(a)和单位立体角内(b)的 14 MeV 中子数，A 后数字为反射层厚度(cm)Fig.6 14 MeV neutron number in the different solid angles (a) and in unit solid angle (b).Reflectors of different thicknesses (e.g. A5 represents 5 cm) were simulated.第 10 期窦海峰等：D-T 中子源快中子照相准直屏蔽系统设计757考虑整个装置其余各层的慢化、屏蔽所作的进一步分析如图 7 所示，其中 E 后数字表示该段能区 能量上限(MeV)，第一项图例“EE”表示能量上限 为 0.05 eV。随着反射层厚度增加，14 MeV 中子数 量剧减，反射层厚度达 25 cm 时趋于平缓，穿透中 子数相对值约为 6.6；反射层厚度再增加，穿透反 射层的总中子数剧减，能量小于 2 MeV 的中子占全 部穿透中子的 85%左右。故铁反射层厚度为 25 cm。2.2.3含硼聚乙烯慢化层厚度 准直器铁反射层厚度为 25 cm，在不同厚度的含硼聚乙烯慢化层下，穿透中子分布的模拟结果见 表 2 及图 8。经铁材料非弹性散射后，中子能量降 至 2 MeV 以下，它们在含硼聚乙烯内进一步慢化。 随着含硼聚乙烯慢化层厚度的增加，各能区的中子 数减小，低能区中子因与硼核吸收而数量减小趋势 较大。根据慢化层慢化模拟效果，慢化层厚度为 25 cm。图 7不同厚度铁反射层的穿透中子的相对通量，E 后数字表示该段能区能量上限(MeV)The flux of 14 MeV neutrons penetrating Fe reflector ofFig.7different thicknesses. The number after E represents the uplimit (in MeV) of the energy region, and EE=0.05 MeV.表 2 不同厚度含硼聚乙烯慢化层的穿透中子分布Table 2 Distribution of the neutrons penetrating boracic polyethylene moderator of different thicknesses.51015202530354045厚度 Thickness/cm3.711034.611028.052.101031.0310220.31.191034.1410328.96.811042.2410330.43.891041.3310329.22.201048.0710427.31.251044.9210425.57.151052.9810424.04.081051.8210422.514 MeV总量 Total份额 Ratio /%2.2.4碳化硼吸收层厚度准直器铁反射层厚度和含硼聚乙烯慢化层厚度 均为 25 cm，模拟分析穿透中子的分布随碳化硼吸 收层厚度变化(表 3)。表 3 不同厚度碳化硼屏蔽效果Table 3 Shielding effect of B4C of different thicknesses.能区吸收截面低于低能区吸收截面。B4C 厚度每增加 5 cm，相对中子计数减少约 1/2。若准直屏蔽系统须将实验室环境中的中子数降低 5 个量级，B4C厚度应为 30 cm。厚度 Thickness /cm14 MeV总量 Total3.221041.491046.851053.091051.401056.241062.741061.171061.261037.541044.411042.491041.371047.381053.921052.06105510152025303540图 8 穿透中子比较(第一、二层效果)Fig.8 The neutron penetration from the Fe or FeCH2reflector and the moderator of boron-containing polyethylene.由表 3，随着 B4C 厚度的增加，各能区的穿透中子数减小，14 MeV 中子数减小趋势较大，而高758核技术第 33 卷约比前面来的中子数低两个量级，故背面屏蔽层的厚度可低于其他方向的屏蔽层。图 9 给出了该 FNR 屏蔽装置起作用后中子转换屏位置的中子能量分布 情况，并与有墙与无墙时的该位置中子能量分布作 了比较。表 5 则给出了这三种条件下的中子计数。2.3准直屏蔽系统效果在该准直屏蔽系统出口处，在准直角为 2.58 的中子源强分布如表 4 所示。14 MeV 中子源强比 无准直屏蔽系统时增加约 20%，如计入 514 MeV 能区的中子，则增益效果更为明显。表 4 有、无准直屏蔽系统源强比较Table 4 Neutron source intensity (in 104) with or without shielding collimator system.准直屏蔽 Collimator1314MeV514 MeV014 MeV有 Yes无 No6.0745.0496.2497.3323成像装置屏蔽系统准直屏蔽装置的外围中子强度虽能降低 5 个量级，但实验样品也会将快中子强度降低 4 个量级， 加上准直角对源强的减弱效果，实验室散射对快中 子成像的影响依然很大。增设成像装置屏蔽，方可 降低实验室墙壁散射对成像质量的影响。在环境散射分析中，由转换屏背面来的中子数图 9 实验室墙壁及屏蔽装置对 FNR 散射中子的影响Fig.9 Effect of the walls and shielding system on flux of the scattered neutrons.表 5 三种实验条件下中子计数比较Table 5 Comparison of neutron number in three experimental condition.模拟情况 Simulation conditions有墙壁 With walls无墙壁 No wall有屏蔽装置 With shielding1.121065.091081.071061.621075.091081.111073.091075.091082.58107中子总计数 Total neutrons透射中子计数 Penetrated neutrons散射中子计数 Scattered neutrons在无墙情况下，经样品散射到达屏位置的相对中子计数为 1.11107，有墙壁散射时，相对散射中 子计数达到 1.07106，上升一个量级，安装屏蔽装 置后相对散射中子计数下降约 4 倍(2.58107)，此 时，经屏蔽装置到达转换屏位置的环境散射中子的 相对计数约为 1.47107，基本与样品自身散射数量 相当，环境散射对 FNR 成像质量的影响大为降低。4中子源场分布及剂量分析经上述准直屏蔽及成像装置屏蔽，源物距分别 为 1 m(视场 20 cm)和 2 m(视场 40 cm)的 FNR 视场 内中子源强分布见图 10。成像视场内中子分布较均 匀，满足 FNR 对源中子分布的要求。模拟计算表明， 无准直屏蔽系统，实验室墙外侧及中子源准直方向 实验室外侧中子和光子辐射剂量水平分别为 26.70 和 225.9 Sv/h；准直屏蔽后分别为 5.39103 和0.336 Sv/hr，均低于个人辐照剂量限值 2.5 Sv/h。图 10视场内中子源强分布Fig.10Distribution of incident neutrons intensity in the eye shot.5结论为降低环境散射对成像质量的影响，并降低实 验人员的辐射剂量水平，本文设计了 FNR 准直屏蔽 系统。该设计能降低实验室环境的散射水平，使其 基本达到与样品自身散射中子数量相当的程度，降第 10 期窦海峰等：D-T 中子源快中子照相准直屏蔽系统设计759低了 CCD 暗电流，提高了成像质量；该准直屏蔽系统能够提升样品位置 14 MeV 中子强度约 20%， 提高了 FNR 成像速度；采用该设计，成像视场内中 子源分布均匀，满足照相要求。为进一步降低实验室散射中子水平，可考虑如 下措施：(1) 实验环境无大面积散射物体，减少环境散 射，如把实验装置设立在空旷地方；(2) 选择产额高、准直性良好的快中子源，可 同时解决环境散射和中子源准直问题；(3) 相当部分的散射中子能量低于 1 MeV，设 计具有阈值的快中子转换屏，能减少样品散射对成 像质量的影响。参考文献3Ambrosi R M, Watterson J I W, Kala B R K. Nucl InstrMeth Phys Res B, 1998, 139: 286292Frank Dietrich, James Hall, Clint Logan. AIP Conf Proc,1997, 392: 837840Rahmanian H, Ambrosi R M, WattersonJ I W. Nucl InstrMeth Phys Res A, 2002, 477: 378382Matsubayashi Masahito, Hibiki Takashi, KaichiroMishima, et al. Nucl Instr Meth Phys Res A, 2004, 533:481490Briesmeister J F. MCNP A General Monte Carlo N-Particle Transport Code: LA-12625-MR. USA: LANL, 1997唐 彬, 周长庚, 霍和勇, 等. 中国科学(G 辑: 物理学、力学、天文学), 2009, (8): 13301336TANG Bin, ZHOU Changgen, HUO Heyong, et al. Science in China Series G: Physics, Mechanics & Astronomy, 2009, (8): 13301336456781Kim K H, Klann R T, Raju B B. Nucl Instr Meth Phys ResA, 1999, 422: 929932Takenaka N, Asano H, Fujii T, et al. Nucl Instr Meth PhysRes A, 1999, 424: 73762Design of a shielding collimator system for fast neutron radiographywith D-T neutron sourceDOU HaifengTANG BinWU Yang( Institute of Nuclear Physics and Chemistry, China Academy of Engineering Physics, Mianyang 621900, China )Abstract A key point of fast neutron radiography (FNR) is to decrease the effect of scattered neutrons on theimaging. This gives a preferable design of a shielding collimator system for FNR with a D-T neutron source. M-C simulation results showed that the neutrons scattered from the walls could be decreased to about one tenth, and the effect of contrast distortion induced by scattered neutrons was greatly reduced. And intensity of the fast neutron source increased by 20%.Key words Fast neutron radiography (FNR), Scattered neutrons, D-T neutron source, Shielding collimator systemCLC TL99