鄒德慧，邱 東，許 波，周 靜

(1.中國工程物理研究院 核物理與化學研究所，四川 綿陽 621900；2.中國工程物理研究院 中子物理學重點實驗室，四川 綿陽 621900)

中子輻射損傷等效性研究進展

鄒德慧1,2，邱 東1，許 波1，周 靜1

(1.中國工程物理研究院 核物理與化學研究所，四川 綿陽 621900；2.中國工程物理研究院 中子物理學重點實驗室，四川 綿陽 621900)

為建立不同輻射源損傷評價的統(tǒng)一標準，制定武器抗中子輻射性能考核及驗收的依據(jù)，國內(nèi)外確定了中子輻射損傷等效標準源，開展了大量的等效性研究工作。本文從位移損傷函數(shù)、輻射源能譜以及二者的結(jié)合關(guān)系方面梳理了理論研究進展。從基本實驗方法、效應參數(shù)及場量參數(shù)的控制趨勢方面總結(jié)了實驗研究進展。探討了降低實驗不確定度的方法，展望了輻射損傷等效性研究工作的方向。

中子輻射損傷；等效系數(shù)；損傷函數(shù)；能譜；損傷常數(shù)

在武器的輻照效應及抗核加固考核的研究進程中，國內(nèi)外經(jīng)歷了漫長的過程，一方面利用實驗室的模擬輻射源開展工作，另一方面利用真實核爆環(huán)境進行考核和驗收。隨著禁核試后，這方面研究工作的重心向?qū)嶒炇肄D(zhuǎn)移，最佳的模擬源是具有高中子通量和大幅照腔的快中子脈沖堆。然而受地域、時間、空間和經(jīng)濟等因素的限制，不同研究機構(gòu)往往會選擇不同類型的輻射源進行輻射模擬研究，為分析、評價或?qū)Ρ冗@些研究成果，建立不同輻射源間的等價關(guān)系的需求成為必然。建立等價關(guān)系的途徑有兩種，一種是通過理論計算得到同種材料在不同輻射場中的全能譜位移損傷進而建立損傷比值，另一種是通過同種電子器件在不同輻射場中的宏觀輻照效應得到損傷常數(shù)進而建立損傷比值，該比值即是等效系數(shù)。通常情況下，這種等效系數(shù)的建立過程被稱為等效性研究。通過這種等效系數(shù)，可以確定不同中子模擬輻射源間輻射損傷的統(tǒng)一標準。鑒于此，筆者對中子輻射損傷等效性研究進展進行了全面分析和綜述，對降低實驗不確定度的方法進行探討，并對等效性研究的發(fā)展趨勢進行了展望。

1 輻射源類型以及等效標準源確定

國內(nèi)外用于輻射損傷研究的輻射源有反應堆中子源[1-4]、同位素中子源、中子管、加速器中子源等，隨著各國散裂源的加速建設，其高中子通量的特點有望將其用于輻射損傷研究。美國和俄羅斯的核武器研究中心(如美國的LANL、SNL、LLNL、導彈研究所阿伯丁試驗場；俄羅斯的實驗物理研究所RFNC-VNIIEF和技術(shù)物理研究所RFNC-VNIITF等)從20世紀60年代以來已先后建造了30多座快中子脈沖堆，建造快中子脈沖堆的主要用途之一就是用來開展核武器部組件輻照效應研究并考驗其抗核加固能力，后期建造的脈沖堆輻照空腔的體積越來越大，可利的用中子注量、γ總劑量越來越高，已達1×1015～1×1016cm-2和3×103～3×104Gy(Si)的水平。如：美國圣地亞的SPR-Ⅲ快脈沖堆是專門為模擬高空核爆輻射環(huán)境而建造的高濃縮鈾燃料的快堆，生成的中子能譜接近了聚變反應能譜，能夠在更短的時間內(nèi)和更小的體積上產(chǎn)生比ACRR更強的中子和伽馬射線，可用來進行電子設備的高注量輻照試驗；美國Super Kukla的輻照空腔直徑為46 cm，長度為61 cm，用來檢驗整彈系統(tǒng)(其中炸藥用慢化劑代替)的抗輻射性能。又如：俄羅斯雙堆芯快中子脈沖堆BARS-5的輻照空腔直徑雖然只有9 cm，但在堆芯之間的距離可在33～500 cm之間調(diào)整，可供核戰(zhàn)斗部整機系統(tǒng)或更大的裝置進行抗核加固檢驗；還有БР-К1反應堆，其碩大的輻照腔也擔負著電子部組件性能考核及驗收的任務。圣地亞實驗室計劃發(fā)展一種方法，能夠在不使用快中子脈沖堆SPR-Ⅲ(在2006年9月退役)情況下評價材料和電子器件在快中子瞬態(tài)輻照下的性能，說明了先期已經(jīng)利用SPR-Ⅲ開展過大量的瞬態(tài)輻照效應研究，積累了豐富的經(jīng)驗。此外，熱堆也肩負了輻射效應研究的任務，如：美國伊利諾斯州大學的水冷TRIGA型ACPR反應堆，專門用來模擬低空核爆輻射環(huán)境，TRIGA型熱中子堆(UITRIGA)，還有圣地亞的ACRR池式熱堆，可用作中子和伽馬射線源，用于模擬電子部組件效應和檢定部件。表1是國外部分脈沖堆的指標和應用情況。對于低中子注量率輻射環(huán)境，用的較多的同位素中子源有锎源，中子管有DD管和DT管。美國橡樹嶺國家實驗室(ORNL)發(fā)展了锎用戶裝置用于輻照效應研究，該裝置是采用緊湊型(手指大小)锎-252中子源容器的獨特中子輻照裝置，能放射出大于1011n·s-1的锎-252中子源，快中子譜(平均能量約為2.1 MeV)可調(diào)制到熱中子譜，小樣品容積可由大于108cm-2·s-1的熱/快中子通量輻照。相應的γ劑量比中子劑量小得多。國內(nèi)先后用于中子輻射效應研究的模擬源有：清華大學屏蔽實驗反應堆(200#堆)，中國工程物理研究院快中子脈沖堆(CFBR-Ⅱ)及快中子臨界裝置，西北核技術(shù)研究所的脈沖堆(XAPR)，蘭州近物所的14 MeV中子發(fā)生器，Am-Be中子源，锎源等。

雖然國內(nèi)外的輻射源類型多種多樣，但是在武器的輻照效應和抗核加固能力研究中，要建立中子輻射損傷等效關(guān)系首先要確定等效的標準源。在各種輻射源的應用過程中，中子輻射損傷等效性研究也在伴隨開展，國外的相關(guān)工作始于20世紀60年代[5-9]，國內(nèi)于20世紀70年代開始相關(guān)探索[10-12]。研究過程中，一部分學者提出以1 MeV單能中子作為標準等效源[13]，而另一部分學者則認為14 MeV高能中子更為合適[14-15]。為了能夠順利執(zhí)行電子部組件及系統(tǒng)的輻照性能研究計劃，美國采用1 MeV(Si)等效中子注量來表征不同輻射源上的輻照注量，即：半導體材料受具有能譜分布的

表1 部分脈沖堆的介紹Table 1 The introduction on part of pulsed reactor

各種不同能量中子的輻照，產(chǎn)生位移損傷，用產(chǎn)生與此相同位移損傷的1 MeV中子注量表征。1991年9月歐洲第一屆輻射效應國際會議上，法國提出要建立歐洲輻射效應的實驗標準和輻射源之間的等效關(guān)系。為了保證輻射源間度量一致，我國也采用1 MeV中子為標準等效。

2 理論研究進展

2.1 等效系數(shù)及等效中子注量

在理論研究中，具有連續(xù)能譜分布的不同輻射源間的等效系數(shù)R描述為：

(1)

式中，D1和D2分別為不同輻射源的全能譜位移損傷，MeV·mb，φ1(E)和φ2(E)分別為不同輻射源的中子能譜分布；FD,mat(E)為指定材料的中子位移損傷函數(shù)，MeV·mb。積分下限一般取值為10 keV。

具有連續(xù)能譜分布的輻射源的單能等效中子注量φD,Eref,mat定義為：

(2)

式中，F(xiàn)D,Eref,mat為指定能量中子在指定材料中的位移損傷函數(shù)參考值，MeV·mb，其他同上述之約定。當單能中子為1 MeV時，通過(2)式即可得到1 MeV等效中子注量。

為了計算方便定義了一個中子能譜加固參數(shù)，即Hmat參數(shù)，其值為：

(3)

對于歸一譜，其1 MeV等效中子注量與能譜加固參數(shù)在數(shù)值上是相同的。

2.2 位移損傷函數(shù)

如前所述，開展等效性研究必須知道關(guān)注材料的輻照效應與中子能量的函數(shù)關(guān)系，即位移損傷函數(shù)。對于位移損傷函數(shù)，早期采用損傷函數(shù)曲線，后期采用損傷函數(shù)表，其基本方法是借助中子對指定材料的相互作用截面計算輻射源在材料中的能量沉積。盡管中子對半導體材料作用的物理過程復雜，由于很多學者進行了廣泛研究，也取得了較大進展。

Smith[16]、Rogers[17]和Bendel[18]等利用Lindhord模型研究了硅半導體材料中的能量沉積問題，其中Rogers研究熱中子到20 MeV高能中子在硅中的電離和位移kerma(比釋動能)能量沉積，研究表明，對于硅材料來說，其位移損傷函數(shù)與位移kerma因子相等，并給出了硅位移kerma函數(shù)表，該研究結(jié)果被ASTM(美國材料實驗協(xié)會)作為推薦標準。Holms和VanLint分別提出了柱狀模型和球狀模型；Gregory和Messenger[19]等利用雙能級SRH(Shocky-Read-Hall)模型研究了中子輻照半導體材料引起的壽命損傷與載流子注入之間的關(guān)系；Gregory、Hajghassem和Yanqing Deng[20]等對中子輻照硅半導體材料的瞬時退火效應的能量沉積現(xiàn)象進行了研究。

隨著截面數(shù)據(jù)的不斷更新，ASTM對其位移損傷函數(shù)經(jīng)過多次修訂，1 MeV中子在硅中的位移損傷函數(shù)值由E722-80版本的78 MeV·mb增加到E722-85版本的95 MeV·mb。在E722-93版本中，1 MeV(Si)又采用了ORNL實驗室經(jīng)過理論計算和實驗驗證的寬能裂變譜對Si-28作用的新截面數(shù)據(jù)庫，使得對于快脈沖堆和TRIGA堆而言，采用該版本及后續(xù)版本位移損傷函數(shù)計算得到的1 MeV(Si)等效中子注量要比采用E722-85版本數(shù)據(jù)得到的計算結(jié)果明顯低5%～10%；在該版本中，還增加了1 MeV(GaAs)的等效中子注量標準，標準明確給出砷化鎵材料只在1 MeV處的位移損傷函數(shù)與位移kerma因子相等，其值為70 MeV·mb[21]。與E722-93版本相比，94版本和04版本的位移損傷函數(shù)值沒有發(fā)生變化。墨西哥大學的Lazo[22]先后采用NJOY87和NJOY89版本核數(shù)據(jù)處理程序?qū)NDF/B-V數(shù)據(jù)庫進行計算，得到了硅位移損傷函數(shù)。伊利諾斯州大學Ougouag[23]等在NJOY87版本基礎(chǔ)上做了適當修訂，改善了次級帶電粒子反應的處理方式，該種處理僅對高能端中子的硅位移損傷函數(shù)有細微影響(相對于Lazo的數(shù)據(jù)而言，在14 MeV處的硅位移kerma因子減小了0.6%)，對能量在8 MeV以下中子的硅位移損傷函數(shù)沒有影響。

國內(nèi)西北核技術(shù)研究所的李原春采用蒙特卡羅方法對中子及其產(chǎn)生的反沖原子進行了模擬跟蹤，計算了各種能量中子在硅半導體材料中的能量沉積，獲得了硅位移kerma值與中子能量的關(guān)系，計算模型中只考慮了中子在硅中的首次碰撞，通過強迫首次碰撞確定了中子碰撞的權(quán)重和位置。通過該方法計算得到1 MeV中子在硅中的位移kerma因子為92 MeV·mb，比NJOY(93 MeV·mb)和ASTM的結(jié)果(95 MeV·mb)都要低一些。

2.3 輻射源能譜

對于能譜來說，一種方式是通過實驗測量，然后通過解譜程序進行解譜，常用的解譜程序有LSL、SAND-Ⅱ，另一種方式是建立輻射源模型，通過蒙特卡羅方法的MCNP程序進行模擬計算。為了使用方便，避免每次輻照實驗都進行復雜的能譜測量，研究學者提出了用單位注量監(jiān)測器響應的注量來表示單能中子注量的方法[24-26]。20世紀90年代，Kelly開展了SPRⅢ裸腔環(huán)境下電子器件考核驗收能力的評估方面的研究，其能譜除實驗測量外，還采用了蒙卡方法MCNP程序進行模擬計算，計算能譜和測量能譜在10 keV以上符合的很好。

國內(nèi)等效性研究的能譜大多選用有源單位提供的標準譜形，如：200#堆1#水平孔道經(jīng)10 cm鉛和1.5 cm硼屏蔽后的中子能譜采用閾探測器和SAND-Ⅱ解譜程序計算得到， CFBR-Ⅱ堆的能譜采用Li-6譜儀測量給出，14 MeV中子源由蘭州大學和中國原子能科學研究院采用核乳膠法測量給出，XAPR堆能譜采用活化箔法測量給出；對于沒有提供實測能譜的裝置，其能譜通過計算給出，如：中國工程物理研究院的快中子臨界裝置，為了便于等效性計算，通過設置環(huán)形探測器并采用體通量方法計算中子能譜，可以有效降低能譜計算的統(tǒng)計誤差，同時便于直接應用ASTM位移損傷函數(shù)原始數(shù)據(jù)獲取全能譜位移損傷，避免了少群計算方法中因合并加工群位移損傷函數(shù)而引入的誤差。

2.4 理論研究結(jié)果

早在20世紀70年代，Verbinski等就采用Rogers得到的硅位移損傷函數(shù)計算輻射源在硅中的全能譜位移損傷，證實了不同中子環(huán)境中的輻射損傷可以通過中子能譜和硅位移損傷函數(shù)進行預測。Kelly、Willams等對SPRⅢ、UITRIGA及ACRR快脈沖堆的輻射環(huán)境進行研究時預測了其在硅材料中的輻射損傷等效系數(shù)[27-28]。80年代，Sparks等開展了9種中子環(huán)境的輻射損傷等效性的理論研究，分別包括WSMR、SPR-Ⅲ、APRF三個快脈沖反應堆，熱中子輻射腔ACRR、UITRIGA、UITRIGA/B，以及252Cf、252Cf-D2O及252Cf-D2O/B裂變中子等，預估了相應的輻射損傷等效系數(shù)，在數(shù)據(jù)處理中，1 MeV中子的位移損傷函數(shù)值取95 MeV·mb，采用NJOY位移損傷函數(shù)值計算得到的等效系數(shù)略小于采用ASTM損傷函數(shù)值的計算結(jié)果[29]。80年代末90年代初，Griffin、Kelly開展了中子在砷化鎵材料中的輻射損傷等效性研究，證明砷化鎵位移損傷函數(shù)及1 MeV(GaAs)損傷等效的方法適用于從軟的游泳池反應堆到高能DT中子等多種輻射環(huán)境；與硅損傷相比，在不同能譜中砷化鎵的損傷產(chǎn)生效率不是一個恒量[30]。90年代，Kelly開展了SPR-Ⅲ裸腔環(huán)境下電子器件考核驗收能力的評估方面的研究，結(jié)合ASTM標準的E722-93版本硅位移損傷函數(shù)，給出了SPR-Ⅲ中子輻射場的輻射損傷等效系數(shù)。Bennion開展了FINF裝置的輻射損傷等效系數(shù)計算[31]。表2匯總了上述理論計算國外典型中子輻射源相對于1 MeV中子的等效系數(shù)。

表2 理論計算國外典型中子輻射源相對于1 MeV中子的等效系數(shù)Table 2 The theoretical calculation aboult the equivalent coefficient of foreign typical neutron radiation source relative to 1MeV neutron

國內(nèi)也開展了相關(guān)工作，20世紀90年代初，李原春利用硅位移kerma曲線和歸一化中子能譜，給出了七種中子輻射環(huán)境的損傷等效系數(shù)，并得出低能中子部分比高能中子部分對注量貢獻大，但對損傷等效系數(shù)貢獻較小的結(jié)論。研究發(fā)現(xiàn)，有了位移損傷函數(shù)和有源單位提供的能譜，并不能直接簡單地開展損傷等效計算，必須對能譜和位移損傷函數(shù)進行適當處理，才能得到全能譜位移損傷及等效系數(shù)。

處理的方法有兩種，一種方法是依據(jù)能譜的群結(jié)構(gòu)對位移損傷函數(shù)進行重新劃分和選擇，該方法將中子能譜每個能群的能量進行平均，通過平均能量查出相應的位移損傷函數(shù)值，適用于分群較少的情況。20世紀90年代，賈溫海曾利用該處理方式開展了CFBR-Ⅱ堆中子輻射損傷等效性的理論研究，計算得到的CFBR-Ⅱ堆泄漏中子基于NJOY硅位移損傷函數(shù)表與基于ASTM硅位移損傷函數(shù)曲線的全能譜位移損傷基本一致；此外，賈溫海和景濤還分別開展了14 MeV中子與CFBR-Ⅱ堆中子的輻射損傷等效性研究，二者得到的等效系數(shù)在不確定度范圍內(nèi)是符合的。隨著研究的深入，2006年，邱東、鄒德慧等分析認為采用平均能量取值，均將任一能群內(nèi)中子的能量用其平均能量代替，其受共振影響較大，對能群劃分的依賴性強，在此基礎(chǔ)上，他提出了位移損傷函數(shù)的另一種取值方法，即首先依據(jù)能譜分群對損傷函數(shù)進行分群，對于每一個獨立的能群，采用裂變譜中子作為位移損傷函數(shù)選取的權(quán)重，采用該方法計算的全能譜位移損傷對能群劃分的依賴性小，特別適合于實驗測量提供的能群少、能帶寬的情況[33-34]。2009年，邱東等也開展了CFBR-Ⅱ堆中子輻射損傷等效性理論研究，其結(jié)果比賈溫海的研究結(jié)果相對偏低13%。分析表明，在位移損傷函數(shù)版本方面，賈溫海采用了1985版，邱東采用了2004版，在位移損傷函數(shù)取值方面賈溫海采用基于平均能量的取值方法，邱東采用了基于裂變譜中子加權(quán)的取值方法，因此后者的計算結(jié)果偏低是合理的。

另一種處理方法是依據(jù)位移損傷函數(shù)的群結(jié)構(gòu)對能譜分群進行重新劃分，該種方法主要適用于理論計算能譜的情況。2005年，黃紹燕、唐本奇等發(fā)現(xiàn)采用平均能量取值法將能量間隔按ASTM標準劃分工作量非常大，提出了將位移損傷函數(shù)加載進MCNP粒子輸運程序的方式計算全能譜位移損傷，計算出Maxwell裂變譜源、Gaussian裂變譜源在Si材料中的位移損傷分別為96.8 MeV·mb、166.4 MeV·mb，對1 MeV單能中子的等效系數(shù)(能譜加固參數(shù))分別為1.02、1.75；在GaAs材料中的位移損傷分別為71.7 MeV·mb、128.0 MeV·mb，對1 MeV單能中子的等效系數(shù)(能譜加固參數(shù))分別為1.02、1.83[35]。2013年，杜金峰等根據(jù)快中子臨界裝置的能譜特點，將0.01 MeV～20 MeV劃分為181群，最高能群為10 MeV～20 MeV，該群的位移損傷函數(shù)取為174 MeV·mb，其余各群結(jié)構(gòu)嚴格按照ASTME722-04版對應的能群結(jié)構(gòu)劃分，既方便全能譜位移損傷合成，也能夠降低高能區(qū)中子通量的統(tǒng)計誤差，計算得到快中子臨界裝置與CFBR-Ⅱ堆的損傷等效系數(shù)為1.12。

3 實驗研究進展

3.1 基本研究方法

武器結(jié)構(gòu)件、元器件、分系統(tǒng)和整機的組成復雜，由于電子系統(tǒng)對中子輻照較為敏感，長期以來，被認為是抗輻射性能關(guān)注要點。作為等效性研究的目的是得到損傷比值，研究對象一般選擇電子系統(tǒng)的基本組成單元，即分立電子元器件。目前常用電子元器件的核心部分大多為硅材料，也有部分為砷化鎵材料和鍺材料。中子與半導體材料發(fā)生作用，在其內(nèi)部引入缺陷和缺陷群，使得其少數(shù)載流子壽命降低、雜質(zhì)濃度和遷移率等降低，這些微觀參數(shù)的變化引起半導體器件宏觀電參數(shù)變化，因此可以利用半導體器件的中子輻射效應開展等效性研究。早期，采用的實驗方法主要是用相同品種的半導體器件分別在兩個或幾個輻射源上開展實驗，調(diào)整輻照中子注量至規(guī)定值，比較器件關(guān)注效應參數(shù)的變化；或者是讓器件的效應參數(shù)到達同樣的損傷程度，比較輻照中子注量的差異。比較常用的器件有三極管、整流二極管、PIN二極管、發(fā)光二極管，其中三極管是等效性研究應用最廣的器件。

三極管直流增益倒數(shù)隨輻照中子注量呈線性變化：

Δ(1/hFE)=1/hFE(φ)-1/hFE(0)=

Kb·t·φ=K·φ

(4)

式中，Δ(1/hFE)為輻照前后三極管直流增益倒數(shù)的變化量，hFE(φ)為中子輻照后的直流增益，hFE(0)為中子輻照前的直流增益，Kb為材料損傷常數(shù)，t為基區(qū)渡越時間，K為實驗增益損傷常數(shù)，簡稱損傷常數(shù)，是基極渡越時間和器件材料的函數(shù)，cm2，φ為輻照中子注量，cm-2。

隨著實驗技術(shù)的發(fā)展，效應參數(shù)在線測試成為一種趨勢，采用率可以達到MHz，通過數(shù)據(jù)擬合得到損傷常數(shù)容易實現(xiàn)，采用這種實驗方法，具有連續(xù)能譜分布的不同輻射源間的等效系數(shù)R可以描述為：

(5)

式中，各參量同上述之約定。

3.2 實驗研究結(jié)果

中子輻射損傷等效性研究具有里程碑意義的實驗是20世紀70年代Verbinski等采用2N2222硅三極管在多種快脈沖堆和熱堆上開展輻照特性研究，1979年公布2N2222的直流增益在多種中子環(huán)境中發(fā)生變化，并證明了三極管直流增益倒數(shù)的變化與入射到器件上的1 MeV等效中子注量成比例的重要觀點。Luera、Kelly等開展了中子在硅、二氧化硅、砷化鎵材料中的輻射損傷等效研究。為了驗證理論計算的輻射損傷等效系數(shù)，Kelly、Willams等采用2N2222三極管分別在SPR-Ⅲ、UITRIGA及ACRR快脈沖堆上開展輻照實驗，給出了相應的損傷比，與理論計算的等效系數(shù)十分接近。同樣，Sparks等采用2N2222A硅三極管在9種中子環(huán)境開展輻照實驗，得到的器件損傷比值與理論預估的等效系數(shù)符合的很好。80年代，Marshall采用2N383、2N1808、2N2374、2N2430等鍺三極管在裂變中子環(huán)境下進行輻照，研究表明，中子引起的鍺三極管性能退化與在硅中結(jié)果相似，1 MeV等效中子注量表示位移損傷的觀點對鍺也適用[36]。Griffin、Kelly等采用TSTS 7203砷化鎵LED研究SPR-Ⅲ等中子環(huán)境的輻射損傷等效系數(shù)，研究得到砷化鎵LED的載流子壽命倒數(shù)與SPR-Ⅲ輻射腔中心中子注量呈線性關(guān)系，對應的損傷常數(shù)為2.9×10-9cm2·ms-1。隨著SPR-Ⅲ的關(guān)閉，ACRR在電子器件和系統(tǒng)的輻射效應研究堆地位凸顯，Willams等在SPR-Ⅲ關(guān)閉以前利用2N2222A測試得到ACRR與SPR-Ⅲ的等效系數(shù)。表3列出了國外典型中子輻射場的等效系數(shù)。

表3 國外典型中子輻射源的等效系數(shù)Table 3 The equivalence coefficient of foreign typical neutron radiation source

國內(nèi)實驗研究過程大致可分為四個階段：第一個階段為20世紀70年代，由于注量測量、樣品選擇以及實驗條件控制等不規(guī)范，同一器件不同輻射源或不同輪次實驗結(jié)果可相差幾倍；第二階段為20世紀80年代中后期，實驗方法得到了一定改進，注意了中子注量的測量和樣品的選擇，其實驗數(shù)據(jù)分散性比早期的??；第三個階段為20世紀90年代初，樣品更為典型化，篩選更為嚴格，實驗結(jié)果的分散性大大減小，基本達到了國外的水平；第四階段為21世紀開年至今，等效性研究工作由輻射效應研究單位轉(zhuǎn)移至輻射源單位，一方面在前人工作的基礎(chǔ)上對樣品篩選方法進一步改進，另一方面發(fā)揮輻射源單位的先天優(yōu)勢，對場量參數(shù)控制條件(如樣品布放方式條件、注量均勻性、運行功率、功率上升周期、實驗結(jié)束條件等)進行嚴格控制，得到的等效系數(shù)基本適應新形勢下精密化測試的需求。

開展實驗的方式分別有“同批次同性能但不同個體”的同時輻照及“同個體但不同時間”的間斷輻照，采用的代表性器件有3DK7E、3DK9D、3DA98B、3DG121C硅三極管及BZGIHRH、2CL52JRH、2CP50、2CP60等硅整流二極管。早期主要與200#堆建立等效系數(shù)，在研究中發(fā)現(xiàn)采用二極管和采用三極管得到的等效系數(shù)差異倍數(shù)，分析認為一方面與實驗方法相關(guān)，另一方面與器件的損傷機理相關(guān)。隨著CFBR-Ⅱ堆建成投入運營后，部分輻照效應研究工作向CFBR-Ⅱ堆轉(zhuǎn)移，相關(guān)學者開始逐步建立與CFBR-Ⅱ堆的輻射損傷等效關(guān)系[37]，如：賈溫海利用3DK7E得到14MeV/CFBR-Ⅱ的器件損傷比與理論計算的全能譜位移損傷比在誤差范圍內(nèi)符合，也與美國的Sparks給出的14MeV中子與FBR的理論預估等效系數(shù)(2.25)接近，見表4[38]。2010年，邱東等利用三種硅三極管和兩種整流二極管開展輻射損傷常數(shù)測量研究，為不同輻射源等效性研究奠定了基礎(chǔ)[39-40]。2010年，邱東等利用2N2222A三極管和2CP50二極管在CFBR-Ⅱ與XAPR上開展等效性研究，通過效應參數(shù)在線測量系統(tǒng)進行數(shù)據(jù)采集，得到了效應參數(shù)隨輻照中子注量的變化曲線，進而得到對應的等效系數(shù)[41]。

表4 國內(nèi)典型中子輻射源的等效系數(shù)Table 4 The equivalence coefficient of domestic typical neutron radiation source

2014年，魯藝等開展了某快中子臨界裝置與CFBR-Ⅱ堆的等效性研究[42]，分別對效應參數(shù)和場量參數(shù)進行控制。對于效應參數(shù)，首先要確定合適的實驗樣品，確保其關(guān)注效應參數(shù)的線性變化范圍與輻射場的強度相適應；其次是進行半導體器件篩選，確保關(guān)注參數(shù)(如：直流增益)的一致性，具體方法是采用半導體分立器件測試系統(tǒng)進行一次篩選，然后再利用實驗現(xiàn)場的效應參數(shù)測試系統(tǒng)進行二次篩選。對于場量參數(shù)，首先要保證樣品受照中子注量的均勻性，具體方法是結(jié)合輻射源的形狀對樣品板進行設計，布放時確保注量探測器和樣品板的位置重復性；對于運行條件控制要確保效應參數(shù)的有效測量時間與反應堆提升功率的時間呈合適的比例。在實驗數(shù)據(jù)處理方面，采取的方法是得到每一只器件的損傷常數(shù)后再進行平均得到最終的損傷常數(shù)，與早期對每只器件的效應參數(shù)(如直流增益)平均之后再計算損傷常數(shù)的方法相比，對于器件一致性較好的情況，兩種處理方法沒有顯著差異，對于器件一致性較差的情況，前一種方法便于異常數(shù)據(jù)分析和判斷，更適合進行數(shù)據(jù)處理[43]。通過研究建立效應參數(shù)和場量參數(shù)控制方法，得到了某快中子臨界裝置與CFBR-Ⅱ的等效系數(shù)為1.19。

前期開展的大量等效性研究工作是在輻射源穩(wěn)態(tài)工作模式下進行的，如果要用已有的大量的穩(wěn)態(tài)輻照模式下的試驗數(shù)據(jù)來評估電子部組件在瞬態(tài)輻射場中的抗中子輻射能力，首先要解決兩種輻照模式能否等效以及如何等效的問題。2013年至2014年，邱東在繼承景濤、賈溫海瞬態(tài)效應研究工作的基礎(chǔ)上[44]，建立了瞬態(tài)效應參數(shù)測試方法和瞬態(tài)中子注量拾取方法，利用CFBR-Ⅱ堆開展了穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)輻照模式的異同性研究，獲得了第一手實驗數(shù)據(jù)，得到了“同一輻照注量下，兩種輻照模式在脈沖峰值期間(ms尺度)二者不能等效、而在輻照終態(tài)后(40 ms以后)可以有條件的等效”的結(jié)論，研究結(jié)果也得到了高度關(guān)注。

2013年至2014年，鄭春、艾自輝等針對某些低中子通量率要求的環(huán)境，如：航空航天、武器庫存等，利用同位素中子源锎源開展了輻照效應研究，相關(guān)的等效性研究工作正在展開。

4 討論

如前所述，用于輻射損傷研究的輻射源多種多樣，在理論研究方面，影響等效系數(shù)的因素有：輻射源的能譜、半導體材料的位移損傷函數(shù)以及能譜群結(jié)構(gòu)與位移損傷函數(shù)群結(jié)構(gòu)的匹配程度，要降低不確定度需要從這三方面來考慮。

在實驗研究方面，影響等效系數(shù)的因素有：輻射場中子注量及其均勻性、半導體器件的一致性、效應參數(shù)測試系統(tǒng)精度及穩(wěn)定性。要降低不確定度，一方面要從中子注量及效應參數(shù)的測試方法及測試系統(tǒng)入手，另一方面要從輻射源的形狀入手，保證實驗樣品敏感面所受中子注量的均勻性并且其敏感面始終垂直于中子流方向。針對反應堆中子源，影響因素還包括伴隨γ射線貢獻，可以考慮采用屏蔽體或在單能γ射線裝置上開展平行實驗，以便準確評價伴隨γ射線的影響；針對同位素中子源，影響因素還包括長時間輻照以及半導體器件長時間加電引起的退火效應，可以考慮采用準動態(tài)方式進行效應參數(shù)測試。

如快中子臨界裝置的等效性研究，研究的最終目標是測量同種性質(zhì)的兩個參數(shù)的比值，嚴格控制兩個參數(shù)的測試條件一致，那么即便是每個參數(shù)的不確定度較大，也會由于比對屬性消除部分測量不確定度(由系統(tǒng)因素引入的不確定度分量)，從而使得最終的等效性系數(shù)不確定較小，具體表現(xiàn)形式如下：在樣品來源方面，批次控制除了常規(guī)的生產(chǎn)工藝一致性控制以外，有必要加強管芯批次一致性的控制，以便降低輻照效應的分散性，這一點是比較容易忽略的地方；在效應參數(shù)控制方面，有必要在廠家初選、基本電參數(shù)復選基礎(chǔ)上增加標稱條件復選、實驗在線條件復選，通過四個層次的篩選，確保初始效應參數(shù)的一致性；在場量參數(shù)控制方面充分考慮中子注量均勻性對效應參數(shù)的影響，考慮注量探測器對輻射場的擾動以及注量測量時計數(shù)率統(tǒng)計漲落的影響。通過采取上述實驗控制措施，可以使最終的輻射損傷等效系數(shù)的不確定度減小。

5 小結(jié)

綜上所述，中子輻射損傷等效性研究涉及的層面十分廣泛，是多學科交叉的綜合體。國外在中子輻射損傷等效方面的研究方法成熟，研究內(nèi)容豐富，具備穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)輻照效應實驗能力和效應參數(shù)測試能力、輻射損傷分析能力、輻射效應模擬評估能力，實驗采用的器件具有代表性和通用性，值得借鑒。對于單一輻射源，全能譜位移損傷和實驗損傷常數(shù)之間缺乏一座轉(zhuǎn)換的橋梁，有必要開展損傷機理研究及微觀參數(shù)到宏觀參數(shù)的演化關(guān)系研究。穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)輻照模式的異同性研究實驗證明，兩種模式下的輻射損傷不能夠完全等效，有必要建立系統(tǒng)的瞬態(tài)輻照效應研究方法和實驗程序。國內(nèi)在雙極器件方面的中子輻射損傷研究趨于成熟，而實際應用中的器件類型多種多樣，有些只對中子敏感，有些既對中子敏感，也對γ敏感，如：DC-DC，輻射源單位可以充分利用源的優(yōu)勢建立不同類型器件的等效性研究實驗方法。此外，作為中子輻射損傷等效性研究的拓展，有必要開展中子和總劑量不同輻照順序的等效性研究。上述中子輻射損傷等效性研究方法對航天航空環(huán)境輻射損傷等效關(guān)系的建立具有一定的參考意義。

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Studies on the Neutron Radiation Damage Equivalence

ZOU De-hui1,2, QIU Dong1, XU Bo1, ZHOU Jing1

(1.InstituteofNuclearPhysicsandChemistry,CAEP,Mianyang621900,China;2.KeyLaboratoryofNeutronPhysics,CAEP,Mianyang621900,China)

To establish a unified standard of the evaluation of different sources of radiation damage, the neutron radiation damage equivalent standard source was determined both at home and abroad, and a lot of equivalence research work was done for making weapons anti neutron radiation performance examination and acceptance basis. The theoretical research progress was combed according to the relationship between the displacement damage function and the radiation source spectra ,and the experimental research progress was combed from the basic experimental methods, the controlling trend of effect parameters and field parameters. The experiment method to reduce the uncertainty was discussed, and present the research directions of radiation damage equivalence.

neutron radiation damage; equivalence coefficient; damage function; energy spectrum; damage constant

10.7538/tws.2015.28.01.0054

2014-10-13;

2014-12-21

中國工程物理研究院中子物理學重點實驗室資助課題(2013BC01)

鄒德慧(1979—)，女，四川郫縣人，助理研究員，碩士，從事反應堆參數(shù)測量技術(shù)研究工作

TL72

A

1000-7512(2015)01-0054-11