热中子截面测量
V-51的热中子俘获截面测量
摘要：利用活化法和相对测量法对截面未知样品V-51进行进行热中子截面的测量，并与标准核数据进行比较，分析误差。
关键词：热中子俘获截面：活化法，相对测量法；Al-27，V-51;半衰期；
一引言
实验目的：
1.熟悉掌握相关实验仪器的原理与使用
2.掌握相对测量法测量热中子界面的基本原理
3.利用所学知识对独立自主设计实验的熟悉
实验原理：
相对测量法：
利用已知热中子截面的Al-27进行活化，对活化后的样品进行γ计数，利用公式
可以得到在该样品活化点的热中子通量，将待
测样品v-51放置在相同活化地点至饱和，利用NaI闪烁体探测器对其进行γ计数，由于在同一活化地点具有相同的通量，所以算出样品v-51的热中子俘获界面。
活化法：
利用样品在中子源的辐照下被活化，通过NaI闪烁体探测器测量活化后样品的γ放射性，可以得到样品活化处的中子通量。
实验器材及软件：
NaI闪烁体探测器SG1121（75*75）多道分析系统示波器电光分析天平游标卡尺
中子屏蔽腔（铅）胶带镊子
MCNP 5 多道分析软件MCA16K
实验样品：
Al-27 V-51 标准样品源Co-60 Cs-137
实验步骤：
1 熟练掌握MCNP 5 和多道分析软件的使用。
2 测量实验样品的三维尺寸和质量（见表一和表二）
3 利用标准源进行能量刻度。
4 分别将样品放入中子源进行活化（20分钟），活化完成后开始计时（t0=0,t1 ,t2)，利用NaI 闪烁体探测器和多道系统对活化样品进行计数，并且记录相关数据（见表三）。
5 每个样品计数完成后，在相应道数对其进行本地计数的测量并且记录数据（见表四）。
6 利用MCNP5对NaI探测器对活化后样品的探测效率的模拟（见表五）。
7数据处理，利用相对测量法算出V-51的热中子俘获截面。
8 误差分析以及实验总结。
实验数据处理：
表一 样品的尺寸和质量 样品 长(mm) 宽(mm) 高(mm) 质量(g) Al1 63.24 31.66 11.24 45.540 Al2 54.06 31.24 10.64 39.644 V 49.50
42.46
4.88
17.440
表二 样品的γ计数及其相应本底计数 第一次测量： 样品 0t (s) 1t (s) 2t (s) 净面积(个) 本底（个）
净计数2N （个） V 0
191.59 519.59 55299 1220 54079 Al1 0 15.74 315.74 9821 181.5 9640 Al2 0 16.28 216.28 7316 84.3 7232
第二次测量： 样品
0t (s) 1t (s) 2t (s)
净面积(个) 本底
(个) 净计数2N （个） V 0 16.14 516.14 58426
626.7 57799 Al1 0 17.26 217.26 7767 69.3 7698 Al2 0
12.77
312.77
10196
111
10085
查表可知：
Al 28
： =21T 2.24 min
λ=212
ln T =5.5173×310- 1-S
V 52
: =21T 3.473 min
λ=212
ln T =3.0864×310- 1-S
对于
Al,其截面=1σ0.241 b
对表一数据通过计数后可得到：
1Al 的 24
1100154.1?=N （个） 2Al 的 23
1108383.8?=N （个）
由于使用的V 样品为52O V ,所以样品中V 的实际 231101537.1?=N （个）
对Al-28和V-51，分别用MCNP 5进行模拟NaI 探测器对其γ的探测效率： Al-28:
Al
Al 28
*28
?→?γ
MeV
E 77885.1=γ
由MCNP 5的模拟结果可知 探测效率η=4.1636％ （Al1) η=4.3449％ （Al2) V-52:
V
V 52
*52
?→?γ
MeV
E 4306.1=γ
由MCNP 5的模拟结果可知 探测效率η=5.8909％ （V) 由公式
[]
)()
(112
0201t t t t e e
N N -----=
λλλ
φ
ση
代入Al 的核数据可以得到中子通量φ.
对于第一次测量得到的2N 可得：
1Al =1φ6723.126 12--s cm 2Al =2φ7107.624 12--s cm
对于第二次测量得到的2N 可得：
1Al =1φ6618.714 12--s cm 2Al =2φ7948.440 12--s cm
对两次测量所得到的的中子通量φ取平均值得到
=φ7104.303 12--s cm
将得到的φ和V 的数据代入公式 []
)(12
02)
01(t t e e
N N t t ---=
--λλλ
φ
ση
可得到 V-51的截面σ： 第一次测量 =1σ 4.6704 b 第二次测量 =2σ 4.9387 b 所以V-51的平均截面 =+=
2
2
1σσσ 4.8045 b
V-51的标准截面为5 b ，所以误差91.35
5=-=σ
η％
误差分析：
1 所使用的Al样品部分被氧化，使实际的1N小于理论1N，造成结果误差，使σ
偏小。
2 测量时仪器工作不稳定造成峰位偏移使峰位的净面积有偏差。
3 活化时间为20min，我们实验数据处理时当做饱和状态，()t eλ--1当做是1来处理，实际情况略小于1 。
4 测量样品长宽高时包含胶带的厚度，使实验在进行MCNP
5 模拟时，有一定的偏差。
5 样品质量测量过程中使用的电光分析天平受使用条件限制，不能精确到0.1mg ,对计算结果有一定的偏差。
2006-考试题(测井原理与综合解释)答案
2006 一、名称解释（每题3分，共15分） 康普顿效应：康普顿效应：在康普顿效应中，伽马光子与原子的核外电子发生非弹性碰撞，一部分能量转移给电子，使它脱离原子成为反冲电子，而散射光子的能量和运动方向发生变化。 挖掘效应：具有相同含氢指数的岩石，由于含有天然气而使得用中子测井测得的孔隙度比实际的含氢指数要小的现象。 地层因素：岩石电阻率与该岩石中所含水的电阻率的比值就是岩石的地层因素（或相对电阻率）。该比值只与岩样的孔隙度、胶结情况和孔隙形状有关，而与孔隙中所含水的电阻率无关。 电极系互换原理：把电极系中的电极和地面电极功能互换（原供电电极改为测量电极，原测量电极改为供电电极），各电极相对位置不变，所测得的视电阻率和原来的完全相同，这就叫电极系互换原理。 含油气孔隙度：油气体积占岩石体积的百分数（V油气/V岩石）。 体积物理模型：见参考书46 周波跳跃：周波跳跃是指声波时差比邻近的值高出一个或几个波长，而出现周期性增大的现象。 横向各项异性：是指在沿井轴方向和与井轴垂直方向（水平方向）上，地层的声波速度、弹性力学性质有差异，而在与该轴垂直的平面（水平面）上，在各个方向上的声波速度和弹性力学性质相同，就是横向各项异性。 二、选择题（每题1分，共12分）：下面每题有4个答案，选择正确的答案填入括号中。 1、岩性密度测井主要利用伽马射线与地层之间的（B）作用来进行测量的。 A：电子对效应与康普顿效应B：光电效应与康普顿效应C：康普顿效应与俘获效应 D：光电效应与弹性散射 2、对于普通电阻率测井，电极系的电极距增大，（B） A：其探测深度会增大，纵向分辨率会增高。 B：其探测深度会增大，纵向分辨率会降低。 C：其探测深度会减小，纵向分辨率会增高。 D：其探测深度会减小，纵向分辨率会降低。 3、利用中子测井曲线进行读值，下面哪句话表述不正确( D )。 A：砂岩的孔隙度总是大于它的真孔隙度。 B：白云岩的孔隙度总是小于它的真孔隙度。 C：石灰岩的孔隙度总是等于它的真孔隙度。 D：中子测井读值受岩性的影响较大，不同岩性的地层均需校正才能得到较准确的地层孔隙度值。 4、在相同情况下，含泥质地层的自然电位负异常幅度( A ) A：低于纯砂岩地层的自然电位负异常幅度。 B：高于纯砂岩地层的自然电位负异常幅度。 C：与纯砂岩地层的自然电位负异常幅度相等。 D：可能高于、也可能低于纯砂岩地层的自然电位负异常幅度。 5、自然伽马能谱测井是根据（A）的特征伽马射线的强度测定地层中铀的含量的。 A：214Bi B：235U C：214Pb D：208TI
中子—核作用截面的实验测量
中子—核作用截面的实验测量 一、核数据库 1.1核数据库介绍 核数据是不可缺少的重要科学数据，在基础科研、国防建设、国民经济的很多方面发挥着越来越重要的作用。目前国际上许多核国家都十分重视核数据的测量和评价工作。经过几十年的艰苦努力，相继建立起并不断完善的核数据库。 核数据库可以分为两大类，一类是核与其他核或射线发生相互作用的数据，称作核反应数据；第二类是单个核的性质的数据，称作核结构和放射性衰变数据。对于中子核数据是核反应数据的一部分，此外光核反应数据、带电粒子反应数据都是核反应数据。 1.2核数据库应用领域 早期核数据的运用主要在核反应装置的应用方面。随着科技的发展，对核数据运用领域也在不断扩大，于此同时对核数据的全面以及精度要求越来越高。目前其运用的领域主要有： （1）裂变、聚变反应堆设计； （2）加速器设计； （3）辐射防护设计； （4）核医学； （5）地质探测； （6）环境监测； （7）核天体研究等等。 对于反应堆设计而言，可以通过中子评价核数据来对设计的反应堆的某些参数进行模拟计算，如有效增值系数、相对功率分布等量，通过最终的模拟计算结果来衡量设计的合适与否，在此基础上进行一定的优化，最终实现各方面综合最优化。
1.3核数据获取方法 核数据获取方法主要有两种：实验测量法和理论计算法。实验法是目前核数据的主要来源，通过实验测量具有一定的客观性，但是实验测量方法存在各种问题：(1)核数据数据量大，实验工作量大；（2）实验费用过高；（3）有许多实验要求苛刻无法完成。因为实验方法存在一定的问题，所以主要的数据由实验来完成，次要的由理论计算完成。现如今计算机的发展已经可以满足一些模拟计算的需求，通过计算机可以省时、经济的完成一些数据的获取。 两种方法之间，实验为主，理论计算为辅。实验方法离不开理论计算，理论计算可以填补一些目前实验存在的空白，还可以指导实验数据的选取和评价。对模拟计算方法而言，其输入的数据必须是已经成熟的核数据，而这些数据来源于实验的测量，所以两者缺一不可。 1.4评价核数据库 1.4.1评价数据库介绍 实验测量与模拟计算都需要借助于已有的核数据，而这些已有的数据之间存在着一定的差别，如何更好的集中统一以及正确利用这些数据，则形成了评价核数据库。 核数据库就是由核物理专家通过大量的编纂（收集、整理、鉴定、理论处理等）和评价（分析、比较、鉴定和理论处理等）工作，甚至还需要通过一系列的积分实验与理论计算得到的结果进行比较来检验这些数据的可靠性、自洽性与精确性，最后得到全套的数据存入库中以方便用户使用。 1.4.2国际几大核数据中心 自上世纪60年代以来，国际上先处理的4个核数据中心，并建立和发展了各自的评价评价数据库，这四个分别是：国际原子能机构的核数据科（IAEA-NDS）、美国国家核数据中心（NNDC）、欧共体核能数据中心（OECD）、俄罗斯核数据中心（CJD）。继而，日、德、中国等国相继建立了自己的评价数据库。
水中氚活度的液闪测量分析方法操作规程
水中氚活度的液闪测量分析方法操作规程 1 实验原理 将含氚水样中常压蒸馏，收集蒸馏液的中间部分，然后将一定量的蒸馏液与一定量的闪烁液混合，暗适应后用低本底液体闪烁谱仪测量样品的活性。猝灭校正采用内标准源法，扣除本底，标准样品与本底样品另行配备以作效率刻度。 2 试剂 除非另有说明，分析时均使用符合国家标准的分析纯试剂。 2.1 高锰酸钾，KMnO4。 2.2 氢氧化钠，NaOH。 2.3 闪烁液。 2.4 标准氚水，浓度和标准待测试样尽量相当，不准确度≤±3%。 2.5 无氚水，含氚浓度低于0.1Bq/L的深层地下水。 2.6 蒸馏水。 3 仪器和设备 3.1 低本底液体闪烁谱仪，计数效率大于15%，本底小于2 计数/min。 3.2 分析天平，感量0.1mg，量程大于10g。 3.3 蒸馏装置，包括蒸馏瓶，500mL；蛇形冷凝管，250mL；电热炉；冷却水循环器。3.4 容量瓶，50mL ，500mL ，1000mL。 3.5 样品瓶，低钾玻璃瓶、聚乙烯、聚四氟乙烯或石英瓶，20mL。 3.6 移液管，10mL；移液枪，1mL。 3.7 电导率仪。 3.8 磨口塞玻璃瓶或塑料瓶，250mL。 4 样品前处理 4.1 标准样品配备 4.1.1 取氚标准源溶液小瓶，稀释溶解于500mL容量瓶中贮存备用。 4.1.2 根据测量需要，取xmL备用标准液，稀释至8mL加入至20mL样品计数瓶中，再加 入12mL闪烁液，旋紧瓶盖，振荡混合均匀后保存备用。根据标准源现有活度A o可得此标准样品活度为D=xA o/500，衰变/min。
4.2 待测样品制备 4.2.1 取300mL 水样，放入蒸馏瓶中，然后向蒸馏瓶中加入0.3g 高锰酸钾和1.5g氢氧化 钠。盖好磨口玻璃塞子，并装好蛇形冷凝管，加热蒸馏，将开始蒸出的50‐100mL 蒸馏液弃去，然后收集中间的约100mL 蒸馏液收集于磨口塞玻璃瓶或塑料瓶中准备用于样品测量，其余舍弃。 4.2.2 用电导率仪测定蒸馏液的电导率≤5μS·cm-1。如果电导率≥5μS·cm-1，水样应重 新蒸馏。 4.2.3 取8.00mL 蒸馏液（4.2.1）和12.00mL 闪烁液，放入20mL 样品计数瓶中，旋紧瓶 盖，振荡混合均匀后保存备用。 4.3 本底样品制备 将无氚水按4.2.1 步骤进行蒸馏，取其蒸馏液8.00mL 放入20mL 样品计数瓶中，再加入12.00mL 闪烁液，旋紧瓶盖，振荡混合均匀后保存备用。现暂时使用超纯蒸馏水代替无氚水制备本底样品。 5 样品测量与分析 5.1 把制备好的试样，包括本底试样，待测试样和标准试样，同时放入低本底液体闪烁谱 仪的样品室中，避光12 小时以上。 5.2 调试仪器使之达到正常工作状态。打开WinQ软件，仔细选择并确定氚测量的各项参 数，使仪器的测量道对所测样品的灵敏度优值达到最大。 5.3 在选定氚测量道内，对制备的本底试样以确定的计数时间间隔进行计数。对于环境低 水平样品测量，本底试样的计数时间至少应大于1000min。 5.4 选用确定计数时间间隔，在氚测量道，对标准试样进行计数，求出标准试样的计数率， 然后用下式计算仪器的计数效率： 式中：E——仪器的计数效率，（计数/min）/（衰变/min）； N d——标准试样计数率，计数/min； N b——本底试样计数率，计数/min； D——加入到标准试样中氚的衰变数，衰变/min。 上述分析过程可通过设备自带Easy View软件操作控制自动获得。
中子剂量与防护
中子剂量和防护-正文 中子剂量通常指中子吸收剂量或中子剂量当量（见辐射剂量）。不同能量的中子同人体组织中的元素（氢、氮、氧、碳等）发生不同的相互作用（见中子核反应和宏观中子物理），所产生的具有一定能量的次级带电粒子能够引起电离和激发，从而使肌体受到损伤。剂量学涉及的主要物理问题是散射、核裂变和辐射俘获等. 研究中子在生物组织中不同深度的吸收剂量和剂量当量的模型有：半无穷大板块、有限圆柱体（直径为30厘米，高为60厘米）和椭圆柱体（长半轴为18厘米，短半轴为12厘米，高为60厘米）模型。模型的材料组成应同软组织的相当,密度为1g/cm3。能量范围从10-2eV延伸至 2000MeV。其中对半无穷大板块模型和有限圆柱体模型研究的结果,是目前确定中子注量率-剂量当量率换算系数的基础。 平行中子束垂直入射到一块物质上时，该物质的吸收剂量D随深度的分布（示意图见图1）同γ辐射的情形相似：吸收剂量的最大值并不出现在表面，而是出现在某个深度处，这个深度取决于中子的能量。医学上就是通过调节辐射的能量，把这个最大值对准病变组织的部位进行放射治疗。 放射防护规定：对个人所受剂量的限制是由剂量当量决定的。不同能量中子的有效品质因数坴(见辐射剂量)的数值示于图2。此外，由测得的中子注量率可以换算到剂量当量率。目前各国都采用图3所示的数值。 中子剂量测定主要指中子吸收剂量和剂量当量的测量。此外还包括表示剂量分布的微剂量测量。通常使用组织等效电离室，乙烯-聚乙烯正比计数器,硫酸亚铁剂量计以及量热计等测量吸收剂量。在多数情况下，组织等效电离室是测定快中子吸收剂量最准确的装置仪器。剂量当量测量仅适用于辐射防护，所采用的方法分场所监测和个人监测两类，其响应正比于最大剂量当量。微剂量测定的目的在于从实验上研究辐射在直径为微米量级或更小的球体内能量沉积的空间分布和谱分布。微剂量学所考虑的体积应同生物细胞的大小相当，借以模拟辐射在生物细胞、细胞组分和生物大分子中的能量沉积。常用的测量仪器是低压组织等效气体的“无壁”计数器，但测量方法和数据处理牵涉到很复杂的技术。 中子防护目的在于减少工作人员所受的辐射剂量，并尽可能将它控制在放射防护标准规定的限值以下。职业性放射性工作人员每年所受的剂量当量限值为50mSv(5rem)。表中给出对不同能量的中子相当于25μSv(2.5mrem)每小时的中子注量率以及1mSv（0.1rem）的中子注量。 减少防护工作人员受中子照射的措施除了尽量缩短受照时间、尽可能远离中子源以外，还需对中子源进行有效的屏蔽。 不同能量的中子同物质相互作用有不同的特点（见中子核反应和宏观中子物理）。因此屏蔽热中子要用含吸收截面大、俘获辐射γ光子能量低的材料，如硼、锂以及它们的化合物等。屏蔽快中子时首先需要用慢化能力强的材料将快中子的能量降低,然后用吸收截面大、俘获辐射γ光子能量低的材料加以吸收。快中子慢化的主要过程对于重核及中重核是非弹性散射；对于轻核是同原子核发生弹性散射。对于一次弹性散射，靶原子核的质量越接近中子的质量，中子损失的能量也就越大。因此屏蔽能量不很高的快中子最有效的元素是氢，通常采用的是含氢成分较多的水、石蜡、聚乙烯等轻材料。对于几兆电子伏以上能量的中子，可以用含重核或中重核的材料通过非弹性散射使其能量迅速降低然后再用含氢材料进一步使其慢化,最后被含10B或6Li材料吸收。因此，在规划屏蔽层的布局和确定屏蔽层厚度时必须知道中子能谱及各类材料的不同中子能量的有关反应截面数据，并根据上述特点对屏蔽层填料作合理安排，据某种理论模型进行数学运算。对大型中子源常用的屏蔽计算方法有双群法、多群法和移出扩散法等。放射性同位素中子源的屏蔽计算常用分出截面法和半（或1/10）值层减弱法。 若屏蔽层足够厚，又含有足够量的氢时，可用分出截面法进行计算。在近似计算中，可用裂变中子谱的分出截面。 半（或1/10）值层减弱系指将辐射量（注量、吸收剂量或剂量当量等）降至1/2（或1/10）时所需的屏蔽层厚度。半值层厚度(HVT)同1/10值层厚度(TVT)的换算关系式是：H VT＝0.301TVT。 普通混凝土对单能中子的1/10值厚度示于图4。 屏蔽放射性中子源，可以单独使用水、石蜡等；也可兼用其他慢化材料和吸收材料，或将慢化材料和吸收材料混合使用（如含硼聚乙烯、含硼石蜡等）。对大型中子源（如加速器、反应堆）的屏蔽比较复杂，常以普通混凝土和重混凝土等屏蔽材料为主，还要采用铁一类的物质屏蔽γ辐射和快中子。 在中子辐射防护中，除了中子以外还应当特别注意对γ辐射的防护。这是因为反应堆、加速器和很多放射性同位素中子源都伴有很强的γ辐射。在很多情况下，γ辐射的剂量当量大大超过中子的剂量当量。例如,镭-铍中子源的γ剂量当量率约比中子剂量当量率高50倍。即使是被认为γ剂量较少的镅-铍中子源,γ辐射剂量当量率也占总剂量当量率的百分之几十。 在使用放射性同位素中子源时，要严格防止放射性物质的泄漏。特别是使用镭-铍中子源时应经常检查是否有氡气漏出。一旦发现有漏出，就应及时采取措施。 辐射剂量-正文
中子平均自由程与宏观截面的关系
宏观截面和平均自由程 宏观截面和平均自由程以一定速度在大块媒质中运动的中子，不断地同周围的原子核（称为靶核）发生碰撞，发生散射或吸收两类中子核反应。散射时，中子本身并不消失，只是能量发生变化，以新的速度继续在媒质中运动。吸收时，中子被原子核俘获，从而在媒质中消失。原子吸收中子以后将发出γ射线、发出次级粒子或发生原子核裂变，核裂变将产生新的中子。这些核反应的发生几率用各种反应截面（微观截面，见核反应截面）描述，截面大，表示产生核反应的几率大。不同能量的中子，与原子核产生各种反应的截面也不同。为了便于表述中子同宏观物质的作用，引入宏观反应截面这一物理量，用符号表示。它是靶核的微观截面和单位体积内的靶核数的乘积=。与微观截面不同,宏观截面的量纲是【L】。宏观截面是一个中子同单位体积内的原子核发生核反应的平均几率大小的量度，它等于中子在媒质内飞行单位距离时发生某种核反应的几率。宏观总截面用表示，中子在连续两次碰撞之间的平均飞行距离称为平均自由程，用符号表示。显然,在一个平均自由程之内发生某种碰撞的平均数为1。参照宏观截面的定义,容易得出=1，即平均自由程等于宏观截面的倒数。 相应的有散射平均自由程 ，吸收平均自由程
。中子在媒质中的各种运动规律(无论空间时间变量的,还是能量变量的)都同宏观截面或平均自由程有关,宏观截面或平均自由程是描述物质中子物理特性的最基本的物理量。 宏观参量及其实验研究无论是核裂变，还是其他核反应产生的中子，一般能量都在兆电子伏量级，这些快中子在大块媒质中不断通过散射损失能量，直到和媒质中靶核的能量交换处于平衡状态为止。散射可分为弹性散射和非弹性散射两种。发生弹性散射时，中子和靶核间只有动能交换，是一种弹性球式碰撞，靶核内能不发生变化。发生非弹性散射时，靶核内能发生变化。非弹性散射是一种阈反应，只有入射中子的能量超过某一数值时才能发生。一般说，轻核非弹性散射阈值高，重核的阈值低。研究中子在大块媒质中损失能量的规律对核反应堆的物理设计十分重要。在快中子反应堆内，中子的平均能量为100keV左右，裂变中子（平均能量约为2MeV）主要通过非弹性散射损失能量。热中子反应堆内中子的平均能量只有0.01eV左右，裂变中子主要通过弹性散射损失能量。中子这种损失能量而不断减速的过程称为慢化过程。中子从某一能量慢化到热能，在媒质中穿行的平行距离用中子年龄来描述。对一个在无限大无吸收的媒质内的单能点中子源,定义中子年龄为中子在被慢化前穿行的直线距离的均方值的1/6，即
中子资料
?快中子能量高于1电子伏特、0.1兆电子伏特或者接近1兆电子伏特，有不同的定义。 ?慢中子能量小于等于0.4电子伏特。 ?超热中子能量在1电子伏特至10电子伏特之间。 ?高热中子能量约0.2电子伏特。 ?热中子能量约0.025电子伏特。 ?冷中子能量约5x10?5电子伏特至0.025电子伏特。 ?甚冷中子能量约3x10?7电子伏特至5x10?5电子伏特。 ?极冷中子能量小于3x10?7电子伏特。 ?连续区间中子能量从0.01兆电子伏特至25兆电子伏特。 ?共振区间中子能量从1电子伏特至0.01兆电子伏特。 ?低能区间中子能量低于1电子伏特。 [编辑]快中子 此处介绍的快中子的动能接近1兆电子伏特（100TJ/kg），速度接近14000千米/秒。将它们命名为快中子可以将其区别于于低能的热中子、以及通常在宇宙射线或者加速器中产生的高能中子。快中子通常有由核反应例如核裂变产生。 核聚变反应中产生的中子通常的能量都远大于1兆电子伏特，例如，氘氚核聚变的中子能量达到14.1兆电子伏特（1400 TJ/kg，速度约52000千米/秒，达到了光速的17.3%）。这样高能量的中子可以很容易使得铀-238与其他超铀元素发生裂变。 快中子可以通过中子慢化过程转变为热中子。中子慢化主要依靠减速剂。在核反应堆中，通常使用重水、轻水、或石墨来使中子减速。 热中子是动能约为0.025电子伏特（大约4.0×10?21焦，2.4MJ/kg，速度约2.2千米/秒）的自由中子。这个速度也是对应于290K（摄氏17度）时麦克斯韦-玻尔兹曼分布下的最可能速度。 最可能能量和最可能速度对应的能量、平均能量是不同的。最可能能量是最可能速度对应的能量的一般，而平均能量比最可能速度对应的能量大50%。 在中子与常温下减速介质的原子核发生若干次碰撞后，如果中子还没有被俘获，它们就会达到这个能量。热中子通常有比快中子大得多的有效中子俘获截面，也因此会更容易被原子核吸收，形成更重的、通常也不稳定的同位素。这个现象也被称为中子活化。 https://www.wendangku.net/doc/9213883897.html,/wiki/%E4%B8%AD%E5%AD%90%E6%B8%A9%E5%BA%A6
中子源的注量率测量
龙源期刊网 https://www.wendangku.net/doc/9213883897.html, 中子源的注量率测量 作者：谢菊英程品晶赵越 来源：《科技资讯》2011年第33期 摘要:通过进行中子源注量率测量后,为保证进入中子源库的实验人员的安全范围提供第一手参考资料。进行中子研究具有巨大的科学价值和社会影响力。本文阐述了对238Pu-Be 20ci 中子源的注量率测量方法,测得离中子源距离约半径R＝60cm辐射场的中子的注量率为 0.0682cm-2.s-1,并对实验测得的结果进行了分析。 关键词:中子源注量率安全范围 中图分类号:O571.54 文献标识码:A 文章编号:1672-3791(2011)11(c)-0167-01 中子源的辐射危害早就已经被人们所认识,随着中子源在工业生产中的广泛应用,必须做好中子的监测和评价工作。粒子剂量学是辐射防护监测的基础,在辐射防护中占有特殊重要的地 位[1～4]。而中子注量率是描述中子场或中子束的基本量,因此,中子注量率的测量始终是中子 实验方法的基本内容之一,中子注量率的准确程度,直接影响各种参数诸如反应截面、角分布等测量的准确度。 因此,关于中子以及与中子有关问题的研究,已经发展成为一门专门的学科—中子物理学。而中子的探测也成为一个专门的应用和研究课题。 1 测量原理与装置 238Pu-Be中子源是利用放射性核素衰变时,放出的一定能量的射线,去轰击某些靶物质,产生核反应而放出中子。 测量中子注量率的方法是多种多样的。但是依靠基本原理归类可概括成:标准截面发,包括n-p散射截面,及其他中子俘获的截面;伴随粒子法;次级标准法,包括标准中子源与标准探测器等[5]。 工作原理中子的探测方法基于核反应法。中子入射到仪器的探头内,被探测器中的10B或6Li核俘获,导致闪烁体发光。该闪烁光被光电倍增管放大并转换成电信号。该信号由后续电子学线路进一步处理后送单片机处理系统,由单片机处理系统完成数据采集的处理,并实现显示(见图1)。仪器连接使用时首先把探头和主机连接好,注意电缆插头缺口的方向。
第九章 中子测井
第九章中子测井(Neutron log) 利用中子与地层相互作用的各种效应，来研究钻井地质剖面的一类测井方法统称中子测井。它是利用岩石的另一种特性，即岩石中的含氢量来研究岩石性质和孔隙度等地质问题。这种测井方法在于将装有中子源和探测器的井下仪器下入 井中，由中子源→中子→进入岩层,同物质的原子核发生碰撞将产生减速、扩散 和被俘获几个过程，到达探测器。 在这些过程中，探测器周围的中子分布状况，以及中子被俘获后所放出的伽马射线强度，与仪器周围的岩石性质，特别是岩石的含氢量有关。 而储集层的含氢量又取决于它的孔隙度，因此，中子测井是目前广泛使用的一 种孔隙度测井。根据中子测井的记录内容：可以将它分为中子-中子测井和中子-伽马测井。根据仪器的结构特点，中子—中子测井又可分为中子-超热中测井（SNP）—井壁中子测井中子-热中子测井（CNL）—补偿中 子测井 一、中子测井的核物理基础 1 中子和中子源 中子是组成原子核的一种不带电荷的中性粒子，其质量与氢核的质量相近。中子与物质作用时，能穿过原子的电子壳层而与原子核相碰撞，所以它对物质的穿透能力较强。 通常中子与质子以很强的核力结合在一起，形成稳定的原子核。要使中子从原子核里释放出来，就必须供给一定的能量。如果使原子核获得的能量大于中子结合能，中子就可能从核中发射出来。 可以用α粒子、氘核d、质子p或γ光子轰击原子核，引起各种核反应，使中 子从核内释放出来。这种产生中子的装置称中子源。 一、中子测井的核物理基础 因为不同能量的中子与原子核作用时有着不同的特点，所以通常根据中子的能量大小，可以把它分成几类： 高能快中子：能量大于10万电子伏特； 中能中子：能量在100电子伏特—10万电子伏特之间； 慢中子：能量小于100电子伏特； 其中0.1—100电子伏特的中子为超热中子； 能量等于0.025电子伏特的中子为热中子。 一、中子测井的核物理基础
01 概述——中子截面及其应用
22.54 中子与物质的相互作用及应用（2004年春季） 第一讲 （2004年2月3日） 概述：与物质的相互作用,分类，截面及应用 在大量关于核物理的文献中，有许多参考资料，从中我们可以找到关于中子反应的介绍或详细的论述，下面列出的是我本人多年来使用过的文献，但这还远非全部，你们在学习时还可以参考其它文献。 B. T. Feld, “The Neutron”, in Experimental Nuclear Physics , E. Segre, ed. (Wiley, 1953), vol. II, p. 208; A. M. Weinberg and E. Wigner, The Physical Theory of Neutron Chain Reactors (Univ.Chicago Press, 1958), Chap 2. J. E.Lynn, The Theory of Neutron Resonance Reactions (Clarendon, Oxford, 1968), Chap 1. A. Foderaro, The Elements of Neutron Interaction Theory (MIT Press, 1971), Chaps 1, 3. C. G. Shull, "Neutron Interactions with Atoms", Trans. Am. Cryst. Assoc. 3, 1 (1967). 中子的特色 学习“中子的相互作用”是我们核工程系的特有专业课程，其它系没有开这门课。 中子在核工系的三个学科领域中扮演着核心角色： 裂变——裂变反应链的“传递者”，维持反应堆燃烧的“点火器”； 聚变——聚变反应的产物，如（D,T），会导致辐射损伤或活化； 辐射科学与技术——加速器技术，治疗，成像，材料研究等。 中子的特性（请回忆22.101），中子由查德威克（J. Chadwick）* 于1932年发现；中子不带电（能够容易地穿过原子核）；质量略大于质子（在碰撞反应中动量改变明显）；热中子波长与X射线相当，但能量更低；我们所感兴趣中子的能量范围分布很宽（包含多种反应类型）；中子的自旋为1/2（与核子发生的相互作用是自旋相关的）；中子具有磁矩（在磁散射中与原子磁矩发生耦合）；中子具有半衰期（自由中子是不稳定的）； *有关中子的其它重大事件：1938年发现裂变反应；1942年第一次发现链式反应。这些事情对我们今天的社会产生了很大的影响，是中子使得这些事情成为可能。 中子的波粒二相性： 粒子性：能量－动量关系式： （1.1） 22/2,,/2E mv p mv E p m ===波动性：频率－波长关系式：22 /2,,2/E k m p k k ωπλ==== （1.2） 将中子的参数与光子（X射线或γ射线）以及质子和电子的进行比较。 中子是相对论粒子吗？（一般来说不是的） 本课程中，我们感兴趣的中子能量范围跨越了9个数量级：
聚变堆产氚包层产氚率液闪法测量技术研究
聚变堆产氚包层产氚率液闪法测量技术研究聚变堆产氚包层产氚性能评价是实现聚变堆“氚自持”的重要课题之一。要实现产氚包层的准确评价,关键是要解决产氚率准确测量的问题。 本论文开展了聚变堆产氚包层产氚率液闪测量技术及液闪样品制备技术的相关研究,对将来开展产氚包层产氚率测量和评价具有重要意义。论文研究的主要内容和结果如下:开展了对正硅酸锂、碳酸锂、氧化锂三种备选探测片在产氚包层中的产氚随深度的分布蒙特卡罗模拟,结果显示,随着包层深度的增加,产氚呈下降趋势;开展了封装材料对探测片产氚量影响的模拟研究,结果显示铝箔封装影响最小,铝箔封装是较好的选择;开展了三种探测片尺寸对探测片产氚量影响的模拟研究,结果显示,探测片的最佳厚度为1mm。 开展了碳酸锂探测片液闪样品制备方法研究,初步确定盐酸溶解碳酸锂探测片能制备出透明度高且无分层的液闪样品的制备技术,但盐酸用量不宜过多,否则会导致样品分层和氚计数效率降低;开展了铝箔封装碳酸锂探测片液闪样品制备方法和影响因素的研究,结果表明,采用氢氧化钠溶液加盐酸来溶解铝箔封装碳酸锂探测片,能制成透明度高且无分层的液闪样品,但温度对液闪样品的兼容性会产生较大影响,液闪样品保存和测量时环境温度应保持在10℃至20℃范围;开展了正硅酸锂探测片液闪样品制备方法的研究,采用合适的混合酸并在加热的条件下能实现正硅酸锂的溶解,取少部分溶解液与闪烁液混合能制备透明度高且无分层的液闪样品;开展了氧化锂探测片的液闪样品制备方法研究,在用盐酸溶解氧化锂探测片时会产生大量白烟以及大量热量,可能会造成氚明显逃逸,溶解后的溶液可以制备出透明度高且无分层的液闪样品。对液闪法产氚率测量中的淬灭校正方法进行了研究,即对内标准法和外标准转换谱指数法在产氚率测量上提
BH3105E型中子剂量当量仪操作规程
BH3105E型中子剂量当量仪操作维护规程 1 设备简介 BH3105E型中子剂量当量仪是BH3105E型中子剂量当量仪的升级产品。主要用于核反应堆、核电站、核潜艇、中子实验室及其它应用中子辐射的场合中，中子辐射的剂量监测。 2 主要技术参数 2.1灵敏度：5cps/（μsv/h） 2.2 响应时间：20Ｓ 2.3 测量范围：0.1μsv/h~999.9msv/h 2.4 相对固有误差：-50%~+100% 2.5 测量误差：≤±15%(典型值) 2.6 能量响应范围：热中子~14Ｍev 2.7 抑制性能：对13?Cs-γ辐射，γ抑制比优于100:1附加误差≤±10%（对1mSv/h） 2.8 角响应：相对于轴对称校准方向，指示值在0o~±90o的变化≤±25% 2.9 使用环境条件 温度范围：5℃－40℃ 相对湿度：≤85%（30℃） 3 操作规程 3.1 开机：打开电源开关，进入时间显示，实时显示当前时间。 3.2 自检：在主画面中，按自检键，仪器开始检查自身的工作状态，如果工作正常，随后自动返回到主画面。 3.3 测量;在主画面中，按测量键，仪器进入计数测试过程，屏幕显示计数正在计数。定时时间自动设定20Ｓ，定时时间到，屏幕显示计数结束，并显示出计算结果。在计数过程中经及结束后，按返回键均可回到主画面。测量过程中仪器显示剂量当量率值，显示屏指示条随剂量当量率值大小变化，即指示条长短定性显示剂量当量率值。另外每一次计数蜂鸣器有一个声响，也可根据鸣器声响判断剂量当量率大小。完成一个测量周期。测量结果自动保存到存储器内。 3.4 数据导出：存储数据由ＲＳ-232数据线导出到计算机。具体操作见软件
用于中子测井的CR39中子剂量计的个人剂量监测方法
用于中子测井的CR39 中子剂量计的个人剂量监测方法 GBZ/T 148-2002 1范围 本标准推荐了用于中子测井场所的CR39中子剂量计的个人剂量监测方法。 本标准适用于241Am-Be中子源测井场所工作人员的个人中子剂量监测。 2规范性引用文件 下列文件中的条款通过在本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包括勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。 GB 12714 镅铍中子源 3术语和定义 下列术语和定义适用于本标准。 3.1 固体核径迹探测器 solid state nuclear track detector 核粒子穿过绝缘体时，造成一定密度的辐射损伤，经适当处理，形成可观测的径迹，这种固体称为固体核径迹探测器。 3.2 CR-39径迹探测器CR39 track detector 用烯丙基二甘醇碳酸酯（品名 CR39）制成的核径迹探测器。按照测定程序，利用其在中子场经累积照射形成的可观察径迹，在一定准确度内，可得到相应的当量剂量。它是固体核径迹探测器的一种。 3.3 化学蚀刻 chemical etching 固体核径迹探测器的辐射损伤经过化学试剂蚀刻形成可观察径迹的过程。 3.4 中子注量灵敏度 neutron fluence sensitivity 垂直入射的单位中子注量在剂量计单位面积上产生核径迹的概率。 3.5 中子当量剂量灵敏度 neutron equivalent dose sensitivity 中子探测器单位面积上每单位当量剂量相应的径迹数。 3.6 中子剂量换算系数 neutron dose converson coefficient 在各种照射条件下，用人形体模换算出的单位中子注量的当量剂量。 4测量元件 CR39个人中子剂量计由CR39径迹探测器和包装盒组成。 4.1 CR39径迹探测器应具备对辐射损伤灵敏、高透明度、结构均匀、各向同性、热固性稳定和低本底等特性。CR39呈片状，其典型值厚1mm，面积10mm×20mm。 4.2 包装盒用硬质塑料制成，外形为圆柱体或长方体，一侧装有佩带针（夹），以便使用；其典型值厚度为5mm，面积为55mm×35mm。 1
热中子截面测量
V-51的热中子俘获截面测量 摘要：利用活化法和相对测量法对截面未知样品V-51进行进行热中子截面的测量，并与标准核数据进行比较，分析误差。 关键词：热中子俘获截面：活化法，相对测量法；Al-27，V-51;半衰期； 一引言
实验目的： 1.熟悉掌握相关实验仪器的原理与使用 2.掌握相对测量法测量热中子界面的基本原理 3.利用所学知识对独立自主设计实验的熟悉 实验原理： 相对测量法： 利用已知热中子截面的Al-27进行活化，对活化后的样品进行γ计数，利用公式 可以得到在该样品活化点的热中子通量，将待 测样品v-51放置在相同活化地点至饱和，利用NaI闪烁体探测器对其进行γ计数，由于在同一活化地点具有相同的通量，所以算出样品v-51的热中子俘获界面。 活化法： 利用样品在中子源的辐照下被活化，通过NaI闪烁体探测器测量活化后样品的γ放射性，可以得到样品活化处的中子通量。 实验器材及软件： NaI闪烁体探测器SG1121（75*75）多道分析系统示波器电光分析天平游标卡尺 中子屏蔽腔（铅）胶带镊子 MCNP 5 多道分析软件MCA16K 实验样品： Al-27 V-51 标准样品源Co-60 Cs-137 实验步骤： 1 熟练掌握MCNP 5 和多道分析软件的使用。 2 测量实验样品的三维尺寸和质量（见表一和表二） 3 利用标准源进行能量刻度。 4 分别将样品放入中子源进行活化（20分钟），活化完成后开始计时（t0=0,t1 ,t2)，利用NaI 闪烁体探测器和多道系统对活化样品进行计数，并且记录相关数据（见表三）。 5 每个样品计数完成后，在相应道数对其进行本地计数的测量并且记录数据（见表四）。 6 利用MCNP5对NaI探测器对活化后样品的探测效率的模拟（见表五）。 7数据处理，利用相对测量法算出V-51的热中子俘获截面。 8 误差分析以及实验总结。
中子测井与天然气探测技术
第26卷 第1期核电子学与探测技术 V o l .26 N o .1 2006年 1月 N uclear E lectron ics &D etecti on T echno logy Jan . 2006 中子测井与天然气探测技术 秦绪英1,2,肖立志1,张元中1 (1.石油大学,北京 102200;2.中石化石勘院南京石油物探研究所,江苏南京 210014) 摘要:简单介绍了中子测量与地层含氢指数及地层孔隙度的关系,介绍了地层含气对中子测量的 影响以及泥浆侵入对中子在含气地层响应特征的影响。分析了中子测井仪器长短源距探测器受泥浆侵入影响的差异,给出了通过对中子仪器长短源距计数率校正消除泥浆侵入影响的方法。通过实际资料验证,取得了比较好的结果。 关键词:含氢指数;中子测量;天然气;泥浆侵入校正 中图分类号: P 618.130.21 文献标识码: A 文章编号: 025820934(2006)0120009205 收稿日期:2005206209 作者简介:秦绪英(1962—),男,教授级高级工程师,石油大学(北京)博士生,从事测井技术研究工作 由快中子源发射出的高能中子,在发射后 的极短时间内经过一二次非弹性碰撞损失掉大量的能量之后,只能经弹性散射而继续减速。每次弹性碰撞后,快中子损失的能量与靶核的质量数A 、入射中子的初始能量E 0以及散射角Η有关。当Η为180°时,即发生正碰撞,中子损失的能量最大,一次弹性碰撞中子可能的最大能量损失为: ?E m ax ={1-[(A -1) (A +1)]2}E 0(1) 令Α=[(A -1) (A +1)]2,得到?E m ax =(1-Α )E 0(2) 对氢核来说,质量数A =1,因而有,?E m ax =E 0。这就是说中子与氢核发生正碰撞时,中子就失去其全部动能。对碳核来说,质量数A =12,因而有Α=0.716,因而中子与碳核发生正碰撞时,中子可能失去的最大能量是0.284E 0。经过数学计算,中子在每次弹性碰撞时平均的能量损失为: ?E = 2A (A +1)2 E 0 (3) 当中子与氢核碰撞时,每次碰撞平均会减少一半的能量,而与碳核碰撞时,每次碰撞平均只损失14%的能量。靶核的质量数越大,对快中子的减速能力越差,而氢核的A 最小,对快中子的减速能力最强,这决定了氢是所有元素中最强的中子减速剂[1]。这是中子测井能有效解决地层含氢量以及与此有关的地质问题的科学基础。 中子源发射出的高能快中子减速到热中子所需要的时间及所移动的距离是由岩石的宏观减速能力决定的。岩石是由多种元素组成的,其宏观减速能力主要由含氢量来决定,水是地层中中子减速能力最强的物质,由其他轻元素组成的物质减速能力比水小1～2个数量级,由重元素组成的物质宏观减速能力更差[2]。所以可近似地认为地层岩石的减速能力等于地层孔隙中水或原油的减速能力(假设地层骨架中不含氢)。 点状中子源在均匀无限介质中形成的超热中子注量率,在忽略扩散效应的条件下与源距r 的关系为: Υe = 14ΠD e r e -r L e (4)
第三章 中子测井
第三章 中子测井 概述 中子测井利用中子与地层物质相互作用的各种效应，测量地层特性的测井方法的总称。 根据中子测井仪器记录的对象不同可以分为： ??? ?? ? ?—伽马能谱测井—中子—伽马测井—中子—超热中子测井—中子—热中子测井—中子 按仪器结构特征的不同，可以分为普通中子测井，贴井壁中子测井，补偿中子测井等。 从中子源发出的高能中子与地层物质的原子核发生各种作用，其结果是高能中子逐步减弱为超热中子和热中子，或被原子核吸收，发生核反应。中子与物质相互作用的类型有：非弹性散射；弹性散射；核俘获引起的核反应等。 探测仪器记录的低能中子的数量或原子核俘获中子发出的伽马射线的强度与地层对中子的减速能力和吸收特性有关。中子测井正是利用了这些特性对地层进行探测的。 1）中子测井测量地层孔隙度的原理 氢核与中子的质量几乎相等，是最强的减速物质。因此，中子测井的结果将反映地层的含氢量。在油层或水层中，储集空间中被含氢核的油或水充填，这样储集体中含氢量的多少反映岩石孔隙度的大小。因此，中子测井是一种孔隙度测井方法。 2）油层和气层对中子的减速能力的差异非常明显，因此中子测井也是一种指示油气层的测井方法。 3）氯是地层中重要的中子吸收物质，氯是大多数地层水的主要离子成分，可见中子测井对于划分油水层也有重要作用。 4）中子与地层中的原子核发生非弹性散射，使原子核处于激发态，在退激时发出伽马射线。这些伽马射线的能量，反映靶原子核的能级结构。因不同的原子核其能级结构是不同的，因此发出的伽马射线的能量也是不同的。我们把这种不同原子核发生的伽马射线称为特征伽马射线。测量地层发射的伽马射线的能谱，就可以分析地层中元素的成分。 例如：碳核的特征伽马射线为 Er 43 .4= 氧核的特征伽马射线为 Mev Er 13.6= 对于给定的中子源，中子与地层中的碳核和氧核发生非弹性散射次数的多少，取决于地层中相应核素的多少，取决于地层中相应的核素的丰度。即特征伽马射线的强度取决于地层中碳核、氧核的数目。显然，油层与水层单位体积中的碳核和氧核的数目是不同的。 我们通过探测 c r E ,与 o r E ,的强度比，就可以定性判断地层是水层还是油层。这是碳氧比测井的原理。 §1中子测井基本原理 普通中子测井是利用地层中氢核对快中子的减速能力测量地层的含氢指数，进而确定地层孔隙度的测井方法。 一、地层的含氢指数 自然界中，对中子减速能力最强的核素是氢核，岩石中的氢核的多少就决定了地层对中子的主要减速能力。为了度量地层对中子的减速能力，引入几个概念。 1．含氢量，含氢指数 ①含氢量：单位体积中氢核的数目。
测井复习
一：名词解释 ?中子视石灰岩孔隙度单位：以含水纯 ?中子天然气挖掘效应：对于含气地层，气体部分所造成的含氢指数的降低，与气体部分被岩石骨架代替是不—样的。因为岩石骨架本身具有对中子的减速、吸收等作用。二者之间的这个差异称为“挖掘”效应。 ?康普顿散射效应（76页） ?光电效应 ?地层因素：纯水层电阻率与地层水电阻率之比.纯岩石电阻率?与地层的孔隙度和孔隙结构有关,一般用于阿尔奇公式,可用于计算纯岩石电阻率,进行地层评价,它一般和孔隙度呈负线性关系。 ?滑行波：在V1 ICS 13.100 GBZ C57 中华人民共和国国家职业卫生标准 GBZ/T 148-2002 用于中子测井的CR39 中子剂量计的个人剂量监测方法 Individual dose monitoring method with CR-39 neutron dosimeter using in neutron logging 2002-04-08发布 2002-06-01 实施 中华人民共和国卫生部 发布 前 言 根据《中华人民共和国职业病防治法》制定本标准。 中子测井技术是核技术在石油工业已广泛使用的技术，在我国也已使用多年。为推进该技术在我国的顺利应用和推广，应进行中子剂量计的监测方法标准化、规范化，以利于放射防护，保障放射工作人员的安全和健康。 本标准按照我国国情，对用于中子测井场所的CR39中子剂量计的个人剂量监测方法，制订了具体要求。 本标准由卫生部提出并归口。 本标准起草单位：中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所。 本标准主要起草人：冯玉水 陆杨乔 李俊雯。 本标准由卫生部负责解释。 I 用于中子测井的CR39 中子剂量计的个人剂量监测方法 GBZ/T 148-2002 1范围 本标准推荐了用于中子测井场所的CR39中子剂量计的个人剂量监测方法。 本标准适用于241Am-Be中子源测井场所工作人员的个人中子剂量监测。 2规范性引用文件 下列文件中的条款通过在本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包括勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。 GB 12714 镅铍中子源 3术语和定义 下列术语和定义适用于本标准。 3.1 固体核径迹探测器 solid state nuclear track detector 核粒子穿过绝缘体时，造成一定密度的辐射损伤，经适当处理，形成可观测的径迹，这种固体称为固体核径迹探测器。 3.2 CR-39径迹探测器CR39 track detector 用烯丙基二甘醇碳酸酯（品名 CR39）制成的核径迹探测器。按照测定程序，利用其在中子场经累积照射形成的可观察径迹，在一定准确度内，可得到相应的当量剂量。它是固体核径迹探测器的一种。 3.3 化学蚀刻 chemical etching 固体核径迹探测器的辐射损伤经过化学试剂蚀刻形成可观察径迹的过程。 3.4 中子注量灵敏度 neutron fluence sensitivity 垂直入射的单位中子注量在剂量计单位面积上产生核径迹的概率。 3.5 中子当量剂量灵敏度 neutron equivalent dose sensitivity 中子探测器单位面积上每单位当量剂量相应的径迹数。 3.6 中子剂量换算系数 neutron dose converson coefficient 在各种照射条件下，用人形体模换算出的单位中子注量的当量剂量。 4测量元件 CR39个人中子剂量计由CR39径迹探测器和包装盒组成。 4.1 CR39径迹探测器应具备对辐射损伤灵敏、高透明度、结构均匀、各向同性、热固性稳定和低本底等特性。CR39呈片状，其典型值厚1mm，面积10mm×20mm。 4.2 包装盒用硬质塑料制成，外形为圆柱体或长方体，一侧装有佩带针（夹），以便使用；其典型值厚度为5mm，面积为55mm×35mm。 1GBZT148-2002用于中子测井的CR39中子剂量计的个人剂量监测方法