含鈮材料中Nb-93m射線的吸收試驗研究

毛常磊 曾波

摘 要：為了確定沒有輻照監督管的研究堆壓力容器材料的快中子注量，選用快中子活化壓力容器材料生成的Nb-93 m來確定快中子注量。而Nb-93 m射線的能量比較低，在測量過程中容易被吸收，所以準確測量Nb-93 m射線的吸收系數很關鍵。本文通過試驗的方法測量了Nb-93 m射線和Eu-152射線在有機玻璃中的線性吸收系數，為測量壓力容器的快中子注量探索了新方法。

關鍵詞：快中子注量;Nb-93 m;線性吸收系數

中圖分類號：TL351.6文獻標識碼：A文章編號：1003-5168（2020）04-0123-03

Abstract： In order to determine the fast neutrons fluence of the pressure vessel material in the research reactor without radiation monitoring tube， Nb-93 m generated from the fast neutron activation was selected to determine the fast neutrons fluence.However， the energy of Nb-93 m ray is relatively low and easy to be absorbed in the measurement process， so it is crucial to accurately measure the absorption coefficient of Nb-93 m ray.In this paper， the linear absorption coefficient of Nb-93 m raysand Eu-152 rays in plexiglass was measured experimentally， and a method for measuring the fast neutrons fluence in pressure vessel was explored.

Keywords： fast neutrons fluence;Nb-93 m;linear absorption coefficient

反應堆壓力容器是一回路主要設備和承壓邊界，其制造材料同反應堆的安全、壽命、改進和發展具有密切的關系。為了深入地了解反應堆壓力容器材料的輻照效應，目前，在壓水堆的壓力容器輻照監督項目中，由專設輻照監督管對壓力容器材料的受照快中子注量與性能進行監督試驗[1]。但是，在我國早期的壓水型研究堆中，部分研究堆沒有考慮快中子注量的測量。快中子注量率測量常選用具有閾反應特點的探測材料。所謂閾反應，即能量高于閾能的中子才發生核反應[2]。常用的反應堆壓力容器快中子活化測量核素主要有Mn-54、Co-58，這主要是因為其反應截面大，出射射線能量較高，便于測量分析。但是，Mn-54和Co-58的半衰期分別為312.2 d和70.8 d，對于運行功率變化大、間斷運行的研究堆，較短的半衰期難以滿足評價反應堆壓力容器快中子注量的準確度要求。而反應堆壓力容器材料中含有的少量鈮在快中子輻照情況下發生Nb-93（n，n'）Nb-93 m反應，Nb-93 m半衰期為16.13 a，因此通過測量Nb-93 m來確定材料的受照快中子注量成為可能。Nb-93 m具有弱X射線，很容易被試樣自身材料或承托材料吸收。有機玻璃由于易于加工成型、價格便宜且對X射線的吸收相對較小，是一種很好的試驗材料。通過化學的方法從反應堆結構材料中提取Nb后，盛放在有機玻璃裝置中進行測量。因此，有必要測量有機玻璃對Nb-93 m發射X射線的吸收。本文對有機玻璃對鈮射線的吸收進行了研究，并測量了有機玻璃對Eu-152射線的吸收，以驗證測量方法的準確性。

1 試驗原理

對于寬束X/γ射線，貫穿屏蔽體的減弱計算基本上可用指數式（1），對于均勻介質可表示為[3]：

式中，[B]表示積累因子，其是考慮在介質中產生的次級粒子（主要是康普頓散射引起的）影響;[μ]為線性衰減系數，在均勻介質中為常數;[N0]為無屏蔽介質時入射束的注量。

2 試驗及數據分析

2.1 試驗器材及主要內容

2.1.1 試驗器材。本次試驗采用的設備和軟件包括：HPGe X譜儀系統（由GLP16195/10-P探頭和92X-ⅡSPECTRUM MASTER組成）、HPGe γ譜儀系統（由GEM15P-PLUS探頭和92X-ⅡSPECTRUM MASTER組成）、Gamma Vision能譜分析軟件和Genie-2000解譜軟件。試驗中用到的測量工具是精度為0.02 mm的游標卡尺和千分尺。

2.1.2 試驗內容。用X譜儀對Nb-93 m樣品進行測量，將Nb-93 m樣品放置在可調節樣品與探頭距離的支架上，選擇適當的距離，使X譜儀的死時間不至于太大。

支架上可以放置標準厚度的有機玻璃墊圈和墊片，試驗所用墊圈與墊片的厚度均為1、2、4 mm和6 mm。射線完全可以通過墊圈照射到探頭，而墊片會對射線進行屏蔽。選擇不同的墊圈與墊片組合，使樣品與探頭的距離保持不變而有機玻璃的厚度發生變化，可以測量不同厚度的有機玻璃對X射線的吸收。用同樣的方法利用HPGe γ譜儀測量Eu-152標準源，使用的墊圈與墊片參數與測量Nb-93 m樣品相同。

2.2 數據分析

Nb-93 m的特征峰能量為16.5213、16.6152、18.618 keV和18.953 keV。將4個峰區分開比較困難，所以筆者把2個特征峰合并處理，具體結果如表1所示。

利用擬合軟件對有機玻璃厚度與計數率進行擬合，可以得到Nb-93 m的X射線在有機玻璃中的衰減曲線，如圖1所示。

采用上述試驗器材和步驟測量Eu-152標準源，通過對有機玻璃厚度與計數率的擬合，選擇4個能量的γ射線在有機玻璃中的衰減曲線作圖，如圖2所示。

Nb-93 m和Eu-152的不同能量射線在有機玻璃中的線性衰減系數如表2所示。測量有機玻璃的重量和體積，得到試驗用有機玻璃的密度為0.001187 g/mm3（不確定度為1%），然后就可以進一步得到Nb-93 m和Eu-152的射線在有機玻璃中的質量衰減系數。

通過查詢Physical Measurement Laboratory可以得到數據庫中不同能量的射線在有機玻璃中的線性衰減系數的數據[4]，對試驗得到數據與Physical Measurement Laboratory中的數據進行比較，結果如圖3所示。

3 結論和建議

通過試驗得到的Nb-93 m射線在有機玻璃中的衰減系數與數據庫中的參考數據符合很好，在能量較多的Eu-152射線中，試驗數據與數據庫中的數據也有比較好的符合，這為以后其他樣品的測量提供了試驗經驗。

對于射線在物質中的衰減，積累因子起到了較大作用，但是Nb-93 m射線在有機玻璃中的衰減來看，積累因子的影響不明顯。同時，目前還沒有資料給出射線在有機玻璃中的積累因子，也沒有找到低能X射線在物質中的積累因子，因此在接下來的工作中有必要做進一步的分析。

通過對Nb-93 m的放射性進行測量，進而得到材料受照快中子注量的方法，能為我國開展早期反應堆堆芯或接近堆芯的某些含鈮結構材料的中子注量測量工作提供一種新的方法。

參考文獻：

[1]孫海濤.壓水堆核電廠反應堆壓力容器輻照脆化評價與監督[J].核安全，2010（3）：17-21.

[2]操節寶，吳清麗，唐錫定，等.輻照監督管中Ni測量快中子注量率低泄漏修正研究[J].核科學與工程，2018（4）：598-601.

[3]中國科學院工程力學研究所.γ射線屏蔽參數手冊[M].北京：原子能出版社，1976.

[4]J. H. Hubbell，S. M. Seltzer.X-Ray Mass Attenuation Coefficients[EB/OL].[2019-12-20].http：//www.nist.gov/pml/data/xraycoef/index.cfm.