双极晶体管经中子辐照后会引起直流增益退化,其直流增益倒数变化与10⁹¹0¹⁶cm^-2范围内的辐照中子注量线性相关,利用此特性,在技术上可实现双极晶体管对中子注量的测量。对受到辐照损伤的双极晶体管进行高温退火,可使其直流增益性能恢复,从而达到对双极晶体管的重复使用。鉴于上述特点,可将双极晶体管在工程应用上制作为探测器,结合实时数据测量系统,实现在线监测中子注量。在抗核加固的应用领域,对半导体材料中子辐射损伤的考核评估需要统一的衡量标准,国内外均已使用1MeV（Si）等效中子注量来表征。在实际应用中,市面上现有的探测器已可对中子注量进行测量,但会受到中子能谱和反应截面等因素的影响。而双极晶体管探测器受中子辐照时的直流增益会下降,在具有不同能谱分布的辐射源中,可利用相同的直流增益退化来等效;且在当下,Si的反应截面数据更趋准确,从而使得双极晶体管探测器的优势更加突出。中国工程物理研究院的CFBR-Ⅱ堆是核爆模拟辐射场,具有高n/γ比,中子能量为1.03MeV,是行业公认的抗核加固性能考核的理想平台,也是双极晶体管探测器的理想刻度平台。在此平台上刻度的双极晶体管探测器应用在不同辐射场中,所测的中子注量即为1MeV等效中子注量。且探测器体积小,能实现多只探测器在不同辐射场不同辐照工位的同步在线测量,具有普遍实用的价值。中国工程物理研究院的邹德辉、鲁艺等人,对双极晶体管3DG121C探测器的抗辐照性能、标定技术、退火进行了前期的研究。本文在此基础上,扩大该类探测器的研究范围。通过对3DK2222A和3CK3B探测器在CFBR-Ⅱ堆高达8.3×10¹²中子注量的辐照,实现了探测器抗中子辐照能力强弱的甄选,确定了探测器的最佳适用范围,并可据此针对不同中子场的测量选用合适型号的探测器;对3DK2222A和3DG121C探测器在⁶⁰Co源中进行了抗γ性能的研究,在辐照γ剂量达到1000Gy的情况下,分析了两种型号探测器抗γ性能的特点,并确定此性能特点的应用场合;对于不同中子注量率对该类探测器的影响,选择3CK3B型探测器分别在2×10⁷cm^-2·s^-1、6×10⁷cm^-2·s^-1、2×10⁸cm^-2·s^-1、6×10⁸cm^-2·s^-1、2×10⁹cm^-2·s^-1下进行,分析不同注量率对探测器的影响结果。基于探测器的重复使用须退火的特点,分析了原有退火技术的不足之处,对探测器结构进行了改进设计,改进后的结构设计兼顾了探测器在标定时的准确性和退火的便利性。由于中子场中的γ射线,会对双极晶体管探测器造成电离辐射损伤,同中子一样,会导致探测器直流增益的退化。由γ射线导致的直流增益退化,会叠加在中子造成的直流增益退化上,使探测器测得的中子注量比实际中子注量高。对3DG121C和3DK7E探测器在γ射线中的辐照规律分析,推导出探测器在γ射线辐照时的经验公式。结合中子注量测量原理,最终确定了在有n/γ比的中子场中,运用该类探测器时,可使用的中子注量测量修正公式。通过本论文对双极晶体管中子注量探测器的全方位研究,使1MeV等效中子注量探测技术更加完善,为探测器的推广与实际应用,提供夯实的理论支持。并对探测器以后的拓展研究具有指导和参考意义。