含硼閃爍體探測器能量響應性能分析

吳 昊，賈銘椿，夏文明，龔軍軍

(海軍工程大學核能科學與工程系，武漢 430033)

中子個人劑量儀是工作人員在可能受到中子照射時需要佩戴的用來進行個人劑量監測的儀器。目前，使用較多的中子個人劑量儀主要有2 種，一種是基于等效正比計數器的，另一種是基于半導體計數器的。Rosenzweig 和Rossi等［1］首先在20 世紀50年代采用組織等效正比計數器(TEPC)研制中子劑量監測儀，這類中子劑量監測儀一般都有較好的中子能量響應［4］，但是其靈敏度較低，為了提高探測器的靈敏度，在其設計制作上做了很多改進，比如增大探測器的有效體(面)積，在內部摻入一些能產生核反應的材料等，盡管這些方法很有效，但還是會存在噪聲等方面問題，起初，這種計數器被制作成場所劑量儀表，但是其體積比較大，不便于攜帶，隨著電子技術不斷的發展，TEPC 的應用取得了很大進步，制成的儀器很小，人們可以將其裝進口袋，用于個人劑量儀的優越性逐步體現［5］。基于半導體計數器的個人劑量儀雖然具有較高的靈敏度，但是其能量響應性能卻不太好。近年來，硅光電二極管作為一種光敏元件在許多場合得到廣泛應用，具有體積小、重量輕、工作電壓低、功耗低、響應速度快等優點，但一般不宜直接作為探測中子、γ 等穿透能力較強的核輻射的元件，需要根據被測對象特性外加輻射轉換物質。因此有必要研制基于硅光電二極管的中子個人劑量儀。

在設計這些中子個人劑量儀時，必須要考慮諸如探測效率和能量響應等參數，以前都需要通過實驗的方法對這些參數進行測量，要動用中子源、靜電加速器等大型實驗裝置，工作量相當大，經費開支也較大，隨著計算機技術的發展，在計算機中進行模擬計算的方法已經逐漸成了中子個人劑量儀的參數性能分析的一種可行的方法，并經過了實驗的驗證，不僅速度快，而且可以大大節省設計時間和經費開支［6，7］。

1 研究對象

本文的主要內容是一種基于硅光電二極管3590 -08 的新型中子個人劑量儀的設計工作的一部分，選取含5%10B的塑料閃爍體EJ254 作為輻射轉換物質，因為10B 與中子的反應截面較大，由表1 可知，5%10B 單位體積內10B 原子數最多，從而能夠提高探測效率，該塑料閃爍體發光效率為7 500光子/1 MeVe-，輸出最大波長為425 nm，而由日本濱松公司開發研制的硅光電二極管3590 -08 具有低電容、高速響應、高穩定性以及較好的能量分辨率等特性，其波譜響應范圍為340 ～1 100 nm，能夠與EJ254 很好匹配。本文設計的探測器結構框圖如圖1 所示。

圖1 探測器結構示意圖

通過計算不同厚度的EJ254 塑料閃爍體探測器的能量響應，選取最佳的探測元件厚度，為中子個人劑量儀的設計提供參考依據(表1)。本文采用了MCNP 程序來完成相關的計算工作。

2 計算方法

MCNP 是美國Los Alamos 實驗室應用理論物理部的蒙特卡羅小組研制的大型蒙特卡羅中子、光子、電子輸運程序，可以用于計算中子、光子和電子或它們的藕合通道問題，也可以用于計算核臨界問題。其能力強，應用廣泛，并且含有多種蒙特卡羅技巧。用MCNP-4c 程序模擬中子源輻射含10B 閃爍體探測器的過程如下:

1)建立中子輻射含10B 閃爍體探測器的幾何模型，并描述源的幾何特征。

2)建立物理模型，包括組成探測器的各種物質的成分，原子分數和密度等，中子源的能量分布，模擬結果記錄的空間位置，物理內容等。

3)根據上述模型的信息，填寫MCNP 程序inp 輸入卡。

4)運行輸運程序。

5)從otp 輸出文件中提取我們所需要的信息，處理計算結果。

根據上述5 個步驟，建立中子源輻射含10B 閃爍體探測器計算模型。

表1 EJ254 物理與閃爍常數

為了使計算簡便，將含10B 閃爍體探頭簡化為橫截面為1 cm2，厚度分別為0.1 cm、0.2 cm、0.3 cm、0.4 cm、0.5 cm、1 cm、1.5 cm、2 cm、3 cm、4 cm 以及5 cm 的立方體，在其中心右側10 cm 處放置一個面積為1 cm2的單一方向發射的正方形中子面源，其能量分布包括0.001 ev 到10 Mev 等21 個單能中子源。立方體外側為一球心在立方體中心，半徑為20 cm 的球殼，探頭與球殼之間充有空氣。建立模型如圖2所示。

圖2 探頭計算模型示意圖

在MCNP 模擬計算程序中有多種計數方案，其中F4 卡用來計算穿過一個幾何區域徑跡長度的平均通量，即記錄進入某一個幾何體里的粒子數;Fm 卡是計數乘子卡，該卡用來計算如下形式的任何量

其中Φ(E)是關于能量的粒子注量，單位是粒子數/cm2，R(E)是一個計算因子，表示加或乘上一個響應函數，該響應函數取自截面數據庫或者某個特殊指定的量。常數C 是歸一化標量。要想獲得發生某種反應的粒子數，只需在此卡里輸入該反應的微觀截面號即可。

本文用如下方法計算含硼閃爍體探測器能量響應:通過F4 計數卡與FM 計數乘子卡相配合，并在FM 卡上輸入中子與10B 發生反應的微觀截面號，MCNP 程序就可以計算出進入含硼閃爍體探測器靈敏體積內與10B 發生核反應的中子數。記錄卡的格式為FM4(C m 107)，C 是倍增系數，m 是材料編號，107 指m 材料的(n，α)類型核反應的微觀截面號。由上述方法得出的結果就是單位中子注量輻射時含硼閃爍體探測器靈敏體積內產生反應的中子數目，即單位中子能量注量響應，一般簡稱為響應(cm2)，可表示為

式(2)中，E 為中子能量(MeV)，Φ(E)為能量為E 的中子的注量(cm-2)，M 為探測單元的計數。若在寫FM4 卡時將C設為1，則:

式(3)中，as為中子源的面積(cm2)，n 為10B 在材料m 中的原子密度(cm-3)，V 為探測器靈敏體積(cm3)。由模型和表1 可知as=1，n=5.68 ×1020。

3 結果與討論

利用圖1 的結構模型，及不同能量的單能中子源分別對沿中子源入射方向不同厚度的探測單元的中子能量響應曲線進行模擬計算，其結果如圖3 所示。

圖3 不同厚度探測單元中子能量響應曲線

從圖3 中數據可以看出同種厚度的探測單元其能量響應隨著中子能量的增大不斷減小，這是由于EJ254 中10B 與中子的反應截面隨著中子能量的增大而不斷減小的原因。中子源能量相同時，其能量響應隨著厚度的增加而增加，在比較關心的熱中子能區，見表2，探測單元厚度從0.5 cm 增加到1.0 cm 時，能量響應從0.002 72 cm2增加到0.003 95 cm2，增幅大約為45%，從1.0 cm 增加到1.5 cm 時，能量響應從0.003 95 cm2增加到0.004 45 cm2，增幅約為13%，厚度再從1.5 cm 增加到5.0 cm 時，其能量響應從0.004 45 cm2分別增加到0.004 64 cm2、0.004 75 cm2、0.004 76 cm2、以及0.004 77 cm2，增幅并不明顯。能量高于1 kev 時，其能量響應隨厚度變化并不明顯。

表2 不同厚度熱中子能量響應

綜上所述，當閃爍體厚度為1.5 cm 時，再增加閃爍體厚度對探測器的能量響應及探測效率的提高作用并不明顯，但是由于閃爍體的尺寸在一定程度上決定了探測器的體積，增加其厚度會導致探測器的體積增加，從而降低了便攜性能并增加了生產成本。因此決定選用厚度為1.5 cm 的閃爍體元件來研制探測器。

［1］Rosenzweig W，Rossi H W.Development of proportional and Geiger-Muller counters with tissue equivalent walls［C］//U. S. Atomic Energy Commission. Annual Report on Research Project.Report NYO-642，Oak Ridge，1955:18.

［2］Schmitz T H，Waker A J，Kliauga P，et al.Design construction and use of tissue equivalent proportional counters［J］.Radi.Prot.Dose.，1995，61(4):309.

［3］Dietze G，Edwards A A，Guldbake S，et al.Investigation of radiation protection instruments based on tissue equivalent proportional counters［C］//Commission of the European Communities.Report EUR-11867EN，1988.

［4］Taylor G C. An analytical corretion for the TEPC dose equivalent response problem［J］.Radi.Prot.Dose.，1995，61(1-3):67.

［5］李桃生.中子輻射防護監測儀表的發展狀況.輻射防護通訊［J］.2003，23(2):15-31.

［6］夏文明，賈銘椿，龔軍軍，等.雙探測器中子劑量當量儀的探頭設計［J］.原子能科學技術2010，44(增刊):458-461.

［7］夏文明，賈銘椿，龔軍軍，等.一種新型中子劑量當量儀的能量響應性能分析［J］. 核電子學與核探測技術，2011，31(9):1042-1044.