【摘 要】
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针对坐落于意大利帕维亚大学的TRIGA Mark II反应堆热柱结构进行优化设计, 从而满足面向硼中子俘获治疗(BNCT)的单光子发射计算机断层成像(SPECT)研究要求。为提高计算效率并减小统计误差, 对比分析使用SSW/SSR方法与直接使用反应堆为源项时热柱内照射位置处中子能谱, 其结果基本一致, 从而验证了SSW/SSR方法的可靠性。为在该反应堆开展BNCT中SPECT实验, 热柱中子束需准直为笔形束。对比分析四种热柱优化方案下束流口处及探测器处热中子和光子通量: 40 cm长石墨(射束口5 cm×
【机 构】
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南京航空航天大学核科学与工程系,南京211100意大利国家核物理研究所帕维亚分部,帕维亚27100
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针对坐落于意大利帕维亚大学的TRIGA Mark II反应堆热柱结构进行优化设计, 从而满足面向硼中子俘获治疗(BNCT)的单光子发射计算机断层成像(SPECT)研究要求。为提高计算效率并减小统计误差, 对比分析使用SSW/SSR方法与直接使用反应堆为源项时热柱内照射位置处中子能谱, 其结果基本一致, 从而验证了SSW/SSR方法的可靠性。为在该反应堆开展BNCT中SPECT实验, 热柱中子束需准直为笔形束。对比分析四种热柱优化方案下束流口处及探测器处热中子和光子通量: 40 cm长石墨(射束口5 cm×3 cm); 0.5 cm厚硼包裹40 cm长石墨(射束口5 cm×3 cm); 30 cm长天然锂聚乙烯(射束口直径4 cm); 30 cm长天然锂聚乙烯(20 cm长射束口直径5 cm, 5 cm长射束口直径4 cm, 5 cm长射束口直径2 cm)。结果显示, 射束口处热中子通量分别为1.05×108, 2.52×107, 6.08×107和5.10 × 107 #/(cm2·s)。综合考虑中子准直效果及光子污染, 方案三具有最优性能。为后续进行BNCT-SPECT理论和实验研究提供了基础, 从而有效促进BNCT剂量准确评估方法的研究进程。
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