IHNI-1中子束快中子注量率测量

王谷军，陈 军，李春娟，宋明哲，张紫竹

(1.中国原子能科学研究院，北京 102413；2.北京凯佰特技术有限公司，北京 102413)

IHNI-1中子束快中子注量率测量

王谷军1，陈 军1，李春娟1，宋明哲1，张紫竹2

(1.中国原子能科学研究院，北京 102413；2.北京凯佰特技术有限公司，北京 102413)

为检验和确定用于硼中子俘获治疗(BNCT)的医院中子照射器(IHNI-1)的快中子污染源项，设计了用于快中子注量率测量的包硼235U裂变电离室。利用MCNP程序对电离室的注量响应进行优化设计，计算包裹不同厚度硼壳时电离室的注量响应曲线，最终选择35 mm厚B4C壳作为低能中子屏蔽层。利用该电离室测量IHNI-1热中子和超热中子束的快中子注量率，并与模拟计算值比较。结果显示，实测的中子束比模拟计算结果具有更多的快中子成分，低于国际原子能机构(IAEA)推荐的目标值。

硼中子俘获治疗；医院中子照射器；包硼235U裂变电离室；注量响应；快中子注量率

硼中子俘获治疗(BNCT)中子照射器产生的中子束中含有一定程度的快中子成分，这些快中子与人体作用会产生诸如高传能线密度(LET)的质子等带电粒子，从而造成额外的伤害。由北京凯佰特技术有限公司建造的IHNI-1中子照射器[1-2]，主体为30 kW微型反应堆，对称方向配备2个照射孔道，分别产生热中子束和超热中子束，本研究拟通过实验确认中子束中的污染快中子参数，用以评估照射器品质，制定治疗计划。

1 实验方法

1.1 测量方法

硼中子俘获治疗(BNCT)中子束具有连续谱特性，中子能量从热能至初始源项中子的能量，按能量划分：0.5 eV以下为热中子；0.5 eV～10 keV为超热中子；10 keV以上为快中子。对于这样的连续谱中子束，如需测量10 keV以上能区的快中子注量率，则要求探测器对该能区的中子具有特异的灵敏性，如，含氢正比计数器、过热液滴探测器等[3-4]无法用探测器直接测量。电离室具有简单牢固、性能稳定、易于操作、抗γ辐射能力强等优点，然而常规的235U裂变电离室对低能中子的响应更高，无法从BNCT中子束中识别出份额较少的快中子。为此，利用硼对低能中子吸收能力强的特点，采用适当厚度的硼壳包裹电离室，可较好地屏蔽低能中子的影响，实现快中子注量率的测量。

中子与裂变材料235U作用发生裂变反应，产生轻、重两个裂变碎片，测量一定时间内裂变碎片的脉冲幅度谱，即可获得裂变碎片的计数率，从而通过公式(1)得到中子束中的快中子注量率φf：

(1)

式中，kD为死时间修正因子；kL为甄别阈下裂变碎片计数损失修正因子；kS为铀靶自吸收修正因子；Nf为裂变碎片计数率， s-1；Rf为裂变电离室对10 keV以上中子的注量响应， cm2；kA为10 keV以下中子引起的裂变碎片计数修正因子。

1.2 测量装置

包硼235U裂变电离室结构示意图示于图1。采用的235U裂变电离室为流气式平行板电离室，工作气体为90%Ar+10%CH4，黄铜外壳壁厚0.6 mm，外直径和高度分别为70 mm和41 mm，质量245.86 μg的铀样品采用分子电镀法电镀在直径50 mm、厚度0.35 mm的不锈钢底衬上，样品区直径15 mm，其中235U的丰度为90.023%。电离室收集极为直径50 mm、厚度0.5 mm的黄铜片，靶底衬和收集极通过铝环和支柱固定在电离室内。支柱由直径3 mm的聚四氟乙烯棒和套管组装而成，套管材料为聚四氟乙烯和黄铜两种，内径和外径均为3 mm和5 mm，长度从3 mm到14 mm不等，分别将收集极与地绝缘，将靶底衬接地(收集极为阳极，底衬为阴极)，通过选用不同长度的套管可方便调节极间距。经实验确定电离室的极间距为20 mm，工作高压为500 V。利用MCNP程序对硼壳进行优化设计，计算包裹不同厚度硼壳时电离室的注量响应曲线，结果示于图2，由图2结果可以看出，在相同厚度的情况下，10B的屏蔽效果更佳，但综合考虑经济条件、屏蔽效果、电离室整体尺寸等因素，最终选择的屏蔽层为35 mm厚的B4C壳。该硼壳由1 mm壁厚的镉盒内装B4C粉末制成，密度为(0.593±0.001) g·cm-3，包裹35 mm厚B4C壳时235U裂变电离室的注量响应曲线结果示于图3。由图3结果可以看出，该硼壳对低能中子具有较好的屏蔽效果。

图1 包硼235U裂变电离室结构示意图Fig.1 Structure sketch of the boron-covered 235U fission chamber

图2 包裹不同厚度硼壳时235U裂变电离室的注量响应曲线Fig.2 Fluence response curve of the 235U fission chamber covered by boron shell with different thicknesses

图3 包裹35 mm厚B4C壳时235U裂变电离室的注量响应曲线Fig.3 Fluence response curve of the 235U fission chamber covered by 35 mm thick B4C shell

1.3 修正因子

(1) 死时间修正

测量的脉冲幅度谱未发生堆垒现象，通过设置多道分析器的活时间可自动扣除死时间的影响。

(2) 阈下裂变碎片计数损失修正

在与测量裂变碎片脉冲幅度谱相同电子学条件下，通过测量无中子源时的α粒子脉冲幅度谱，即可确定α粒子最大脉冲幅度对应的道数为75道，将甄别阈选在该道址上，对裂变碎片脉冲幅度谱的下沿进行拟合外推至0道，通过公式(2)可得到阈下裂变碎片计数损失修正因子：

(2)

式中，N阈下为阈下裂变碎片计数；N阈上为阈上裂变碎片计数。

(3) 铀靶自吸收修正

对于单面靶平行板式电离室(2π几何)，在靶厚低于1.0 mg·cm-2时，铀靶自吸收修正因子kS可通过公式(3)计算：

(3)

式中，tU为铀靶的平均质量厚度， mg·cm-2；σ为铀靶平均质量厚度的标准偏差， mg·cm-2；R为裂变碎片在铀靶中的平均射程， mg·cm-2，R=(7.5±0.5) mg·cm-2。

(4) 裂变碎片计数修正因子

以多球谱仪测量的中子能谱(图4)为源项，利用MCNP程序计算电离室对10 keV以上及以下中子和全谱中子的注量响应，通过公式(4)得到：

(4)

式中，N<10 keV和N>10 keV分别为10 keV以下和以上中子引起的裂变碎片计数率， s-1；NT为所有中子引起的裂变碎片计数率， s-1；φ>10 keV/φT为10 keV以上中子和总中子注量率的比值，可通过测量的中子能谱得到；R>10 keV为裂变电离室对10 keV以上中子的注量响应，cm2，R>10 keV=Rf；RT为裂变电离室对全谱中子的注量响应， cm2。

2 测量及模拟结果

实验中，包硼235U裂变电离室实物图示于图5，紧贴孔道口放置，其中心位于中子束中心，当反应堆满功率运行时测量裂变碎片的脉冲幅度谱，结果示于图6，通过公式(1)计算得到中子束中的快中子注量率，结果列于表1，并与模拟计算结果进行比较。由表1数据可以看出，测量的快中子注量率略高于模拟计算值，图4所示由多球谱仪测量的中子能谱[5]也有相同结果。由于照射器的慢化/过滤和准直系统材料中含有一定程度的杂质，且实际构造与理论模拟模型也会略有差异，以致中子能谱的结果稍偏离理论模拟结果。与MCNP模拟结果比较，IHNI-1照射器中子束测量值包含更多的污染中子，单位热中子或超热中子注量率的污染中子剂量率列于表2，由表2数据可见，其剂量份额仍低于国际原子能机构(IAEA)技术报告推荐的目标值2×10-13Gy·cm2[6]，表明IHNI-1照射器的相关设计合理有效，污染快中子的技术指标可以满足BNCT临床治疗和实验研究的要求。

图4 多球谱仪测量和MCNP模拟计算的中子能谱Fig.4 Measured and MCNP simulated neutron spectra

图5 包硼235U裂变电离室实物图Fig.5 Experimental photograph

图6 测量的裂变碎片脉冲幅度谱Fig.6 Measured pulse height spectra of fission fragments

中子快中子注量率/(cm-2·s-1)测量值计算值热中子束229×107(1±0146)204×107(1±0151)超热中子束694×107(1±0073)602×107(1±0083)

表2 单位热中子或超热中子注量率的污染中子剂量率

注：(Kepi+Kf)/φth为单位热中子注量率下超热中子和快中子的空气比释动能率和；Kf/φth为单位超热中子注量率下快中子的空气比释动能率。

3 小结

利用包硼的235U裂变电离室测量了IHNI-1照射器中子束的污染快中子剂量率，同时使用MCNP程序进行模拟，结果表明，测量值包含更多的污染中子，单位热中子或超热中子注量率的污染中子剂量率仍低于IAEA技术报告推荐的目标值2×10-13Gy·cm2，表明IHNI-1照射器的相关设计合理有效，可以满足BNCT临床治疗和实验研究的要求。

[1] Zhou Yongmao, Gao Zhixian, Li Yiguo, et al. Design and construction of the In-Hospital Neutron Irradiator-1〈IHNI-1〉[C]∥Proceedings of 12thICNCT. Japan: ICNCT, 2006: 557-560.

[2] Li Yiguo, Xia pu, Wang xiao, et al. Start-up of the first In-Hospital neutron Irradiator (IHNI-I) & presentation of the BNCT development status in China[C]∥Proceedings of 14thICNCT. Japan: ICNCT, 2010: 371-374.

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[6] Levin V, Andreo P, Dodd B. Current status of neutron capture therapy[M]. Vienna: International Atomic Energy agency, 2001.

Fast Neutron Fluence Rate Measurement for the Neutron Beams at IHNI-1

WANG Gu-jun1, CHEN Jun1, LI Chun-juan1, SONG Ming-zhe1, ZHANG Zi-zhu2

(1.ChinaInstituteofAtomicEnergy,Beijing102413,China； 2.BeijingCaptureTechnologyCo.Ltd.,Beijing102413,China)

To validate and determine the contamination source term of fast neutrons produced by the first in-Hospital Neutron Irradiator (IHNI-1) for boron neutron capture therapy (BNCT), a boron-covered235U fission chamber was designed to be used for the measurement of fast neutron fluence rate. The fluence response of the fission chamber was optimized according to the calculated fluence response curve of the fission chamber covered by the boron shells with different thicknesses with the MCNP code. Consequently, a 35 mm thick B4C shell was used to shield the low energy neutrons. The fast neutron fluence rate of the thermal and epithermal neutron beams was measured with the fission chamber and compared with the simulated values. The results showed that the fast neutron component in the actual neutron beams was more than that in the simulated ones, less than the target value recommended by IAEA.

BNCT; IHNI-1; boron-covered235U fission chamber; fluence response; fast neutron fluence rate

2017-04-14;

2017-05-18

王谷军(1971—)，男，山西太谷人，高级工程师，核科学与工程专业

R815.4;TL72

A

1000-7512(2017)03-0170-05

10.7538/tws.2017.youxian.021