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大气辐射环境效应及其试验方法标准分析陈宇;李明;陈雪晴【摘要】本文在对大气辐射环境及其对航空电子设备危害影响调研分析的基础上,针对JESD 89A、EIAJ EDR-4705、IEC 62396-2、IEC 62396-5、RTCA DO-160方法2X等国外现行航空电子设备大气辐射试验相关试验标准,对比分析各标准的试验目的、适用对象、适用范围以及试验方法、试验用的辐射源,了解各标准的特点,并对大气辐射诱发的单粒子效应试验程序和试验数据处理方法进行了深入研究,得出国外大气辐射试验方法涉及的技术已趋于成熟,鉴于航空电子设备受大气辐射影响越来越突出的事实,提出针对国内辐射源情况制定国内大气辐射试验方法标准的建议.【期刊名称】《环境技术》【年(卷),期】2018(000)0z1【总页数】7页(P195-200,205)【关键词】大气辐射;单粒子效应;航空电子设备【作者】陈宇;李明;陈雪晴【作者单位】航空工业综合技术研究所,北京 100028;航空工业综合技术研究所,北京 100028;航空工业综合技术研究所,北京 100028【正文语种】中文【中图分类】V520引言宇宙射线进入大气层中与大气的氮、氧原子发生核反应产生的混合复杂电离辐射环境，其主要由带电粒子与不带电粒子构成，包括电子、质子、中子、π介子及μ子等粒子，其中，中子是主要的组成部分，航空高度遭遇的大气中子辐射环境较地面恶劣得多。
大气中子入射半导体器件诱发各种扰动或损伤现象，这种现象被称之为单粒子效应，大气中子单粒子效应会导致航空电子设备发生数据错误、丢帧、自动复位、功能丧失及死机等故障现象。
随着航空电子系统复杂性的不断提高以及器件特征尺寸的不断减小，大气辐射环境对航空电子设备的影响逐渐显现，大气中子诱发单粒子效应导致重大事故的案例亦是屡见不鲜，例如2008年10月7日当地时间9:32，一架A330型飞机由新加坡飞往澳大利亚佩斯，机载大气惯性基准单元（ADIRU）间歇输出错误数值，2分钟后飞控主计算机操纵飞机俯仰，这一事故导致119名乘客和乘务员受伤，其中12人受重伤，澳大利亚运输安全局（ATSB）调查小组的评估分析报告显示ADIRU故障诱因直指单粒子效应。
用金活化法测量热中子注量率作者：钟军任敏杨毓枢郭翔博来源：《科技视界》2016年第18期【摘要】金箔在中子场中活化后，采用4πβ-γ符合测量装置测量活化片活度，由此得到了孔道中热中子注量率，将该测量结果与MCNP软件计算结果进行了比较，两者在6%偏差范围内保持一致。
【关键词】金活化法；中子注量率；绝对测量Thermal Energy Neutron Flux Measurement with Au Foil Activation MethodZHONG Jun REN Min YANG Yu-shu GUO Xiang-bo（Nuclear Power Institute of China， Chengdu Sichuan 610005， China）【Abstract】The activity of Au foil was measured by 4πβ-γ coincident device when the foil was activated in neutron field.The neutron flux could calculated by the activity.The flux was calculated by MCNP software also and the deviation was less than 6%.【Key words】Au foil activation method； Neutron flux； Absolute measurement0 概述反应堆中孔道热中子注量率对于反应堆安全、材料辐照等具有极其重要的意义，而长计数管或普通电离室只能对孔道内平均热中子注量率进行测量。
活化法的优点是测量精度高，尺寸小，受空间的限制很少，可得到孔道内任意点热中子注量率。
通常用于热中子的注量率测量的活化片有金、锰、铟和镝等。
由于金片易获取、纯度高，易加工，因此金活化法是目前最常用的一种中子注量率绝对测量方法。
zssPu-Be中子源的辐射剂量监测摘要:本文阐述了对中子源活度的测量及中子源周围环境的辐射剂量监测,给中子源的环境辐射剂量评价提供参考依据,为进入中子源库的实验工作人员提供一个安全的范围。
对中子源的剂量监测既要监测其所产生的中子的强度,又要监测其所产生的γ射线的强度,只有把两者结合起来才能对中子源的辐射危害做出合理的评价,为今后从事中子研究的工作人员的福射安全提供一定的参考价值.关键词:中子源辐射剂量活度中子是一种穿透力很强的间接电离粒子[1],它在物质中的减弱是一个复杂的物理过程,常常还伴随着有辐射,所以测量中子辐射剂量的同时还要测量剂量。
为了现场工作人员安全,要进行中子源屏蔽,屏蔽时一般应该考虑这些物理过程:中子在物质中减弱可分为两个过程:首先是快中子通过与物质的非弹性散射与弹性散射,使中子慢化变成热中子;第二步是热中子被物质俘获吸收[3]。
中子源的辐射危害已经被人们所认识[2],随着中子源在工业生产中的广泛应用,必须做好中子源的辐射监测和防护工作.放射防护的必要性在于保护操作者本人免受辐射损伤,防止了必要的射线照射|,保护周围人群的健康和安全,在应用放射性同位素时,一定要考虑放射防护问题,“预防为主”,合理的使用放射性同位素,避免不必要的射线照射。
1 测量原理与装置238Pu-Be中子源是利用放射性核素衰变时,放出的一定能量的射线,去轰击某些靶物质,产生核反应而放出中子(见图1)。
采用德国BertholdTechnologies公司的LB123中子周围剂量当量仪、FD-3013B检测仪,对238Pu-Be中子源周围环境的辐射剂量进行了监测。
工作原理[1]中子的探测方法基于核反应法。
中子入射到仪器的探头内,被探测器中的10B或6Li核俘获,导致闪烁体发光。
该闪烁光被光电倍增管放大并转换成电信号。
该信号由后续电子学线路进一步处理后送单片机处理系统,由单片机处理系统完成数据采集的处理,并实现显示(见图2,图3)。
什么是个人剂量监测用辐射工作人员个人佩带的剂量计进行的测量或对其体内及排泄物中放射性核素种类和活度所作的测量，以及对测量结果进行的分析和解释。
监测的主要目的是对主要受照射的器官或组织所接受的平均当量剂量或有效剂量做出估算，进而限制工作人员个人接受的剂量，并且证明工作人员接受的剂量是符合有关国家标准的。
附加目的是提供工作人员所受剂量趋势和工作场所条件以及有关事故照射的资料。
个人剂量监测可分为常规监测、操作监测和特殊监测三种不同类型。
常规监测用于连续性作业，目的在于证明工作环境和工作条件是安全的，并且也证明没有发生需要重新评价操作程序的任何变化。
操作监测是当某项特定操作开始时进行的监测。
这种监测特别适用于短期操作程序的管理。
特殊监测是在异常情况发生或怀疑发生时进行的监测。
依据工作人员受照射的情况，个人剂量监测可分为外照射个人剂量监测和内照射个人剂量监测。
外照射个人剂量监测：根据工作人员的工作性质、接受剂量的大小、剂量计的灵敏度和衰退特性等确定外照射个人剂量监测周期。
对剂量计的基本要求是，应能对正常和异常操作情况下所有可能遇到的各种辐射、能量、剂量当量和剂量当量率都能以适当的准确度估算出所接受的剂量当量。
关于剂量计佩带的位置，若使用一个剂量计，则剂量计应佩带在代表躯干表面受照射最强的部位处。
四肢特别是手部受照剂量较大时，需要佩带附加的剂量计。
在高照射量率辐射场的短期照射时，工作人员要佩带几种个人剂量计，特别需要佩带报警剂量计。
为了执行辐射防护最优化纲要和及时防止意外照射，需要佩带报警的个人剂量计，进行即时监测。
用于监测B、X、Y辐射最常用的个人剂量计有胶片剂量计，辐射光致荧光玻璃剂量计和热释光剂量计。
袖珍剂量计和报警剂量计作为外照射个人剂量监测的辅助手段。
对于中子个人剂量监测，除热中子个人剂量监测外，中能中子和快中子个人剂量监测在技术和应用方面还存在一定的困难。
中能中子和快中子个人剂量监测目前采用诸如反照率中子个人剂量计，核乳胶快中子剂量计和固体径迹中子剂量计。
启明星1#次临界装置热中子能谱区裂变率分布测量朱庆福;王璠;史永谦;权艳慧【摘要】启明星1#是我国专门为开展加速器驱动次临界系统研究而建立的国际上第1个具有快-热耦合结构的次临界反应堆实验装置.采用MCNP程序对堆芯裂变率分布进行指导性计算,并参考计算结果布置探测片,用固体核径迹探测器测量了堆芯热区裂变率分布.测量结果显示:堆芯有反射层一端的裂变率比无反射层一端的高;轴向加装反射层末端的裂变率明显增大.测量结果对确定热区的裂变功率提供了数据.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2010(044)009【总页数】4页(P1089-1092)【关键词】加速器驱动次临界系统;启明星1#次临界装置;固体径迹探测器;裂变率【作者】朱庆福;王璠;史永谦;权艳慧【作者单位】中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413;中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413;中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413;中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413【正文语种】中文【中图分类】TL326ADS（加速器驱动的次临界系统）被广泛认为是嬗变核废料的强有力工具［1］，IAEA把它列入新型核能系统中，称之为“新出现的核废物嬗变及能量产生的核能系统”［2－3］。
ADS靠加速器加速高能质子与重靶核发生散裂反应产生大量中子，该散裂中子作为外中子源来驱动次临界反应堆，使次临界反应堆在一定功率下运行［4］。
在次临界反应堆系统的有效增殖因数keff确定后，系统的裂变率仅与外源强度、能量及位置有关。
由于启明星1＃次临界堆芯内中子注量低及栅距小，一些常规方法无法精细测量堆芯轴向及径向物理参数的变化情况。
固体径迹探测器具有体积小、空间分辨率好的特点，为ADS次临界反应堆物理实验研究提供了一种有效方法。
若令n（v）为在中子速度v附近单位速度间隔d v内的中子密度，那么，总的中子密度。
国家质量监督检验检疫总局关于印发《口岸核与辐射监测设备配置及技术功能规范》的通知文章属性•【制定机关】国家质量监督检验检疫总局(已撤销)•【公布日期】2012.06.06•【文号】国质检卫[2012]288号•【施行日期】2012.06.06•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核能及核工业,水运正文国家质量监督检验检疫总局关于印发《口岸核与辐射监测设备配置及技术功能规范》的通知（2012年6月6日国质检卫[2012]288号）各直属检验检疫局：现将《口岸核与辐射设备配置及技术功能规范》印发给你们，请遵照执行。
《口岸核与辐射设备配置及技术功能规范(试行)》(质检反恐办[2011]6号)同时废止。
附件：口岸核与辐射监测设备配置及技术功能规范附件：口岸核与辐射监测设备配置及技术功能规范第一部分总则一、目的为加强口岸入境人员、交通工具、货物、集装箱、行李、邮包、快件等核与辐射监测工作，防范放射性物质经口岸非法输入，有效预防、控制和减少放射性物质对国家安全、人员健康、环境保护造成危害和破坏，规范国境口岸核与辐射监测设备的配置、管理、使用和维护，特制定本规范。
二、适用范围本规范适用于口岸核与辐射监测仪器设备的配置、管理、使用和维护。
检验检疫机构配置的核与辐射监测仪器设备技术指标应不低于本规范技术要求。
第二部分口岸核与辐射监测设备配置和使用要求一、原则口岸核与辐射监测仪器设备的配置和使用应遵循：合理配置，规范使用，有效维护的原则。
二、仪器设备的种类(一)个人剂量计(Personal radiation detectors，PRDs)。
是用于佩带在人体躯干用来测定佩带者所受 X或γ辐射外照射个人剂量当量和个人剂量当量率的检测仪器，主要用于核与辐射工作人员的个人防护。
(二)便携式核与辐射监测仪(Hand-held Radiation detectors instruments)。
便携式核与辐射监测仪种类较多，目前常用有以下几种：1．便携式X和γ剂量率仪(Hand held X and gamma dose rate meter)：用于X和γ辐射剂量率测定的便携式仪器。
工业技术科技创新导报 Science and Technology Innovation Herald58DOI：10.16660/ki.1674-098X.2018.29.058系统级单粒子效应性能评估的中子辐照试验方法简介陈启明1,2 郭刚1,2 张付强1,2 祁琳1 韩金华1,2 文章1,2(1.中国原子能科学研究院 北京 102413;2.国防科技工业抗辐照应用技术创新中心 北京 102413)摘 要：随着半导体工艺和航空工业的不断发展，航电系统在大气中发生单粒子效应的可能性越来越高，使得航空飞行器在可靠性和安全性方面的风险越来越显著。
通过调研国际上中子单粒子效应的加速器地面模拟试验研究方法和现状，总结了大气中子能谱的地面加速器模拟结果，并重点介绍了散裂中子源上开展航电系统系统级性能评估的地面辐照试验方法和流程。
关键词：大气中子 单粒子效应 中子辐照试验方法中图分类号：TL5 文献标识码：A 文章编号：1674-098X(2018)10(b)-0058-03高能粒子与微电子器件材料相互作用会引发单粒子效应（SEE ），导致材料性能退化、电子器件功能失效、电子系统故障。
近地空间（20～100keV ）中子是主要的辐射粒子，也是诱发飞行器航电系统发生单粒子效应的最主要原因[1]。
中子单粒子效应相关的试验研究，国外已经开展了近30年。
早在1984年，Silberberg等人就预言了大气中的中子和带电粒子能够引起微电子器件发生单粒子效应[2]。
但是直到1991—1992年，IBM和Boeing的联合飞行实验才证实了大气中子会引起微电子器件发生单粒子效应[3]。
自此，大气中子单粒子效应对航电系统的危害开始引起业内的广泛重视[4-5]。
依据国际航电系统故障经验，商用航电系统不能复现的故障中约20%归因于单粒子效应[6]，而其中中子单粒子效应占比在90%以上。
中子单粒子效应会导致航电系统发生功能故障，严重时可使其可靠性降低几个数量级。
中子探测器的研究现状及其趋势探析发布时间：2021-06-03T09:30:36.133Z 来源：《基层建设》2021年第2期作者：刘素志[导读] 摘要：近些年，世界各国都加强了对中子探测器的研究。
与核反应堆中子源装置相比，加速器中子源装置由于具备更高的安全性、结构更加简单、建造与维护成本较低，因此其更适合运用在有限的场所中。
中核控制系统工程有限公司 100176摘要：近些年，世界各国都加强了对中子探测器的研究。
与核反应堆中子源装置相比，加速器中子源装置由于具备更高的安全性、结构更加简单、建造与维护成本较低，因此其更适合运用在有限的场所中。
但是需要注意的是，加速器中子源装置难以提供足够通量的中子，且出射的中子束的方向性及准直性也不如核反应堆中子源，所以还需要进一步研究。
下文对此展开了分析。
关键词：中子探测器；BNCT；趋势1 中子的性质中子作为一个自旋为1/2 的费米子，呈现电中性且有微小的磁矩。
然而处于原子核外的自由中子并不能稳定存在，会发生β-衰变变成一个质子、一个电子以及一个电子反中微子，半衰期约为10.6 分钟。
故而无法长期地储存自由中子，中子需要由中子源来产生供应。
常见的中子源有三种：（1）放射性同位素中子源。
它既可以通过某些轻元素（如：铍（Be）、硼（B）、氟（F）等元素）与放射性核素衰变发射的α 粒子或高能γ 射线发生（α，n）或（γ，n）反应来产生中子；也能通过超铀元素自发裂变来产生中子，常用元素如：252Cf。
这种类型的中子源的优点在于其制作和应用都比较便捷，且体积小。
（2）加速器中子源。
经过加速器加速后的带电粒子轰击靶核，发生核反应从而产生中子。
此类型的中子源的优点在于其能在很宽的能量区间内生成单能中子，如：基于2H（d，n）3He 反应的加速器中子源可以获得能量为2.5 MeV 的单能中子，基于3H（d，n）4He 反应的加速器中子源可以获得能量为14 MeV 的单能中子。
第33卷第6期原子能科学技术V o l.33,N o.6 1999年11月A tom ic Energy Science and T echno logy N ov.1999热中子参考辐射场包宗渝 岳 骞 陈 军 汪建清(中国原子能科学研究院放射性计量测试部,北京,102413)在中国原子能科学研究院重水反应堆热柱上建立了热中子参考辐射场。
中子能谱用飞行时间法测量;中子注量率用金活化箔和235U电离室两种探测器进行绝对测量,其结果分别为1114×106(1±112%)c m-2・s-1和1115×106(1±212%)c m-2・s-1。
对束的空间分布、镉比和Χ本底剂量也进行了测量。
其中,镉比为111×104(1±10%),Χ本底剂量在40c m和100c m处分别为5m Gy・h-1和0.9m Gy・h-1。
关键词 中子能谱 中子注量率 空间分布 镉比 Χ剂量中图法分类号 TL375117 TL37514热中子场是国际标准化组织ISO28529文件[1]推荐的重要的中子参考辐射场之一。
中国原子能科学研究院重水反应堆热柱提供了很好的热中子源[2],通过对一系列参数的测量,在热柱上建立热中子参考辐射场。
1 中子能谱测量利用飞行时间法,用机械选择器对中子能谱进行了测量[3]。
选择器是直径为207mm的圆盘,它由2层不锈钢中间夹1层镉片组成,3片各厚015mm。
在圆盘边缘半径100mm处有2条互为180°的狭缝,缝宽2mm,径向长5mm。
选择器由直流马达驱动,转速为5000r・m in-1。
圆盘转动时,当其中1条狭缝对准反应堆孔道时,中子束通过并起飞,而另1条狭缝也正好通过由发光二极管和光敏三极管相对组成的凹形槽,二极管发出的光恰好不受圆盘阻挡而穿过狭缝,被三极管接收形成电脉冲,成为中子束的起飞信号。
中子探测器3H e正比计数管距选择器圆盘9719c m,和中子束垂直放置。
实验装置示于图1。
电子学线路框图示于图2。
用常规延迟线和脉冲发生器产生的随机脉冲作起始信号这两种办法对测量系统的道宽和线性进行了刻度[3]。
此外,在不同飞行距离下测量中子能谱,根据同一能量的中子(如飞行时间谱上峰值对应的中子)所得到的不同飞行时间进行推算,得到系统的时间零点为(9613±0195)Λs。
为降低本底,在孔道原准直器[4]内增加了1个由铅、聚乙烯和镉相间制成的内径为包宗渝:女,58岁,实验核物理专业,研究员收稿日期:1998208230 收到修改稿日期:1998212214图1 实验装置示意图F ig .1 Experi m en tal setup 1——中子准直孔道;2——机械选择器;3——中子束;4——含硼石蜡屏蔽体;5——3H e 正比计数管(探测器);6——3H e 正比计数管(监视器);7——发光二极管和光敏三极管组成的凹型槽;8——机械选择器转盘正面图3mm 、长度为25c m 的准直器。
测量本底时,用随机脉冲代替正常的中子起飞信号作为时幅转换器TA C 的起始信号以测量飞行时间谱。
另外,也曾在孔道口用2mm 厚的镉片阻止热中子束,仍旧用光敏三极管的脉冲作TA C 的起始信号进行测量。
结果表明:两种方法测得的本底在统计范围内是一致的,在峰值处,本底份额约为9%。
对飞行时间谱进行了空气衰减修正和时间分辨率(19Λs ・m -1)修正。
经计算,前者为2%～5%,后者远小于011%,可忽略不计。
根据中子飞行时间t 和其能量E 的关系,并考虑到3H e 正比计数管的探测效率正比于1 E ,中子能谱5(E )可表示为5(E )=C t 25(t )。
其中:C 是和飞行距离有关的常数;5(t )是飞行时间谱。
所得中子能谱5(E )示于图3,峰值在0103eV ,平均能量为01049eV 。
图2 电子学线路框图F ig .2 E lectron ics b lock从图3可看出:在相应中子能量为0101eV 处,谱形略有突起;此外,实验曲线与理论M axw ell 分布有相当偏离,这是因为反应堆活性区的中子穿过重水和石墨形成热中子后,又受到反应堆准直器内50c m 长单晶硅的散射和吸收的缘故[4]。
显然,这个实验能谱对于准确测定该热柱的中子注量率是有重要意义的。
115第6期 包宗渝等:热中子参考辐射场2 中子注量率的绝对测量用金活化箔和235U 电离室两种方法对中子注量率进行绝对测量。
核反应197A u (n ,Χ)198A u 活化截面和235U (n ,f )裂变截面都是国际原子能机构I A EA 推荐的标准反应截面,其数值以及随中子能量的变化Ρ(E )已准确知道(评价核数据库END F B 2 )。
根据这些数值,并利用上述测得的中子能谱,按照Ρ-=∫5(E )Ρ(E )d E ∫5(E )d E ,求出这两个核反应在本中子场的能量平均截面分别为8416(1±1%)×10-28m 2和48416(1±1%)×10-28m 2。
再根据样品中的核数目,可求出中子注量率。
211 金活化箔法样品是厚约30Λm 、<10mm 或<14mm 的纯金箔,用十万分之一天平称量以求得197A u 的核数目。
中子辐照时间为10～24h 。
生成的198A u 的活度用4ΠΒ2Χ符合计数器测量,并进行由于样品自吸收需作的Β效率外推修正(01976)。
辐照期间中子注量率的不稳定造成的修正[5]小于0105%。
212 235U 电离室法电离室系平板式,极间距离16mm ,极间电压24V ,收集极为012mm 厚磷青铜,外壳为0165mm 厚黄铜。
流气系90%A r +10%CH 4混合气体。
样品235U 浓缩度为9012%,用分子电镀法定量制备,底衬是厚013mm 不锈钢。
铀电镀膜<12mm ,铀量在100～210Λg 之间,定量的不确定度为1%。
由于样品均匀而且很薄,加之使用了性能很好的电荷灵敏前置放大器,所以测得的裂变碎片谱谱形非常好(图4),Α粒子脉冲和裂变碎片脉冲分辨得十分清楚,计数阈很容易确定。
对裂变碎片计数进行的修正如下:1)阈下损失的裂变计数110032～110063;2)由于样品自吸收损失的裂变计数[6]110071～110140;3)阈上Α粒子本底019999;4)不锈钢底衬等对入射中子产生的衰减110451。
图3 反应堆热柱中子能谱F ig .3 N eu tron energy spectrumof the reacto r therm al co lum n曲线为M axw ell 分布;温度为19℃图4 裂变碎片脉冲幅度谱F ig .4 T he pulse heigh t spectrum of the 235U fissi on fragm ents进行了3轮测量。
测量时,反应堆功率为9000(1±10%)k W 。
金箔和铀样品背对背垂直215原子能科学技术 第33卷置于中子束上,金箔在前,距孔道口65～70c m 。
入射中子注量率用3H e 正比计数管和计算机多路定标系统监测。
将测量结果归一,得到金活化箔和235U 电离室两种探测器在距孔道口70c m 处测得的热中子注量率分别为1114×106(1±112%)c m -2・s -1和1115×106(1±212%)c m -2・s -1。
可以看出,两者在不确定度范围内符合得很好。
3 空间分布、镉比、Χ本底剂量测量用载硼核乳胶、3H e 正比计数管和235U 电离室测量中子注量的空间分布。
测量结果表明:该场是准直得很好的中子束,但有发散,发散角半宽度为218°;束内中子注量分布不均匀,由中心向外减弱。
中子注量在x (水平方向)、y (垂直方向)、z (中子束方向)3个方向的分布示于图5。
用高纯Ge 低本底反康普顿Χ谱仪[7]测量金活化箔包镉前后在辐照20h 后的活化计数,测得镉比为111×104(1±10%),镉片厚1mm。
图5 中子注量率在x 、y 、z 三个方向的分布F ig .5 T he neu tron fluence rate distribu ti on along x ,y ,z directi on s(a )——y =0c m ,z =80c m ,沿x 方向分布;(b )——x =0c m ,z =80c m ,沿y 方向分布;(c )——x =y =0c m ,沿z 方向分布用FJ 2347A 型Χ剂量仪测量可知:中子束上的Χ剂量很小,在距孔道口40c m 和100c m 处分别为5m Gy ・h -1和0.9m Gy ・h -1。
测量时,为减少中子影响,在孔道口挡了厚1mm 的镉片。
丁声耀、容超凡同志参加了部分工作;苏树新、石宗仁、王远大、刁立军等同志给予过帮助;重水反应堆运行人员给予了许多协助,作者在此表示衷心感谢。
参 考 文 献1 In ternati onal Standard ISO 28529.N eu tron R eference R adiati on fo r Calib rating N eu tron 2m easu ring D evices U sed fo r R adiati on P ro tecti on Pu rpo ses and fo r D eterm in ing T heir R espon se as a Functi on of N eu tron 315第6期 包宗渝等:热中子参考辐射场415原子能科学技术 第33卷Energy.19892 仲 言1重水反应堆1北京:原子能出版社,1998:323 包宗渝,陈 军,岳 骞,等1重水反应堆热柱中子能谱测量1青岛大学学报,1997,10(2):664 石宗仁,曾宪堂,张 明1高纯热中子束装置及设计1核技术,1989,12(3):1435 Bao Zongyu,Rong Chaofan,Yang X iaoyun,et al.A b so lu te M easu rem en t of C ro ss Secti on s of27A l(n,Α) 24N a and56Fe(n,p)56M n R eacti on s.Ch in J N ucl Phys,1993,15(4):3416 W h ite PH.A lpha and F issi on Coun ting of T h in Fo ils of F issileM aterial.N ucl In strum M ethods,1970,79: 17 王远大,刁立军,唐培家1H PGe低本底反康普顿Χ谱仪1核电子学与探测技术,1997,17(4):256THE NEUTRON REFERENCE RAD I AT I ON F IELDAT THE THER M AL ENERG Y REGI ONB ao Zongyu Yue Q ian Chen Jun W ang J ianqing(Ch ina Institu te of A to m ic E nergy,P.O.B ox275220,B eij ing,102413)AB STRA CTT he therm al neu tron reference radiati on field at therm al co lum n of the heavy w ater reacto r of Ch ina In stitu te of A tom ic Energy(C I A E)has been estab lished.Its energy sp ectrum has been m easu red by u se of a chopp er.T he ab so lu te fluence rate has been acqu ired by u sing bo th go ld activati on techn ique and a235U i on izati on cham ber.T he resu lts are resp ectively1.14×106(1±1.2%)c m-2・s-1and1.15×106(1±2.2%)c m-2・s-1. T he neu tron fluence distribu ti on along x,y,z directi on s,its cadm ium rati o and the gamm a ray do se of the beam have also been m easu red as w ell.T herein,the cadm ium rati o is1.1×104(1±10%)and the gamm a ray do ses are5m Gy・h-1(40c m to the ho le of reacto r)and0. 9m Gy・h-1(100c m),resp ectively.Key words N eu tron energy sp ectrum N eu tron fluence rate F luence distribu ti on Cadm ium rati o Gamm a ray do se。
