中子活化法

　　中子活化法，即利用某种反应截面已精确测定的材料，放入中子场中某一点测定，照射一段时间，取出测量它所放出的β或γ反射性，根据衰变纲图可算出此材料中形成的放射性核峰活度，从而求得中子通量密度。

　　该方法的主要优点在于：由于反射性核素放出的是β射线(或γ射线)，而β(或γ)射线的绝对测量比中子容易得多；探测器是一块激活片，体积小，不易使被测中子场的通量密度发生畸变，所以特变适用于测量反应堆内中子通量密度分布的情况、无γ本底。一般在中子场中总伴随有较强的γ射线本底，但是γ射线一般不会使薄激活片活化；活化探测器灵敏度可以在很大的范围内变化，只要适当选择活化材料及其厚度。这种方法可测量小到1/cm2 s的中子通量密度，也可以测量大到~1014/cm2 s的中子通量密度；由于激活片材料的中子截面都存在着尖锐共振，选择不同材料，就可以测量不同能量的通量密度。但是这种也存在缺点：不能连续指示通量密度随时间的变化。因为，放射性核素形成是一个累计的过程，而测量和照射在时间上是分开的，因此只适用于测量稳定的中子通量密度。激活材料的选择：材料的中子活化截面随中子能量的变化必须精确知道。在测量弱中子通量时，应选择截面大的材料，否则激活放射性很弱，统计涨落太大。当测量强中子通量时，应选择截面小的材料，否则放射性过强，探测器容易被阻塞；材料要纯，特别不能混有高激活截面的杂质。材料也要容易加工成薄箔，使自吸收因素减小；要求反应物的半衰期适宜于测量。一般都选在几分钟到几天之间。半衰期不宜太短，否则可能给操作和测量带来困难，但也不宜太长，否则将要求很长的照射时间和测量时间。

　　表1中列出了一般常用的几种活化材料及其性质。其中最常用的是铟，它的反射性产物116In有亚稳态和基态，它们是同质异能态。亚稳态的半衰期是54.1分钟，基态的半衰期为14.1秒。为了测量分析方便，在使用In时都选用半衰期为54.1分钟的激活放射性。为了除去半衰期为14.1秒的放射性，在铟片照射后等待一段时间再进行测量。例如等待三分钟后，半衰期14.1秒的放射性中剩下万分之一了，而半衰期54.1分钟的反射性还有95%。另一种材料，金，其截面也很大，它的衰变纲图很简单，材料本身很纯，也容易加工成薄箔，所以一些中子通量的绝对测量往往用金做激活片。镝的活化截面特别大，可惜不存在单体的镝，这就限制了它的应用范围。

　　对于BNCT来说，由加速器打靶产生的中子能量很高，需要慢化到超热中子。近年来，虽然BNCT中子源中能量较高的快中子（En>10keV）已经被尽可能适当地慢化，但十到数百keV能区内的快中子依然存在，很难被彻底去除。这种能量稍高于超热中子能量的快中子具有较大的相对生物学效应，会对人体的正常组织造成不必要的伤害。所以，为了评估BNCT中子源的品质，估计癌症病人在治疗过程中受到的侵害性中子辐照剂量，精确测量BNCT中子源中超热中子和十到数百keV能区中子的通量密度就显得十分必要了。

　　在这里介绍一种基于活化法的中子通量密度监测器，其由关兴彩博士设计。超热中子通量密度监测器，其激活材料不是选用常用的铟，而是选择GaN(几何尺寸为10×10mm2，厚度0.1mm)作为激活材料，放置在一个直径为73.0mm的聚乙烯球(中子吸收材料)的几何中心位置，聚乙烯球的外面由厚度为0.05mm的热中子吸收材料Cd箔覆盖。整个监测器的直径为73.1mm。通过理论计算，该超热中子通量密度监测器对超热中子十分灵敏，且具有在超热中子能区内平坦的灵敏度曲线，而对热中子以及能量较高的快中子的灵敏度却明显较低。

　　对10到数百KeV能区中子通量密度监测器的设计，是由两个外形上几乎相同的监测器组成，结构由外到内为：吸收剂、慢化剂、吸收剂和Ga基片。区别在于使用的材料种类、中子吸收材料的厚度、中子慢化材料直径等。通过MNCP计算，过对两个中子通量密度监测器的灵敏度做差，可以有效地去除热中子、超热中子以及能量较高的快中子对监测器灵敏度的贡献，同时能够得到在十到数百KeV能区内平坦的监测器灵敏度曲线。

　　而对两种监测器性能测试实验的结果表明，本论文当前工作设计的这两种中子通量密度监测器可以分别用来精确测量BNCT中子源中超热中子和十到数百keV能区中子的通量密度，估计它们的测量精确度分别不超过5%和10%。表明当前工作设计的这两种不同类型的中子通量密度监测器均可以在不用测量中子能谱的情况下精确测量BNCT中子源中宽能量范围中子的通量密度。

　　基于退火热量分析法

　　在制作热中子探测器时，将晶体硼均匀地与磷灰石矿物混合，这里的硼为与中子发生核反应的靶核，磷灰石(也可是任意的矿物晶体)为离子形成损伤的介质，二者按各占50%比例均匀混合后制成探测器母体样品。其中晶体硼粒度为2μm左右，磷灰石粒度为75~150μm，这样选择是为了使其与中子发生核反应后生产的α和Li粒子尽可能多地从硼颗粒中穿出来，发射到磷灰石中，在磷灰石中留下核径迹即沉积能量。

　　从制作的母体样品中取出7个样品，每个样品质量均在5以上。将样品放入已知中子通量密度的中子场中进行辐照，辐照7个时间段，分别为8、16、24、32、40、48、56h，使7个样品中沉积不同的能量。然后对辐照后的样品加热退火处理，用量热仪测量其退火热量。接着对照射时间和放热量进行直线拟合。确定中子通量密度的关系式。

　　最后从剩余母体样品中取出一份样品，放置于待测中子场中进行辐照，确定辐照时间和放热量，根据关系上就可以得到该中子场的中子通量密度。特别需要注意的是该中子场必须与刻度时所用中子场要有相似的中子能谱。

　　我国的杨铜锁等人利用这种原理设计一种新型中子探测器，并对其进行校准，测量某一标准热中子通量密度为5.108×1011cm-2/s,标准为5×1011cm-2/s，误差在2%，符合要求。并且，他们的方法制作的探测器体积小，可制成不同形状，便于反应堆不同环境下中子通量密度测量。选取相应中子能量反应截面较大的元素，该探测器还可以测量不同中子能量的通量密度。

　　自给能”中子探测器

　　这是从上世纪60年代发展起来的一种探测器，主要用于反应堆内的中子通量测量。其结构如图所示。

　　中心的发射体为活化材料，经过中子辐照后变成反射性物质，放出β粒子。这些β粒子穿过绝缘体到达收集极，经同轴电缆将信号引出，直接用电流计就可测量其电流。收集到的电流(即β电子流)是与材料的β反射性活度成正比的，而材料的活度与中子通量成正比。所以用测到的电流值可表示堆芯中子通量的大小。这种探测器信号电流全来自辐射体不断地发射的电子，不需要另外的电源，所以叫“自给能”探测器。

　　常用的发射体有铑和钒。这两种发射体的主要特性见下表2：

　　灵敏度：对直径为0.5mm，每单位长(1cm)的发射体，没单位中子通量密度所产生的电流

　　燃耗率：在1014个中子/(cm2 s)下的燃耗率(%/月

　　自给能探测器可以做得很小，发射体可选=0.5、1或2mm，整个探测器的外径则是=2~4mm，探头可做成刚性，也可以做成柔性的。便于伸入堆芯进行中子注量率的监测和描绘。这种探测器设备简单，不需要电源，可连续测量，有的堆芯中放置几百个探头，是一种目前很受重视的堆用监测仪器。

　　铑和钒是最常用的发射体材料，使用时输出电流从零到达0.9饱和值的时间称为响应时间，对铑和钒来说，分别是3分钟和13分钟。铑的活化截面最大，因而灵敏度最高，但是随之燃耗寿命也短。钒的燃耗明显的小，因而在反应堆中使用得较普遍，一般可以使用几年。