14 MeV快中子照相准直屏蔽系统的设计与优化

王 捷，李雅男，李桃生，王永峰,*

(1.中国科学院 核能安全技术研究所，中子输运理论与辐射安全重点实验室，安徽 合肥 230031； 2.中国科学技术大学，安徽 合肥 230026)

快中子照相是一种优良的无损检测技术，与X射线、热中子照相等具有互补性。快中子单色性好、穿透力强，适合检测较厚样品，尤其适用于复合材料中重元素包裹的轻元素检测，在航空航天、武器库存、安保等领域具有广泛的应用前景[1-4]。为此，国内外争相开展快中子照相研究，但由于受中子源限制，研究进展较缓慢。中国科学院核能安全技术研究所FDS凤麟核能团队自主设计的强流氘氚中子源科学装置(High Intensity D-T Fusion Neutron Generator, HINEG)已成功产生14 MeV的中子，中子产额达6.4×1012s-1 [5-7]，并基于HINEG产生的高品质强流14 MeV中子，研制了一套高分辨的快中子照相系统。

快中子照相系统主要由中子源、准直屏蔽系统和像探测系统3部分组成，这3部分决定了快中子照相系统性能参数如空间分辨率和图像对比度等。对中子源和探测器固定的快中子照相系统而言，设计良好的准直屏蔽系统是搭建高分辨快中子照相系统的关键。准直屏蔽系统的主要作用是通过限制中子出射角度的分布以减少散射中子，减小散射中子对图像信息的干扰或掩盖，从而提高图像分辨率；同时屏蔽伴随产生的γ射线，减少γ射线对成像的干扰，提高图像分辨率，最终将快中子准直成适合快中子照相的中子束[8-13]。为此，国内外针对准直屏蔽系统开展了模拟分析及实验研究。例如，2010年，窦海峰等[13]设计了一套基于D-T中子源的快中子照相准直屏蔽系统，该准直屏蔽系统具有很好的中子散射屏蔽效果，但未分析准直束的其他特性参数；2011年，刘洋等[10]开展了D-T快中子照相准直屏蔽体设计及中子束特性的模拟研究，分析了准直屏蔽体对中子束特性参数如中子注量均匀性、中子注量率等的影响规律，但未考虑产生的散射中子，且准直束中产生的γ射线份额较多，会对成像产生影响；2012年，Sabo-Napadensky等[14]对14 MeV的D-T快中子照相的准直屏蔽系统进行了设计及实验研究，研究发现设计的准直屏蔽系统降低了准直束中的散射中子，但未评估准直束中产生的γ射线。

本文针对基于HINEG搭建的一套快中子照相系统，设计与之相匹配的准直屏蔽系统，并综合评估其准直束特性参数。准直束的特性参数主要包括照射视野范围内的中子能谱及注量率、γ射线能谱及注量率、直射中子注量率与γ射线注量率比值(φd/φγ)、直射与散射中子注量率比值(φd/φs)及准直束中子注量率的不均匀度等，这些特性参数直接影响着快中子照相系统的图像分辨率和图像对比度等性能。其中，φd/φγ越高，γ射线对成像干扰越小，使得图像对比度越高；φd/φs越高，即散射中子越少，图像分辨率越好[8]。为此，采用中国科学院核能安全技术研究所FDS凤麟核能团队自主研发的中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC对快中子准直屏蔽系统进行设计，研究准直屏蔽系统中材料构成和几何尺寸对准直束特性参数的影响，同时采用MCNP5程序对SuperMC计算结果进行对比验证，并通过优化提高φd/φγ和φd/φs，确定最优的准直屏蔽系统设计方案。

1 计算模型与方法

HINEG可产生14 MeV的中子，计算时设置中子源强为6×1012s-1。像探测系统由转换屏和像探测器组成，转换屏选用转换效率较高的BC408型塑料闪烁屏(中子能量探测下限为0.5 MeV)；像探测器选用科学级CCD相机。基于该中子源和像探测系统设计相应的准直屏蔽系统，采用SuperMC建立了基于HINEG的快中子照相模型，如图1a所示。利用SuperMC进行准直屏蔽系统设计，获得初步方案。计算并分析不同的内衬结构、材料及尺寸对准直束特性参数的影响，从而确定最优的准直屏蔽系统设计方案。

考虑到中子能谱、角分布和源形状等因素均会对准直束的能谱、注量均匀性等特性参数造成影响，为更真实地进行模拟计算，建立直径φ=1 cm的面中子源模型。其中，源模型的中子能谱和角分布数据通过D-T反应中子源程序dTTdyE计算获得，如图1b所示。通过D-T反应产生的中子能量绝大多数为14 MeV，但有少部分中子能量偏离14 MeV，其能量范围为13～15 MeV。因此，在模拟计算时将能量En>13 MeV的中子视为直射中子(未经碰撞的中子，能量未损失)。

图1 快中子照相系统的SuperMC模型(x-z剖面)(a)与HINEG中子能谱(b)Fig.1 SuperMC model of fast neutron radiography facility (x-z section) (a) and neutron energy spectrum of HINEG (b)

如图1a所示，距离中子源x=115 cm处的样品平面处设置直径φ=30 cm的探测器。利用SuperMC的面通量计数卡T2可记录中子与γ射线能谱、中子与γ射线注量率等，从而获得直射及散射中子注量率、φd/φγ和φd/φs；以准直中子束入射的样品平面中心为原点，z轴方向设置多个点探测器，采用点通量计数卡T5可记录径向不同位置的相对单位中子源的中子注量，从而获得中子注量径向分布不均匀度。计算可知，在x=115 cm处空气对中子的散射贡献为0.16%，因此，本文在以下模拟计算时可忽略空气对中子散射的影响。使用T2计数卡结果统计误差小于3%，T5计数卡结果统计误差小于1%[15]。利用MCNP程序进行验证计算时，对应的面通量计数卡为F2卡，点通量计数卡为F5卡，其他计算条件均与SuperMC相同。

2 准直屏蔽系统设计与优化

2.1 设计要求

参考国内外快中子照相的研究成果，通常准直屏蔽系统需达到以下几方面的要求：成像样品处的中子注量率大于105cm-2·s-1 [13]；为满足样品最大的照射面积为20 cm×20 cm，要求几何不锐度小于1 cm时准直比大于40[16]；照射视野内中子注量率不均匀度小于8%[10]；准直中子束的φd/φγ和φd/φs越高，图像分辨率和对比度越好[8]。

2.2 初步方案

参考文献[8-14]，常见的准直屏蔽系统几何结构有圆管型、多束圆管型、多束平板型、发散型等，为使中子束能沿出口方向均匀发散，同时能屏蔽其他方向的散射中子，本文的准直屏蔽系统设计方案拟采用入口较小的发散型锥形结构。为屏蔽散射中子，主要通过准直屏蔽系统的内衬材料进行充分慢化并吸收，通常的做法是先用高Z金属材料发生非弹性散射反应将高能中子能量降低，再利用含氢物质将中子能量进一步慢化，最后通过中子吸收截面较大的含硼材料将中子吸收。

基于上述的锥形结构，综合考虑准直效果、经济实用性和HINEG装置性能等，初步确定了准直屏蔽系统的整体结构如图1a所示，准直屏蔽系统总长度为100 cm，锥角为15°，锥体入口直径2 cm。准直屏蔽系统主要由内衬材料和屏蔽体组成，其中，内衬材料(图1a中虚线框内)由3层材料组成。最内层选择易获取且成本较低的Fe材料(通过中子与Fe发生非弹性散射反应将高能中子迅速降低到阈能以下)；中间层选择含硼聚乙烯(PE-B)，用以慢化和吸收散射中子；最外层选择Pb作为γ射线吸收层，以减小γ射线对成像的干扰。为此，准直屏蔽系统初步方案为：Fe材料厚度为10 cm，含硼聚乙烯厚度为5 cm，Pb厚度为2 cm。此外，在内衬材料外围设置了屏蔽体，其作用是防止散射中子进入准直孔道内并可保护CCD相机等成像设备免受辐照。屏蔽体也是由Fe、含硼聚乙烯和Pb 3层组成，从内到外分别为30 cm厚度的圆锥形Fe、25 cm厚的圆柱形的含硼聚乙烯(含8%硼)和4 cm厚的Pb。

2.3 优化方法

采用SuperMC对准直屏蔽系统的初步方案进行评估，并用MCNP进行验证，计算结果列于表1。对比结果可知，SuperMC计算结果与MCNP计算结果偏差均小于1%。为此，本文在以下模拟计算时，采用SuperMC进行计算分析。计算中发现，该系统φd/φγ较小(为21.4)，说明准直中子束中γ射线污染严重[10]，其主要原因是Fe的非弹性散射截面较大，易与中子发生非弹性散射(n, n′γ)反应而产生了大量γ射线。为此，需对初步方案进行优化，旨在提高φd/φγ以减少γ射线对成像的影响，同时考虑尽可能提高φd/φs以减少散射中子对成像的影响。

表1 准直屏蔽系统初步方案的准直束特性参数SuperMC和MCNP计算结果对比Table 1 Comparison of beam characteristic parameters of preliminary shielding collimator system calculated by SuperMC and MCNP

准直屏蔽系统的内衬材料是改善中子束特性参数的关键因素，所以基于初步方案，外屏蔽体的尺寸不变，主要对内衬材料进行优化。最内层常用的金属材料有W、Cu和Fe，根据ENDF/B-Ⅶ.0数据库，在中子能量En>13 MeV时对应的非弹性散射(n,n′γ)反应的微观截面σin、(n,xn)反应的微观截面σ分别有σin,W<σin,Cu<σin,Fe和σCu<σFe<σW，可考虑选用非弹性散射截面小的材料以减少γ射线的产生；选用(n,xn)反应截面大的材料，通过中子与材料发生(n,xn)反应迅速降低能量，进而被如含硼聚乙烯、B4C等中子吸收材料吸收，从而减少散射中子。所以，在锥体入口采用非弹性散射截面小、(n,xn)反应截面大的W替代部分Fe，并在准直孔道内衬一层Pb吸收产生的γ射线，内衬一层0.5 cm厚的B4C吸收散射中子，如图2所示。为此，在内衬结构尺寸不变的基础上，考虑W厚度不变(即dW=10 cm)，旨在获取W的最优长度LW、Pb的最优厚度dPb和长度LPb、优化后Fe厚度dFe和长度LFe(总长度及厚度分别用L和d表示，且满足LW+LPb=L=100 cm，LPb=LFe，dFe+dPb+dB4C=10 cm等条件)。

图2 优化方案内衬材料的SuperMC模型(x-z剖面)Fig.2 SuperMC model of lining material for optimal shielding collimator system (x-z section)

2.4 优化方案

图3 不同尺寸的W-Pb组合的φd2/φγφsFig.3 φd2/φγφs of lead and tungsten with different combination sizes

3 准直束特性参数计算结果与分析

3.1 中子注量率及能谱

图4为准直屏蔽系统优化前、后照射野范围的中子与γ射线能谱。图4a的中子能谱变化较小，说明优化过程对中子能谱影响较小。相比初步方案，优化方案中0～13 MeV能区中子注量减少了14.3%，主要是因为采用了(n,xn)反应截面大的W，中子与W发生(n,xn)反应，降低了散射中子能量，再通过含硼聚乙烯及B4C吸收，使散射中子份额减少。从图4b的γ射线能谱可看出，γ射线注量显著减少，因为优化设计中采用了非弹性散射截面小于Fe的W，减少了通过(n,n′γ)反应产生的γ射线，同时准直孔道内衬的一层Pb有效吸收了产生的γ射线。其中，能量在0～10 MeV的γ射线减少的份额最多，Fe材料的非弹性散射反应截面在0～10 MeV内较大，由此说明γ射线主要是由能量在0～10 MeV的中子活化产生的。优化前、后的准直束特性参数对比列于表2。

从表2可得，准直屏蔽系统优化前、后，直射中子注量率所占份额分别为83.2%、85.2%；γ射线注量率减少了57.4%，散射中子减少了13.8%。计算结果表明，准直孔入口部分采用低活化的W材料替代部分Fe材料及准直孔道内衬一层Pb可有效减少γ射线的产生，同时减少散射中子。优化后，准直中子束总的中子注量率与γ射线注量率比值为58.8，参考张杰等[17]研究的类似准直屏蔽体中该比值为17.2，说明本文中优化后的准直屏蔽体对降低γ射线效果明显，可有效降低γ射线对成像的干扰，提高图像对比度。

图4 x=115 cm平面上φ30 cm照射野范围中子能谱(a)与γ射线能谱(b)Fig.4 Simulated neutron energy spectrum (a) and γ-ray energy spectrum (b) at φ30 cm radiation field on x=115 cm plane

表2 优化前、后的准直束特性参数对比Table 2 Comparison of beam characteristic parameters before and after optimization

3.2 中子注量率径向分布

中子注量率径向分布可反映出准直中子束的不均匀度，如不均匀性较大会掩盖图像中部分或全部信息，从而干扰图像分辨率。为此，通过准直屏蔽系统可使中子束的不均匀度减小，其初步方案与优化方案在x=115 cm平面上的中子注量率径向分布如图5所示。这里定义不均匀度为分布视野内径向的最大和最小中子注量率之差与最大中子注量率之比[16]，SuperMC计算可得准直屏蔽系统优化前、后的中子注量率不均匀度分别为6.5%、5.8%，满足中子照相对中子注量率不均匀度不大于8%的基本要求。

图5 准直屏蔽系统初步方案(a)与优化方案(b)在x=115 cm平面上的中子注量率径向分布Fig.5 Radial distribution of neutron fluence rate for preliminary (a) and optimal (b) shielding collimator system on x=115 cm plane

4 结论

本文针对基于HINEG设计的一套快中子照相系统，设计与优化了与其相匹配的准直屏蔽系统。利用SuperMC进行了准直屏蔽系统的设计，通过研究内衬材料、尺寸等参数对特性参数的影响，获得最优设计方案，并采用MCNP程序对计算结果进行了对比验证，结果表明，SuperMC计算结果与MCNP5计算结果一致，相对偏差均在1%以内。因此，所得结论如下。

1) 通过在准直孔入口处采用低活化的W材料替代部分Fe材料，并在准直孔道中内衬一层Pb及在内壁涂一层B4C的优化方式，最终达到了减少γ射线和散射中子的要求。

2) 优化方案与初步方案相比，φd/φγ为50.1，γ射线注量率减少了57.3%，有效减少了γ射线对成像的干扰；φd/φγ为5.7，散射中子减少了13.8%。结果表明，通过对准直屏蔽系统的优化设计有效地改善了准直束特性参数。

3) 在x=115 cm平面上φ30 cm照射视野范围内的中子注量率为4.80×107cm-2·s-1，其中直射中子占85.2%，满足快速成像对中子注量率的要求，且样品处中子注量率较高，可考虑适当地增大准直比以减少几何不锐度，从而提高图像分辨率；照射视野范围内中子注量率不均匀度为5.8%，说明中子注量率不均匀度对成像干扰小，有利于提高图像分辨率。

综上所述，设计的准直屏蔽系统能满足快中子照相对准直束特性各类参数的要求。本文的准直屏蔽系统设计方案可为快中子照相系统设计与搭建提供参考，下一步将在HINEG上通过实验进行验证。

本工作得到了FDS凤麟核能团队其他成员提供的指导和帮助，在此表示衷心的感谢。