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无损检测方法是在很多领域上很重要的检测方法，伽马射线、热中子射线成像都已证明具有无损检测能力[1]。伽马射线与物质作用时，主要是与其核外电子发生作用，而中子则主要与其原子核发生作用。这就意味着，伽马射线可以分辨不同元素，无法分辨同种元素的不同核素，同时伽马射线对高Z核素敏感，高Z核素对其吸收更强；而中子则与伽马射线相反，其对元素不敏感，对核素敏感，而且相对伽马射线而言，中子对高Z核素穿透力更强，对低Z核素更敏感。伽马射线成像和热中子成像根据其各自特点，可以形成很好的互补——兼具对元素和核素的探测能力，以及对低Z核素和高Z核素的探测能力。
此外，无论是对伽马射线还是热中子，其在穿透物质过程中的衰减都是由被检物的质量衰减系数和质量厚度共同决定的。在某些情况下，被检物的厚度未知，只凭单一射线的成像信息无法对被检物进行材料识别。若将伽马射线成像和热中子成像融合，则可增强材料识别的能力，尤其更加使用与待测物成分复杂的情况，比如岩石、土壤、发动机涡轮叶片等，可用于可再生能源[2]、生物学[3]、古生物学[4]、多孔介质[5]和文化遗产[6]等领域的研究。因此，越来越多的研究机构开始关注热中子-伽马射线双模成像技术，由于X射线更好获得，目前多为热中子-X射线双模成像技术[7]，该方法于2006年由E. H. Lehmann通过两个独立的设施首次实施X射线和中子射线照相术[8-11]。类似的设施后来被许多人建造，比如MURR[12]、SINQ[13]、NIST[14]和ILL[15]等机构。目前大多数的研究都是基于大型中子源（反应堆或散裂中子源）和单独的100～200 kV的X射线源进行的。
虽然基于反应堆中子源和散裂中子源等大型中子源可以提供高通量的热中子束流以进行成像检测，但是它难以满足大批量、具有放射性、有安全性限制的现场检测的迫切需求，同时其高昂的建造成本及辐射防护带来的限制也难以将其应用到实际的无损检测中。此外，还需要添加伽马射线源（或X射线源）以满足双模成像的需求。而小型回旋质子加速器中子源相比于大型源来说，具有建造成本低、运行费用低、占地面积小、使用更灵活等优势。目前常用的小型中子源，有同位素中子源、中子发生器、光中子源以及质子加速器驱动的中子源等。其中，同位素中子源和中子发生器的中子产额较低（一般＜1010 n/s）[16]，寿命较短，而光中子源则面临光子本底高，屏蔽难度大等问题[17]。以上这些问题对质子加速器来说则相对好得多，目前国际上很多研究机构建立质子加速器驱动的小型中子源，比如LENS[18]、KUANS[19]、RANS[20]、CPHS[21]等。现有的这些小型质子加速器中子源解决了大型源难以应用到实际无损检测中的问题，但是其也存在只能引出质子束流的问题，也需要通过引入独立的伽马射线源（或X射线源）以满足双模成像需求，需要两种射线装置，结构相对复杂。而质子加速器驱动的中子源在产生中子的同时也会产生穿透力更强的伽马射线，通过对该类中子源靶站的设计可以使其同时引出热中子束流和伽马射线束流，更有效的利用质子产生的不同种类射线。本文通过蒙卡模拟的方法利用MCNP6对18 MeV/1 mA质子回旋加速器驱动的用于热中子-伽马射线双模成像中子源进行结构设计，同时高效引出两种射线，实现一靶双源。
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由于锂和铍的（p, n）反应阈值相对较低，为了得到更高的中子产额，小型质子加速器中子源一般用锂或铍作为中子靶材产生中子。图1（a）为核数据库中锂和铍的（p, n）反应截面数据，锂的（p, n）反应阈值比铍略低，并且当质子能量较低时（＜7 MeV），锂的（p, n）反应截面高于铍，而铍的（p, n）反应截面则在质子能量＞7 MeV更高。所以虽然随着质子能量增大，锂和铍的中子产额都随之增大，但对于能量较低（＜10 MeV）的质子，锂的中子产额更高，对于能量较高（＞10 MeV）的质子，铍的中子产额更高，如图1（b）所示。图1（b）展示了利用MCNP6模拟得到的不同能力质子分别与锂和铍发生反应得到的中子产额（其中锂和铍的厚度分别为该入射质子能量下、质子在该材料下的射程）。由于本文利用18 MeV质子产生中子，故选择中子产额更高的铍作为中子靶材。
根据本研究中所用18 MeV质子束流的束斑形状及尺寸设计铍靶尺寸，由于所用质子束斑为圆形，且为使质子束流全部打到铍靶上，铍靶设计为直径大于质子束斑直径的圆形。为防止质子在铍中沉积过多发生氢脆导致铍靶被破坏，在铍后放置一层钒，通过设计铍钒厚度让质子沉积在钒里，由于钒具有比较高的氢扩散系数，当大量质子沉积其中时，质子会以分子的形式从钒中快速扩散出去。同时由于目前采用的质子束流为18 MeV/1 mA，束流功率较高，铍靶后需要设置冷却装置，以保证铍靶不会因为高温失效。用高导热系数的铜做冷却装置的基材，其中通入冷却水层，对铍靶进行冷却。
该中子靶（包括冷却装置，如图2所示）产生的中子和伽马射线角度分布及能谱如图3和图4所示。中子靶产生的中子多为快中子（图3（b）），需要经过中子慢化体慢化为热中子才能用于热中子成像，产生的中子多沿正向（质子入射方向，即图3（a）图中0°方向）和背向（与质子入射方向相反，即图3（a）图中180°方向），所以需要注意对靶的正向和背向出射中子的慢化。中子靶产生的伽马射线也多沿正向（图4（a）图中0°方向）和背向（图4（a）图中180°方向），由于背向会布置质子束流管道，所以主要考虑利用正向出射的伽马射线进行伽马射线成像，由于中子靶产生的伽马射线可以直接用于成像，所以此处要考虑在伽马射线出射过程中，尽量减少出射通道内的材料对伽马射线影响。基于热中子束流和伽马射线束流的各自特点，对热中子引出通道和伽马射线引出通道的设计将在下一节中讨论。
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根据上一节对中子靶产生的中子和伽马出射方向和能量的模拟，可以得到以下结论：靶产生的中子能力过高，需要加入中子慢化体将其慢化为热中子以实现热中子成像；靶产生的伽马可以直接使用，正向（0°）和背向（180°）出射的伽马最多，由于背向会放置加速器，所以考虑正向引出伽马；由于慢化会改变中子空间分布，所以暂无法确定中子引出方向，从降低伽马本底的角度看，侧向（90°）伽马本底最低。本节将通过蒙卡模拟对中子慢化体的材料结构进行设计，对中子和伽马引出口进行设计，使得该中子源可以同时引出高通量热中子束流和伽马束流。
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中子会在物质内发生碰撞而损失能量此过程为中子的慢化，其中碰撞分为弹性碰撞和非弹性碰撞，当中子能量不是很高时，其弹性碰撞截面远大于非弹性碰撞截面。对于18 MeV质子回旋加速器中子源产生的中子能量不会高于18 MeV，在此处中子慢化主要考虑弹性碰撞。由于轻核（即原子序数低的核素）的弹性中子散射截面大并且中子与其碰撞一次的平均对数能量损失多，常用富含轻核的材料对中子进行慢化。表1列举了常用的几种中子慢化体的慢化本领和减速比，其中，平均对数能量损失ξ和中子弹性散射截面Σs的乘积ξΣs定义为慢化本领，将慢化本领与中子吸收截面Σa的比值ξΣs/Σa定义为减速比。慢化本领越大，意味着该材料可以在更小尺寸更快地慢化中子；减速比越大，意味着该材料慢化中子的时候对中子的消耗更少。
在质子能量18 MeV的条件下，通过MCNP6模拟在中子靶外包裹足够厚的慢化材料，统计不同慢化材料情况下慢化体内最大的热中子通量，如表2所示。虽然重水和石墨对中子的吸收截面小，减速比远大于聚乙烯，但是聚乙烯的慢化本领在这几种材料里是最高的，经过模拟，慢化体为聚乙烯时得到的慢化体内最大热中子通量最高。而且慢化本领大意味着中子可以在较小的空间尺度下慢化，出于材料成本和占地面积成本的考虑，本文选用聚乙烯为慢化材料。
由于中子主要通过与慢化体碰撞来实现慢化的，可以通过统计中子在慢化体内碰撞位置密度分布来表征该位置慢化体对中子慢化的贡献。图5为模拟得到的18 MeV质子与中子靶反应产生的中子在周围聚乙烯中的碰撞位置分布，其中中子靶外包裹的聚乙烯尺寸足够大，质子沿x轴正方向在x=0，R=0的位置入射到中子靶上发生反应产生中子。由于质子束流和中子靶都以x轴为对称轴旋转对称，故中子在聚乙烯中的碰撞位置分布也沿x轴旋转对称，图5纵轴为半径位置，即某点到x轴的距离。由图5可知，距离中子靶越近的位置中子碰撞密度越大，也就意味着距离靶越近，此处的聚乙烯对中子慢化的贡献越大。由于中子靶产生的中子具有一定的前向性（图3（a）），背向又受到质子管道的影响，整体中子碰撞位置密度等密度线呈现前后尖的“梭子型”。
由于实际的慢化体不能无限大，需对慢化体尺寸进行优化。这里认为比中子在慢化体内的最大碰撞密度（～10−3 n/（p·cm3））低三个量级（～10−6 n/（p·cm3））以下的位置处的慢化体对中子慢化的贡献可以忽略，以此来确定慢化体尺寸。此外，为了便于计算及做成实体时好加工，用圆柱体来近似“梭子型”的等中子碰撞密度线。最后设计的聚乙烯为圆柱体，即图5中黑色虚线部分，在一侧底面开设质子入射口，质子沿聚乙烯轴线入射，在圆柱形聚乙烯内部与中子靶碰撞发生反应。
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在上述对中子慢化体的设计基础上，为了更高效率的同时引出热中子束流和伽马射线束流，需要对热中子引出口和伽马射线引出口进行设计，由此实现一靶双源，且设计双通道使二者不受干扰。
18 MeV质子与中子靶反应产生的中子能量过高，需要通过聚乙烯慢化才能得到热中子。图6展示了模拟得到的在中子靶外包裹足够厚的聚乙烯时聚乙烯中的热中子通量分布。其中，除背向（与质子入射方向相反，即图6中x负半轴方向）质子入射管的影响外，经过慢化后，中子靶产生的中子的前向性（图3（a））被削弱，热中子在聚乙烯内的通量分布近乎为4π方向均匀分布。与此同时，中子靶产生的伽马射线即为可用于成像的伽马射线，不需再经过慢化等过程，中子靶产生的伽马射线具有前向性（图4（a）），侧向伽马最少。可利用热中子和伽马射线在空间上分布的差异，分别在侧向（与质子入射方向垂直方向）和轴向（与质子入射方向同向）引出热中子和伽马射线。
为提高引出的热中子通量，可从聚乙烯内热中子通量高的位置开设凹槽引出热中子。由图6可知，在聚乙烯内靠近中子靶位置的热中子通量最高，但距中子靶越近此处的聚乙烯对中子慢化的贡献也越大（图5），若在图6中热中子通量最高的位置开设凹槽势必会影响聚乙烯对中子的慢化，所以要综合上述两个因素来选择热中子引出口凹槽开设的位置。图7（b）展示了当热中子引出口开设在不同位置时，引出的热中子通量，其中根据常测的样品尺寸，凹槽横截面设置为直径10 cm的圆形。其中，图标中的x为热中子引出口处圆柱形凹槽轴线距中子靶前表面（朝向质子束流管道那面）的距离（图7（a）），横轴的y为热中子引出口处凹槽低面距整个圆柱形靶站中子轴线的距离（图7（a）），热中子沿y方向从热中子引出口中引出。由图7（b）结果可知，当x不变，y=0时，引出的热中子通量最高；当y不变，x越小，即热中子引出口处凹槽在x方向上越接近中子靶，引出的热中子通量越高。当x=6 cm时，热中子引出口处凹槽已几乎贴在中子靶上，故选取凹槽底面圆心位置在x=6 cm、y=0处。
由于中子靶产生的伽马可以直接用来进行成像，为了使引出的伽马射线通量更高，考虑中子慢化体在伽马射线引出通道处（即中子靶到伽马引出口处这一通道）挖空设计，减少慢化体对伽马的阻挡。同时为了减少慢化体挖空对中子慢化的影响，尽量减少对中子引出口处的热中子通量的影响，考虑对伽马引出通道的挖空区域设计为“伞状”。即由于要满足被检样品尺寸的要求，固定伽马射线引出口尺寸为与样品尺寸相当的圆形，靠近中子靶位置的慢化体对中子慢化的作用相对于远处更重要，挖空区域在靠近中子靶一端的直径相对于伽马引出口处缩小，尽量保留中子靶附近的慢化体，在伽马引出通道处形成一个“伞状”凹槽（图8）。通过MCNP6模拟改变凹槽底面（即靠近靶的那端）直径（图8中的D），得到引出的伽马射线剂量和热中子通量的变化（图9）。可以看到随着伽马射线引出口处凹槽底面直径增大，引出伽马射线的剂量增大，但热中子通量降低。综合考虑这两个因素，选取凹槽底面直径为0，热中子通量约为原来的97%，基本可以忽略其对热中子通量的影响，此时伽马射线剂量增大为原来的1.2倍左右。此外当在伽马射线引出口处未开设圆锥形凹槽时，中子靶上产生的伽马射线将穿过靶后的聚乙烯出射，伽马射线在出射过程中会被聚乙烯散射，影响其发散度，而开设凹槽后，中子靶上产生的伽马射线直接射出不会被散射，其准直性会更好。总的来说，对于伽马射线飞行1 m后对样品进行探测的情况下，在伽马射线引出口处开设圆锥形凹槽，伽马射线剂量会增大为开设凹槽前的2倍左右。
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本文基于18 MeV/1 mA质子回旋加速器设计用于热中子-伽马射线双模成像中子源，通过比较各靶材和慢化材料的性能，选用铍做中子靶、聚乙烯做慢化体，并对两者尺寸进行优化。根据热中子和伽马射线在空间分布上的不同特点，在不同方向分别引出热中子束流和伽马射线束流，从通常需要两个不同种类射线源，变为可以用一个靶站进行双模成像，实现一靶双源，充分利用质子与靶材产生的不同种类射线，简化了双模成像装置（原本需要两种射线源），降低了装置成本。此外，还通过在伽马射线束流引出方向加设锥形引出口，在不影响引出的热中子通量的同时，提高伽马射线引出剂量，以提高成像效率。经过优化后，该中子源在热中子引出口处可得到1.78×1010 n/（cm2·s）的热中子通量，在伽马射线引出口处可得到2.23×104 rad/h的伽马射线剂量。
本文对用于双模成像中子源的设计中，只关注如何优化热中子通量和伽马射线剂量这两个，未来可以在本文工作基础上，对影响成像质量的其他参数（比如本底、束流准直度等）进行优化，进一步提高该源的性能。
基于低能强流回旋加速器中子源双模成像靶站模拟研究
Simulation study of neutron source for bimodal imaging target system based on low energy high current cyclotron
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摘要: 无损检测方法在各领域都上发挥着重要的作用，伽马射线、热中子成像均是重要的无损检测方法，各有优劣，在许多方面上具有互补性。热中子-伽马射线双模成像将两者融合，在兼具这两类射线检测方法优点的同时，与单一射线检测相比，还具有物质识别的能力。以原子能院正在研发的18 MeV回旋加速器为设计基础，利用质子加速器驱动的中子源可同时产生中子和伽马射线这一特性，通过模拟对双模成像中子源进行研究。其中选用具有高（p, n）反应截面的铍做中子靶产生中子，为得到热中子，用聚乙烯做中子慢化体和反射体。利用热中子和伽马束流在空间上的分布不同，通过设计在不同空间取向上分别引出这两种射线，实现一靶同时得到两种射线。此外，通过在聚乙烯上对中子引出口和伽马射线引出口的设计，进一步提高热中子束流和伽马射线束流的引出效率。Abstract:
BackgroundGamma and thermal neutron imaging are important non-destructive testing methods, which are complementary in many aspects. The thermal neutron and gamma bimodal imaging can combine the advantages of both. Compared with single beam imaging, the bimodal imaging has the ability to identify different substances and the sensitivity to both nuclides and elements simultaneously. PurposeUtilizing the reaction between protons and target material producing neutrons and gamma together, based on the 18 MeV cyclotron accelerator being developed by the China Institute of Atomic Energy, this paper presents a design of a bimodal imaging neutron source by simulation. MethodsBeryllium with a high (p, n) reaction cross-section is selected as the neutron target to generate neutrons. To obtain thermal neutrons with higher flux, polyethylene is used as the neutron moderator and reflector. By the different spatial distributions of thermal neutrons and gamma, these two types of radiation are separately extracted from different directions. Besides, by designing the neutron and gamma exits on polyethylene, high neutron flux and gamma beams are simultaneously obtained. ResultsAfter simulation optimization, the thermal neutron flux at the thermal neutron outlet can reach 1.78×1010 n/（cm2·s） , and the gamma dose at the gamma outlet can reach 2.23×104 rad/h. ConclusionsThis paper presents a design of a neutron source for thermal-neutron-gamma imaging based on the 18 MeV/1 mA cyclotron accelerator. The design efficiently extracts thermal neutron flux and gamma flux from a single target, implementing a single-target-dual-source configuration. -
Key words:
- bimodal imaging /
- neutron source /
- cyclotron /
- thermal neutron /
- gamma .
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图 1 不同能量质子与锂和铍的(p, n)反应截面及模拟得到的不同能量质子分别与锂和铍反应得到的中子产额
Figure 1. The (p, n) cross section of the reaction between different energy neutrons and Li or Be and neutron yields produced by different energy protons with Li or Be by simulation
图 3 模拟得到的中子靶产生的中子角度分布及中子能谱
Figure 3. The neutron angle distribution and the neutron energy distribution produced by the target by simulation
图 4 模拟得到的中子靶产生的伽马射线角度分布及伽马射线能谱
Figure 4. The gamma angle distribution and the gamma energy distribution produced by the target by simulation
图 5 18 MeV质子与中子靶反应产生的中子在聚乙烯中的碰撞位置分布
Figure 5. Distribution of neutron collision positions in PE
图 7 热中子引出口开设在不同位置处引出的热中子通量的模拟模型及模拟结果
Figure 7. The simulation model and simulation results of the thermal neutron flux extracted when the thermal neutron outlet is in different positions
图 9 当伽马射线引出口凹槽底面直径不同时， 伽马射线引出口处伽马射线剂量及热中子引出口处的热中子通量
Figure 9. Gamma dose at gamma outlet and thermal neutron flux at the thermal neutron outlet when the diameter of the gamma outlet underside is different
moderator material slowing-down power/cm−1 gear ratio (thermal neutron) water 1.530 72 polyethylene (PE) 1.840 64 heavy water 0.370 12000 graphite 0.064 170 
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表 2 模拟得到的18 MeV质子与铍靶反应产生的中子经过不同慢化材料后慢化体内最大热中子通量
Table 2. The max thermal neutron flux in the moderator when the neutrons produced by 18 MeV proton and Be are moderated by different moderator materials by simulation
moderator material the most thermal neutron flux in the moderator/(n·p−1·cm−2) water 1.27×10−5 polyethylene (PE) 7.42×10−5 heavy water 3.87×10−5 graphite 3.19×10−5
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