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【摘 要】针对某行业的具体应用，设计一款实时远程控制的中子辐射双准直实时液位测量系统。该系统采用脉冲中子源，依据物料遮挡中子射线导致探测计数率下降的原理实现料面位置的追踪。利用蒙特卡罗数值模拟方法对该检测系统进行理论设计与响应分析，具体包括检测系统结构参数、屏蔽体组合设计及辐射剂量统计与分析。模拟结果表明，该系统设计在精度要求范围内具有一定的可行性。系统中开窗宽度、开窗位置和屏蔽材料种类对探测器中子计数率，屏蔽材料种类、尺寸及组合方式对辐射剂量均有不同程度的影响，这为后续设备样机的设计与实验提供了理论依据。
【关键词】蒙特卡罗;料位计;屏蔽材料;辐射剂量
【中图分类号】TL81 【文献标识码】A 【文章编号】1674-0688（2021）04-0051-05
1 研究背景
在很多工业生产过程中，经常要测量一些工业物料的料位高度，比如原煤仓、煤粉仓的煤位测量，渣仓、脱水仓的渣位测量，电除尘灰斗、仓泵和灰库的灰位测量，闪蒸釜、反应釜等反应装置的料位测量等[1]。但对于一些精度要求较高的料位检测，受工艺条件、安全性和成本等诸多方面的限制，很难对此类反应设备中的料位做出精确的测量[1-2]。料位计按照测量方式可分为重锤式、雷达式、超声波式及射线式等[1]。其中，以射线式为主的核子料位计相比其他料位计，不受粉尘、颗粒度、介电常数、温度、潮湿度、挂料、电磁波、噪音等因素影响[3-7]。目前，某行业大范围地使用人工填料的方式对某项浇筑设备进行物料装填，而这种方式最大的缺点在于消耗大量人力及无法保证相关人员的人身安全。因此，如何在现有浇注装备基础上实现实时的非破坏式连续测量和非接触测量，并且兼备高防爆系数和高测量精度等优点料位测量系统就成为迫切需要解决的问题。该设备应用的精度要求很高（高度误差为±2 mm），需实现自动化的人机分离工作方式。目前，国内现有的料位计很难达到此应用的所有要求，因此还无法替代人工填料的方式。
针对该行业提出的具体要求，研究设计一款基于可控中子源的液面实时监控系统。该系统具备核子料位计的优势，能够替代人工填料的工作方式，实时监测并精准显示物料液位。本研究拟利用蒙特卡罗[8-9]数值模拟方法，通过对辅助设备样机的结构参数、屏蔽体材料、结构设计和辐射剂量等因素进行优化分析，从理论模拟上论证该检测系统对浇筑设备的高精度液面实时监控的可行性。这项应用的前期理论研究对于后期实验设计具有一定指导意义。
2 蒙特卡罗计算模型的建立
基于可控中子源的液面实时监控系统包含放射源、探测器及由前置放大器、主放大器、多道脉冲分析器与计数显示等模块组成的电子学仪表。整个检测系统的工作原理是把测量平台置于一个全自动的移动控制平台，根据系统响应确定实时的液面位置，可以实现液面报警（已经到达某个高度）和液面寻找等功能。
依据中子辐射双准直原理和实际浇注设备规格参数，建立液位检测方法原理上的蒙特卡罗数值计算模型（如图1、图2所示）：以能量为14.1 Mev的D-T中子管作为中子源，以中子管为中心向四面八方发射快中子;中子管周围采用屏蔽体组合的形式和开窗的手段，实现中子束的准直发射;浇注设备紧贴屏蔽体外侧，由内到外依次为物料、一定厚度（10 cm左右）的不锈钢环形圆柱、相当厚度的水层和水层外侧的不锈钢层;探测器一端采用屏蔽热中子的材料作为屏蔽体、He-3管作为中子探测器，并采用同样的开窗手段，与中子源一端开的窗对准。当液面与两端开窗的中心连线对齐时记作液面对齐点。整个模拟过程是通过改变屏蔽体厚度、两侧开窗宽度、开窗错位的程度、液面位置等，分别记录探测器的中子计数。
2.1 液位检测模拟与响应
针对图1和图2的系统图，利用MCNP（Monte Carlo N Particle Transport Code）程序模擬计算不同结构参数对于中子计数的响应，并结合应用的特殊要求对各项结构参数进行把控及分析该检测系统原理上的可行性。
2.1.1 液面位置响应
该液位检测系统通过准直设计，使得由中子管出射的快中子集中于开窗口方向进入浇筑设备。进入浇筑设备的中子与周围物质发生核反应，当物料液面上升到或者高于两侧开窗口连线（称对齐基准线）时，受物料遮挡，开窗口方向上的中子更多地参与核反应使得中子数目减少，因此探测器端探测到该方向上的中子计数也会随之降低。依据此原理模拟了同一条件下不同液面位置对中子计数的影响。
蒙特卡罗模拟条件如下：中子源计数为109，中子源端屏蔽体材料及厚度从里到外依次为5 cm厚的氧化钆（质量百分比为30%）+聚乙烯、5 cm厚的含硼聚乙烯（硼-10为7.68%）和1 cm厚的铅，左、右开窗宽度均为2 mm。模拟计算液位对齐基准线，相对基准线上升2 mm、10 cm，相对基准线下降2 mm、10 cm的各能量段中子计数，计算结果如图3所示。
计算结果表明：高能量段（1 Mev）中子计数对于不同液面位置有着明显的区分，特别是对齐基准线上、下2 mm处也有一定的区分度，这刚好也符合此应用对于料位测量的高精度（±2 mm）要求。因此，该检测系统在方法原理上具备高精度液位检测的能力。
2.1.2 开窗宽度响应
研究系统结构参数对探测器中子计数的影响，提高检测系统液位确定的精度。如图4、图5所示，模拟计算同一条件下不同开窗方案对于中子计数的影响，记中子管端屏蔽体开窗为左侧开窗，记探测器端屏蔽体开窗为右侧开窗。
对比图3与图4开窗方案的计算结果可以看出，右侧开窗宽度越大，对于液位下降和对齐基准线的情况计数会有所提高，而液位上升的情况下，中子计数基本不变;对比图4与图5开窗方案的计算结果可以看出，左侧开窗宽度越大，整体中子计数均有所增加。考虑到计数越大，系统的统计误差就会降低，因此适当增加开窗宽度，可以增加探测计数，达到提高精度的目的。 2.1.3 开窗错位响应
如图2所示，理想状态下左右两侧开窗的槽口是对齐的，即槽口中心连线在一个水平线上。由于槽口的宽度是毫米级的，因此两侧开窗的槽口位置要严格地控制。图6模拟计算了两侧开窗错开情况下的中子计数，结果表明：对于高能量段中子，两侧开窗相比对齐基准线细微的错位都会对中子计数有所影响，因此需要克服这一工艺上的难点，以降低系统误差。
2.1.4 屏蔽体厚度响应
屏蔽体厚度直接影响中子准直的效果[9]。中子准直的效果越好，液位探测结果就越灵敏。中子源端屏蔽体采用的是3层屏蔽体材料的组合设计，图7、图8模拟计算了3层屏蔽体（氧化钆+聚乙烯、含硼聚乙烯、铅）不同厚度对探测中子计数的影响。
对比图3、图7和图8，结果表明：屏蔽体厚度的减小使得探测计数变高，其中第一层屏蔽体厚度减小的影响要大于第二层的。此外，屏蔽体的厚度需要综合考虑探测精度和辐射防护两个因素，在保证探测精度的情况下选择合适的尺寸。
2.2 屏蔽体设计与辐射剂量分析
2.2.1 屏蔽体材料选择
本检测系统探测的是中子计数，因此需要选择合适的中子屏蔽材料。中子的屏蔽防护常采用石蜡、混凝土和金属等作为主体材料[10-11]。在稀土元素中，钆的平均中子吸收截面为36 300 Barn，它通常以氧化钆的形式存在[12]。利用氧化钆良好的中子吸收性和耐高温性，可将其用作中子管最里面一层的中子吸收材料。由于氧化钆是粉末状，因此必须加入聚乙烯或者环氧树脂才具备可塑性。图9模拟计算了几种材料的中子屏蔽效果，模拟条件为中子源计数为108，4种屏蔽材料分别为氧化钆、氧化钆+聚乙烯（PE）、含硼聚乙烯、钨镍铁，厚度均为10 cm，探测器距离中子源40 cm。分别模拟计算每一种材料屏蔽下的中子探测计数。
从图9可以看出，氧化钆与聚乙烯的混合材料相比其他材料，其屏蔽效果最好。由于聚乙烯含氢高，氢元素是快中子最好的减速剂，因此利用氧化钆这样的中子吸收剂与减速剂结合，可以达到更好的屏蔽效果。
快中子与周围物质作用，必然会产生次生伽马射线。考虑到辐射防护，因此需要屏蔽伽马光子。对于伽马光子的屏蔽，钨、铅等重核金属都有较好屏蔽效果[13-14]。图10模拟计算了几种材料屏蔽下的光子计数率。
从图10可以看出：对于10 cm的屏蔽体，在高能区间（大于1 Mev）含硼聚乙烯和钨镍铁材料屏蔽效果（光子计数低）最好，在中能区间效果最好的是钨镍铁。
2.2.2 辐射剂量模拟计算
在射线装置及放射性场所的防护设计中，既要考虑屏蔽材料对射线的防护效果，又要考虑屏蔽材料的体积、重量、结构稳定性及综合成本[15]。前面提到，中子源端的屏蔽体采用的是组合设计，最里面一层的作用是屏蔽快中子（中子吸收剂、减速剂），第二层的作用是屏蔽热中子，最外面一层的作用是屏蔽次生伽马光子。设计的要求是需要以尽量小的屏蔽体尺寸达到辐射防护效果。
通过模拟计算辐射吸收剂量进一步优化每一层屏蔽体的厚度。模拟步骤为从第一层（最里层）屏蔽体开始模拟逐层设计，改变屏蔽体厚度及材料比例，统计不同距离处单位源中子的透射中子和透射伽马射线在人体的吸收剂量。
图11、图12分别是第一层材料在距离中子源1 m处中子吸收剂量与总吸收剂量随屏蔽体厚度的变化关系[图11至图15横坐标为厚度（cm），纵坐标为吸收剂量（Sv/粒子）]。第一层材料采用的是氧化钆+环氧树脂的混合材料，实际中需要加入适量固化剂进行固化。图11和图12中不同符号的曲线代表不同的氧化钆质量百分比的材料，总吸收剂量指中子与光子吸收剂量之和。
模拟结果表明：随着氧化钆含量的增加，中子吸收剂量和总吸收剂量均呈现先减小后增加的趋势;当氧化钆含量达到40%～50%时，吸收剂量达到最小;随着屏蔽体厚度的增加，每种氧化钆材料下的吸收剂量均减小;对于中子吸收剂量，当屏蔽体厚度超过10 cm时，其减小的趋势变得缓慢，当厚度达到15 cm以后，75%以下氧化钆比重的材料的吸收剂量降到最低且基本保持不變。
将第一层屏蔽体厚度定为15 cm后，模拟计算加入第二层材料后的吸收剂量。图13为第二层材料（含硼聚乙烯）距离中子源不同位置处的总吸收剂量随屏蔽体厚度的变化关系，图14为距离源1 m处不同硼含量的含硼聚乙烯屏蔽下总吸收剂量随屏蔽体厚度变化关系。
模拟结果表明：在第一层材料足够厚（15 cm）的情况下，随着第二层材料厚度的增加，总吸收剂量降低且变化缓慢;距离中子源越远的位置受到的吸收剂量就越低;随着第二层材料硼含量的增加，同一厚度条件下总吸收剂量降低，但降低程度不明显。
将第二层屏蔽体厚度定为1 cm，模拟计算加入第三层材料（铅）后的吸收剂量。第三层材料用来屏蔽伽马光子，图15为距离中子源不同位置处的伽马光子吸收剂量随屏蔽体厚度变化关系。从图15中可以看出，伽马光子吸收剂量随铅的厚度的增加而降低。
以15 cm氧化钆（40%）+环氧树脂、1 cm含硼（10%）聚乙烯和1cm铅用作组合屏蔽，相比无屏蔽状态，模拟计算的总吸收剂量（距离中子源5 m处）从5.07×10-11Sv/粒子降到5.41×10-13Sv/粒子，下降了两个数量级，有效地降低了辐射。
综上所述，利用蒙特卡罗模拟对基于可控中子源的液面实时监控系统进行初步的理论分析，得到以下几点认识：该检测系统能够检测到具有一定厚度钢板层和保温水层的浇筑设备内的液面位置，具体表现在对齐基准线上下2 mm时的高能量段中子计数差异，理论上符合此应用的高精度要求。？譺？訛为提高探测计数降低统计误差，在系统结构参数上可以适当增加开窗宽度和减小屏蔽体尺寸。两侧开窗细微的错位会影响探测计数，因此需要在设计加工和实验中考虑这一点。经过3层屏蔽体相关的模拟计算，得出初步的屏蔽体设计思路：第一层材料最为关键，选用40%～50%的氧化钆含量、10～15 cm的厚度为合适;第二层材料为含硼聚乙烯，更高的硼含量和更大的材料厚度有利于辐射剂量的降低;第三层材料为铅，其厚度越大越利于降低伽马射线吸收剂量。考虑到屏蔽材料的体积、重量及系统其他结构参数对系统探测精度和工艺的影响，需要在保证系统探测精度的情况下，配合具体实验进一步改进MCNP程序和确定最优结构参数及材料成分配比，同时将辐射剂量控制在安全范围内。 3 结语
通过蒙特卡罗数值模拟方法对基于可控中子源的液面实时监控系统初步的模拟研究，从理论研究上证明了该系统依据物料遮挡中子射线而导致探测计数率变化追踪料面位置的设计具有一定的可行性。系统中开窗宽度、开窗位置和屏蔽材料种类对探测器中子计数率，屏蔽材料种类、尺寸及组合方式对辐射剂量均有不同程度的影响，因此后期实验设计中需要考虑这些因素。
参 考 文 献
[1]江建锋.核子料位计在火电厂煤仓料位测控中的应用研究[D].衡阳：南华大学，2012.
[2]周世杰.火电厂料位计选型及无源核子料位计的应用[J].工业仪表与自动化装置，2013（6）：86-88.DOI：10.3969/j.issn.1000-0682.2013.06.026.
[3]Nuttall M，Riley J.Evaluation of precision of a nuclear gauge for measurement of water and cement content of fresh concrete[J].Cement Concrete & Aggregates，1999，21（1）：1-11.DOI：10.1520/C-
CA10502J.
[4]刘灿.放射性料位計原理及应用[J].仪器仪表用户，2017，24（3）：52-54.DOI：10.3969/j.issn.1671-10-
41.2017.03.012.
[5]张秉海，王智.核料位计的工作原理及相关知识[J].石油化工自动化，2007（5）：84-85.DOI：10.3969/j.issn.1007-7324.2007.05.026.
[6]吕剑飞.基于温度传感器阵列的料位测量仪的研制[D].北京：北京化工大学，2013.
[7]王景敏，党从军，宋卫东，等.GD-1型智能化连续型γ料位计的设计[J].同位素，2003，16（1）：23-23.DOI：10.3969/j.issn.1000-7512.2003.01.005.
[8]Briesmeister J F.MCNPTM-A general Monte Carlo N-particle transport code （Version4C）[R].LA-137-
09-M，2000.
[9]赵新辉，谷德山，任万彬.基于MCNP程序模拟的14 MeV中子准直屏蔽材料的研究[J].东北师大学报
（自然科学版），2006，38（4）：59-63.DOI：10.3321/
j.issn：1000-1832.2006.04.012.
[10]曾心苗，周鹏，秦培中，等.不同材料的中子透射Monte Carlo模拟计算[J].核技术，2011，34（3）：188-192.DOI：CNKI：SUN：HJSU.0.2011-03-007.
[11]M.Bastürk，ArztmannJ，Jerlich W，et al.Analysis of neutron attenuation in boron-alloyed stainless steel with neutron radiography and JEN-3 gauge[J].Journal of Nuclear Materials，2005，341
（2-3）：189-200.DOI：10.1016/j.jnucmat.2005.02.
003.
[12]张圣辰.氧化钆的改性及氧化钆/聚乙烯屏蔽材料制备[D].西安：西北大学，2015.
[13]王瑞欣，郭志猛，罗骥，等.弥散强化钨镍铁高比重合金的制备及性能研究[J].稀有金属，2017（1）：23-27.DOI：CNKI：SUN：ZXJS.0.2017-01-004.
[14]He F，Yang J，Lei T，et al.Structure and properties of electrodeposited Fe-Ni-W alloys with different levels of tungsten content：A comparative study[J].Applied Surface Science，2007，253（18）：
7591-7598.DOI：10.1016/j.apsusc.2007.03.068.
[15]白健.装置核料位计放射源的监测及防护对策[J].安全、健康和环境，2004，4（5）：13-14.DOI：10.3-
969/j.issn.1672-7932.2004.05.006.
【关键词】蒙特卡罗;料位计;屏蔽材料;辐射剂量
【中图分类号】TL81 【文献标识码】A 【文章编号】1674-0688（2021）04-0051-05
1 研究背景
在很多工业生产过程中，经常要测量一些工业物料的料位高度，比如原煤仓、煤粉仓的煤位测量，渣仓、脱水仓的渣位测量，电除尘灰斗、仓泵和灰库的灰位测量，闪蒸釜、反应釜等反应装置的料位测量等[1]。但对于一些精度要求较高的料位检测，受工艺条件、安全性和成本等诸多方面的限制，很难对此类反应设备中的料位做出精确的测量[1-2]。料位计按照测量方式可分为重锤式、雷达式、超声波式及射线式等[1]。其中，以射线式为主的核子料位计相比其他料位计，不受粉尘、颗粒度、介电常数、温度、潮湿度、挂料、电磁波、噪音等因素影响[3-7]。目前，某行业大范围地使用人工填料的方式对某项浇筑设备进行物料装填，而这种方式最大的缺点在于消耗大量人力及无法保证相关人员的人身安全。因此，如何在现有浇注装备基础上实现实时的非破坏式连续测量和非接触测量，并且兼备高防爆系数和高测量精度等优点料位测量系统就成为迫切需要解决的问题。该设备应用的精度要求很高（高度误差为±2 mm），需实现自动化的人机分离工作方式。目前，国内现有的料位计很难达到此应用的所有要求，因此还无法替代人工填料的方式。
针对该行业提出的具体要求，研究设计一款基于可控中子源的液面实时监控系统。该系统具备核子料位计的优势，能够替代人工填料的工作方式，实时监测并精准显示物料液位。本研究拟利用蒙特卡罗[8-9]数值模拟方法，通过对辅助设备样机的结构参数、屏蔽体材料、结构设计和辐射剂量等因素进行优化分析，从理论模拟上论证该检测系统对浇筑设备的高精度液面实时监控的可行性。这项应用的前期理论研究对于后期实验设计具有一定指导意义。
2 蒙特卡罗计算模型的建立
基于可控中子源的液面实时监控系统包含放射源、探测器及由前置放大器、主放大器、多道脉冲分析器与计数显示等模块组成的电子学仪表。整个检测系统的工作原理是把测量平台置于一个全自动的移动控制平台，根据系统响应确定实时的液面位置，可以实现液面报警（已经到达某个高度）和液面寻找等功能。
依据中子辐射双准直原理和实际浇注设备规格参数，建立液位检测方法原理上的蒙特卡罗数值计算模型（如图1、图2所示）：以能量为14.1 Mev的D-T中子管作为中子源，以中子管为中心向四面八方发射快中子;中子管周围采用屏蔽体组合的形式和开窗的手段，实现中子束的准直发射;浇注设备紧贴屏蔽体外侧，由内到外依次为物料、一定厚度（10 cm左右）的不锈钢环形圆柱、相当厚度的水层和水层外侧的不锈钢层;探测器一端采用屏蔽热中子的材料作为屏蔽体、He-3管作为中子探测器，并采用同样的开窗手段，与中子源一端开的窗对准。当液面与两端开窗的中心连线对齐时记作液面对齐点。整个模拟过程是通过改变屏蔽体厚度、两侧开窗宽度、开窗错位的程度、液面位置等，分别记录探测器的中子计数。
2.1 液位检测模拟与响应
针对图1和图2的系统图，利用MCNP（Monte Carlo N Particle Transport Code）程序模擬计算不同结构参数对于中子计数的响应，并结合应用的特殊要求对各项结构参数进行把控及分析该检测系统原理上的可行性。
2.1.1 液面位置响应
该液位检测系统通过准直设计，使得由中子管出射的快中子集中于开窗口方向进入浇筑设备。进入浇筑设备的中子与周围物质发生核反应，当物料液面上升到或者高于两侧开窗口连线（称对齐基准线）时，受物料遮挡，开窗口方向上的中子更多地参与核反应使得中子数目减少，因此探测器端探测到该方向上的中子计数也会随之降低。依据此原理模拟了同一条件下不同液面位置对中子计数的影响。
蒙特卡罗模拟条件如下：中子源计数为109，中子源端屏蔽体材料及厚度从里到外依次为5 cm厚的氧化钆（质量百分比为30%）+聚乙烯、5 cm厚的含硼聚乙烯（硼-10为7.68%）和1 cm厚的铅，左、右开窗宽度均为2 mm。模拟计算液位对齐基准线，相对基准线上升2 mm、10 cm，相对基准线下降2 mm、10 cm的各能量段中子计数，计算结果如图3所示。
计算结果表明：高能量段（1 Mev）中子计数对于不同液面位置有着明显的区分，特别是对齐基准线上、下2 mm处也有一定的区分度，这刚好也符合此应用对于料位测量的高精度（±2 mm）要求。因此，该检测系统在方法原理上具备高精度液位检测的能力。
2.1.2 开窗宽度响应
研究系统结构参数对探测器中子计数的影响，提高检测系统液位确定的精度。如图4、图5所示，模拟计算同一条件下不同开窗方案对于中子计数的影响，记中子管端屏蔽体开窗为左侧开窗，记探测器端屏蔽体开窗为右侧开窗。
对比图3与图4开窗方案的计算结果可以看出，右侧开窗宽度越大，对于液位下降和对齐基准线的情况计数会有所提高，而液位上升的情况下，中子计数基本不变;对比图4与图5开窗方案的计算结果可以看出，左侧开窗宽度越大，整体中子计数均有所增加。考虑到计数越大，系统的统计误差就会降低，因此适当增加开窗宽度，可以增加探测计数，达到提高精度的目的。 2.1.3 开窗错位响应
如图2所示，理想状态下左右两侧开窗的槽口是对齐的，即槽口中心连线在一个水平线上。由于槽口的宽度是毫米级的，因此两侧开窗的槽口位置要严格地控制。图6模拟计算了两侧开窗错开情况下的中子计数，结果表明：对于高能量段中子，两侧开窗相比对齐基准线细微的错位都会对中子计数有所影响，因此需要克服这一工艺上的难点，以降低系统误差。
2.1.4 屏蔽体厚度响应
屏蔽体厚度直接影响中子准直的效果[9]。中子准直的效果越好，液位探测结果就越灵敏。中子源端屏蔽体采用的是3层屏蔽体材料的组合设计，图7、图8模拟计算了3层屏蔽体（氧化钆+聚乙烯、含硼聚乙烯、铅）不同厚度对探测中子计数的影响。
对比图3、图7和图8，结果表明：屏蔽体厚度的减小使得探测计数变高，其中第一层屏蔽体厚度减小的影响要大于第二层的。此外，屏蔽体的厚度需要综合考虑探测精度和辐射防护两个因素，在保证探测精度的情况下选择合适的尺寸。
2.2 屏蔽体设计与辐射剂量分析
2.2.1 屏蔽体材料选择
本检测系统探测的是中子计数，因此需要选择合适的中子屏蔽材料。中子的屏蔽防护常采用石蜡、混凝土和金属等作为主体材料[10-11]。在稀土元素中，钆的平均中子吸收截面为36 300 Barn，它通常以氧化钆的形式存在[12]。利用氧化钆良好的中子吸收性和耐高温性，可将其用作中子管最里面一层的中子吸收材料。由于氧化钆是粉末状，因此必须加入聚乙烯或者环氧树脂才具备可塑性。图9模拟计算了几种材料的中子屏蔽效果，模拟条件为中子源计数为108，4种屏蔽材料分别为氧化钆、氧化钆+聚乙烯（PE）、含硼聚乙烯、钨镍铁，厚度均为10 cm，探测器距离中子源40 cm。分别模拟计算每一种材料屏蔽下的中子探测计数。
从图9可以看出，氧化钆与聚乙烯的混合材料相比其他材料，其屏蔽效果最好。由于聚乙烯含氢高，氢元素是快中子最好的减速剂，因此利用氧化钆这样的中子吸收剂与减速剂结合，可以达到更好的屏蔽效果。
快中子与周围物质作用，必然会产生次生伽马射线。考虑到辐射防护，因此需要屏蔽伽马光子。对于伽马光子的屏蔽，钨、铅等重核金属都有较好屏蔽效果[13-14]。图10模拟计算了几种材料屏蔽下的光子计数率。
从图10可以看出：对于10 cm的屏蔽体，在高能区间（大于1 Mev）含硼聚乙烯和钨镍铁材料屏蔽效果（光子计数低）最好，在中能区间效果最好的是钨镍铁。
2.2.2 辐射剂量模拟计算
在射线装置及放射性场所的防护设计中，既要考虑屏蔽材料对射线的防护效果，又要考虑屏蔽材料的体积、重量、结构稳定性及综合成本[15]。前面提到，中子源端的屏蔽体采用的是组合设计，最里面一层的作用是屏蔽快中子（中子吸收剂、减速剂），第二层的作用是屏蔽热中子，最外面一层的作用是屏蔽次生伽马光子。设计的要求是需要以尽量小的屏蔽体尺寸达到辐射防护效果。
通过模拟计算辐射吸收剂量进一步优化每一层屏蔽体的厚度。模拟步骤为从第一层（最里层）屏蔽体开始模拟逐层设计，改变屏蔽体厚度及材料比例，统计不同距离处单位源中子的透射中子和透射伽马射线在人体的吸收剂量。
图11、图12分别是第一层材料在距离中子源1 m处中子吸收剂量与总吸收剂量随屏蔽体厚度的变化关系[图11至图15横坐标为厚度（cm），纵坐标为吸收剂量（Sv/粒子）]。第一层材料采用的是氧化钆+环氧树脂的混合材料，实际中需要加入适量固化剂进行固化。图11和图12中不同符号的曲线代表不同的氧化钆质量百分比的材料，总吸收剂量指中子与光子吸收剂量之和。
模拟结果表明：随着氧化钆含量的增加，中子吸收剂量和总吸收剂量均呈现先减小后增加的趋势;当氧化钆含量达到40%～50%时，吸收剂量达到最小;随着屏蔽体厚度的增加，每种氧化钆材料下的吸收剂量均减小;对于中子吸收剂量，当屏蔽体厚度超过10 cm时，其减小的趋势变得缓慢，当厚度达到15 cm以后，75%以下氧化钆比重的材料的吸收剂量降到最低且基本保持不變。
将第一层屏蔽体厚度定为15 cm后，模拟计算加入第二层材料后的吸收剂量。图13为第二层材料（含硼聚乙烯）距离中子源不同位置处的总吸收剂量随屏蔽体厚度的变化关系，图14为距离源1 m处不同硼含量的含硼聚乙烯屏蔽下总吸收剂量随屏蔽体厚度变化关系。
模拟结果表明：在第一层材料足够厚（15 cm）的情况下，随着第二层材料厚度的增加，总吸收剂量降低且变化缓慢;距离中子源越远的位置受到的吸收剂量就越低;随着第二层材料硼含量的增加，同一厚度条件下总吸收剂量降低，但降低程度不明显。
将第二层屏蔽体厚度定为1 cm，模拟计算加入第三层材料（铅）后的吸收剂量。第三层材料用来屏蔽伽马光子，图15为距离中子源不同位置处的伽马光子吸收剂量随屏蔽体厚度变化关系。从图15中可以看出，伽马光子吸收剂量随铅的厚度的增加而降低。
以15 cm氧化钆（40%）+环氧树脂、1 cm含硼（10%）聚乙烯和1cm铅用作组合屏蔽，相比无屏蔽状态，模拟计算的总吸收剂量（距离中子源5 m处）从5.07×10-11Sv/粒子降到5.41×10-13Sv/粒子，下降了两个数量级，有效地降低了辐射。
综上所述，利用蒙特卡罗模拟对基于可控中子源的液面实时监控系统进行初步的理论分析，得到以下几点认识：该检测系统能够检测到具有一定厚度钢板层和保温水层的浇筑设备内的液面位置，具体表现在对齐基准线上下2 mm时的高能量段中子计数差异，理论上符合此应用的高精度要求。？譺？訛为提高探测计数降低统计误差，在系统结构参数上可以适当增加开窗宽度和减小屏蔽体尺寸。两侧开窗细微的错位会影响探测计数，因此需要在设计加工和实验中考虑这一点。经过3层屏蔽体相关的模拟计算，得出初步的屏蔽体设计思路：第一层材料最为关键，选用40%～50%的氧化钆含量、10～15 cm的厚度为合适;第二层材料为含硼聚乙烯，更高的硼含量和更大的材料厚度有利于辐射剂量的降低;第三层材料为铅，其厚度越大越利于降低伽马射线吸收剂量。考虑到屏蔽材料的体积、重量及系统其他结构参数对系统探测精度和工艺的影响，需要在保证系统探测精度的情况下，配合具体实验进一步改进MCNP程序和确定最优结构参数及材料成分配比，同时将辐射剂量控制在安全范围内。 3 结语
通过蒙特卡罗数值模拟方法对基于可控中子源的液面实时监控系统初步的模拟研究，从理论研究上证明了该系统依据物料遮挡中子射线而导致探测计数率变化追踪料面位置的设计具有一定的可行性。系统中开窗宽度、开窗位置和屏蔽材料种类对探测器中子计数率，屏蔽材料种类、尺寸及组合方式对辐射剂量均有不同程度的影响，因此后期实验设计中需要考虑这些因素。
参 考 文 献
[1]江建锋.核子料位计在火电厂煤仓料位测控中的应用研究[D].衡阳：南华大学，2012.
[2]周世杰.火电厂料位计选型及无源核子料位计的应用[J].工业仪表与自动化装置，2013（6）：86-88.DOI：10.3969/j.issn.1000-0682.2013.06.026.
[3]Nuttall M，Riley J.Evaluation of precision of a nuclear gauge for measurement of water and cement content of fresh concrete[J].Cement Concrete & Aggregates，1999，21（1）：1-11.DOI：10.1520/C-
CA10502J.
[4]刘灿.放射性料位計原理及应用[J].仪器仪表用户，2017，24（3）：52-54.DOI：10.3969/j.issn.1671-10-
41.2017.03.012.
[5]张秉海，王智.核料位计的工作原理及相关知识[J].石油化工自动化，2007（5）：84-85.DOI：10.3969/j.issn.1007-7324.2007.05.026.
[6]吕剑飞.基于温度传感器阵列的料位测量仪的研制[D].北京：北京化工大学，2013.
[7]王景敏，党从军，宋卫东，等.GD-1型智能化连续型γ料位计的设计[J].同位素，2003，16（1）：23-23.DOI：10.3969/j.issn.1000-7512.2003.01.005.
[8]Briesmeister J F.MCNPTM-A general Monte Carlo N-particle transport code （Version4C）[R].LA-137-
09-M，2000.
[9]赵新辉，谷德山，任万彬.基于MCNP程序模拟的14 MeV中子准直屏蔽材料的研究[J].东北师大学报
（自然科学版），2006，38（4）：59-63.DOI：10.3321/
j.issn：1000-1832.2006.04.012.
[10]曾心苗，周鹏，秦培中，等.不同材料的中子透射Monte Carlo模拟计算[J].核技术，2011，34（3）：188-192.DOI：CNKI：SUN：HJSU.0.2011-03-007.
[11]M.Bastürk，ArztmannJ，Jerlich W，et al.Analysis of neutron attenuation in boron-alloyed stainless steel with neutron radiography and JEN-3 gauge[J].Journal of Nuclear Materials，2005，341
（2-3）：189-200.DOI：10.1016/j.jnucmat.2005.02.
003.
[12]张圣辰.氧化钆的改性及氧化钆/聚乙烯屏蔽材料制备[D].西安：西北大学，2015.
[13]王瑞欣，郭志猛，罗骥，等.弥散强化钨镍铁高比重合金的制备及性能研究[J].稀有金属，2017（1）：23-27.DOI：CNKI：SUN：ZXJS.0.2017-01-004.
[14]He F，Yang J，Lei T，et al.Structure and properties of electrodeposited Fe-Ni-W alloys with different levels of tungsten content：A comparative study[J].Applied Surface Science，2007，253（18）：
7591-7598.DOI：10.1016/j.apsusc.2007.03.068.
[15]白健.装置核料位计放射源的监测及防护对策[J].安全、健康和环境，2004，4（5）：13-14.DOI：10.3-
969/j.issn.1672-7932.2004.05.006.