不同材料的中子透射Monte Carlo模拟计算

用Monte Carlo粒子输运计算程序(M-C程序)对入射能量从0.025 ev到20MeV的中子及入射厚度1-40cm的多种材料进行了中子透射性能计算.这些屏蔽材料有主体材料聚乙烯、水和混凝土、铁、铜,铅和聚乙烯.碳化硼复合材料,以及功能添加剂碳化硼和氧化钆.结果显示,随着材料厚度的增加,中子透射系数降低;同一种材...     

碳纤维增强B_4C/Al中子吸收材料的优化设计

核电站中乏燃料储存格架用到的中子吸收材料需要兼具结构和功能一体化的要求,本文提出用碳纤维Cf增强B4C/Al中子吸收复合材料。利用Monte Carlo方法对碳纤维增强铝基碳化硼中子吸收材料(Cf/B4C/Al)的中子透射率进行模拟计算,研究B4C含量、Cf含量、不同能量中子入射以及材料厚度变化时对中子透射率的影响,并与B4C/Al材料进行比较。结果表明,在1 e V-0.1 Me V能量范围的中子入射下,当B4C含量小于35%时,加入碳纤维能明显改善B4C/Al材料的中子屏蔽性能;在100 e V中子入射下,材料的中子透射率随B4C含量增加呈现指数下降;且Cf/B4C/Al材料的中子透射率随碳纤维含量增加持续降低;当Cf含量达到10%时,材料中子透射率降至最低,之后趋于平稳。通过模拟计算,得到Cf/B4C/Al材料的各组分的最优配比为35 vol.%B4C和10 vol.%Cf。     

硼化钨材料中子屏蔽性能及次级γ剂量产生的模拟研究

对辐射防护材料硼化钨的中子吸收和次级γ射线屏蔽性能进行分析。采用Geant4程序，对材料厚度0～2 cm、能量为热中子～20 MeV的入射中子进行模拟分析。研究结果表明：(1)硼化钨材料主要作用于热中子～10^-2 MeV中子的吸收屏蔽。由不同材料对应的中子宏观分出截面和材料密度可知，厚度一定时，W₂B₅的中子吸收性能最优，质量一定时，WB₄中子吸收性能最优。以热中子为例，W₂B₅材料的中子宏观分出截面约为B203材料的8.67倍，是PB202屏蔽材料的40.59倍；(2)相比于传统中子吸收材料，W-B系化合物在低能中子吸收方面优势更为显著；(3)随着入射中子能量的增大，次级γ剂量对总剂量的贡献呈下降趋势；随着硼化钨材料厚度的增加，次级γ剂量对总剂量的贡献不断升高。为明确硼化钨应用场景及优势，实现中子源屏蔽装置的优化设计提供数据参考，具有实际的工程指导价值。     

短切碳纤维增强B4C/环氧树脂基中子屏蔽材料的力学性能优化研究

为满足工程应用领域对中子屏蔽材料力学性能的要求,采用短切碳纤维增强方法对传统的含B4C中子屏蔽材料进行了改良,研制出的新型B4C/环氧树脂基中子屏蔽材料具有良好的力学性能和屏蔽性能。重点研究了短切碳纤维含量、长度及表面处理工艺对碳纤维增强环氧树脂屏蔽材料力学性能的影响,结果表明,含10wt%B4C的碳纤维增强环氧树脂材料中树脂与纤维质量之比为5:1时,材料的拉伸强度最佳;当纤维长度为3–10 mm时,对材料拉伸性能影响较小;选用硅烷偶联剂KH-550进行纤维表面处理,能有效提高材料20%的拉伸性能。利用镅-铍中子源对含10wt%B4C碳纤维增强环氧树脂材料与含硼聚丙烯材料进行中子屏蔽比较实验,实验结果证明,该新型中子屏蔽材料能够满足中子屏蔽要求,具有良好的力学性能和广阔的应用前景。     

中子剂量当量仪的设计

为了提高中子剂量当量测量的准确度,利用MCNP5程序模拟优化了一种球形中子剂量当量仪的能量响应曲线。模拟结果表明,当聚乙烯厚度为10 cm,镉片处于聚乙烯慢化体中0.9–1.0 cm、半径为0.45 cm、长度0.1 cm时,在能量为2.53×10–8–10 MeV,能量响应因子为0.2–1.8,并与相关剂量仪性能进行比较,从而验证了此中子剂量当量仪设计的准确性。     

不同材料中子反射与屏蔽效应研究

利用Monte Carlo粒子输运计算程序Super MC对厚度1-5 cm的多种材料进行中子反射和屏蔽性能分析计算。这些材料包括金属材料铍、铅、铜、含硼钢以及~(238)U和非金属材料聚乙烯、氢化锂、混凝土,中子能段选取10~(-5) e V-20 MeV。结果显示,中子反射能力和屏蔽性能都会随着材料厚度而增加,但增加的幅度逐渐减小。铍和聚乙烯在中子反射和屏蔽方面性能优越,而常用来屏蔽γ射线的铅在这两方面性能都是8种材料中最差的。~(238)U只在材料厚度很小时性能卓著,随着材料厚度增加,其性能便远不如大部分材料。考虑到聚乙烯的力学性能较差,在屏蔽材料的选择上有很大的限制,所以在8种材料中,铍的综合性能相对较好。     

中子辐射屏蔽材料PVA/PEO水凝胶的制备及其作用研究

为研究一种新型中子辐射屏蔽材料水凝胶的制备及其对中子辐射的防护作用,应用物理交联法制备不同厚度的单纯和含有金属离子的PVA/PEO水凝胶;利用基于Monte Carlo模拟的SHIELD程序计算不同组分水凝胶对中子输运的影响,以期在理论上证实PVA/PEO水凝胶材料对2.45MeV中子辐射的屏蔽作用;采用BF3中子辐射探测器测量了K-400型高压倍加器发射的2.45MeV中子经过不同水凝胶后的中子通量变化。模拟计算结果显示,随着水凝胶厚度的增加,中子通量和能量逐渐减少;与单纯组比较,相同厚度含金属组中子数和能量减少更明显。BF3探测器测量结果显示,厚度为6—10cm的含金属组的中子通量计数减少的百分率显著高于单纯水凝胶组,辐射屏蔽效率与水凝胶厚度符合线性方程y=-4.51x+86.23,10m厚的含金属离子水凝胶中子通量计数的百分率可减低61.3?。结果表明,高分子聚合物PVA/PEO水凝胶对快中子辐射具有良好的屏蔽作用,含金属组的中子屏蔽效果明显优于单纯组。     

硼酸盐晶须增强聚乙烯复合材料及其热中子屏蔽性能研究

以硼酸镁(Mg2B2O5)和硼酸铝(Al4B2O9)晶须作为中子吸收体与高密度聚乙烯(HDPE)复合,制备了硼酸盐晶须/HDPE复合材料。讨论了影响材料力学性能及屏蔽性能的因素,并与常用的碳化硼(B4C)屏蔽材料进行了对比。实验结果表明:3种复合材料对热中子的屏蔽效果为B4CMg2B2O5Al4B2O9,复合材料对热中子的屏蔽率均随吸收体含量和材料厚度的增加而增大,当硼酸镁晶须/HDPE复合材料的厚度为15.76mm时,材料对热中子的屏蔽率可达86.58%。晶须/HDPE复合材料的拉伸强度随晶须含量的增加而增大,当硼酸镁晶须的含量为9.1%时,复合材料的拉伸强度可达24.39 MPa,和碳化硼/HDPE复合材料相比,硼酸盐晶须更能增强HDPE基屏蔽材料的力学性能。     

新型柔性中子屏蔽复合材料研制及性能研究

为满足形状复杂核设备外围防护以及辐射防护服对于柔性中子屏蔽材料的需求,研制了一种新型B4C/SEBS中子屏蔽复合材料,重点研究了不同B4C含量对SEBS基复合材料力学性能、热学性能及中子屏蔽性能的影响。实验结果表明:复合材料拉伸强度、扯断伸长率均随着B4C含量的增加而减小;增加B4C含量,复合材料撕裂强度呈现出先增大后减小的趋势,而复合材料邵氏硬度则不断增大;该材料热导率随着B4C含量的增加而不断升高;利用镅-铍中子源进行材料中子屏蔽测试,同厚度材料中子屏蔽性能随着B4C含量的增加而不断提高。综合考虑该新型柔性中子屏蔽材料良好的中子屏蔽性能、抗撕裂性能及柔韧性能等特性,其在形状复杂核设备外围防护及辐射防护服领域具有较大的应用前景。     

MC法模拟地层元素测井仪优化中子屏蔽体

利用MC法模拟了D-T中子源发出的粒子通过地层元素测井仪内部屏蔽体结构的过程,获得了不同粒子通过不同材料的屏蔽体后能量和核反应截面的分布,从而得出不同材料在不同厚度下的粒子屏蔽效果。模拟结果表明:采用17 cm厚的三层复合屏蔽体结构,所用材料第一层为10 cm厚的钨镍合金,第二层为5 cm厚含20%碳化硼的聚乙烯,第三层为2 cm厚的铅。三层结构对中子的屏蔽率达到98.47%,对γ光子的屏蔽率达到97.68%。可有效降低仪器内部元素干扰,提高分辨率与精确度。     

基于D-T中子源的板状铋样品宏观基准检验实验

<正>为检验Bi核素评价数据的可靠性,利用中国原子能科学研究院板状样品中子核数据宏观基准检验系统(图1),开展了Bi样品的基准实验测量和模拟计算。实验测量采用飞行时间法测量了14.5 MeV脉冲氘氚中子源与板状样品作用后在60°和120°方向的泄漏中子谱,样品厚度为5、10、15cm,所测量中子能量区间为0.8～16 MeV;     

新型耐高温中子屏蔽复合材料的设计制备及性能研究

采用表面改性处理技术,制备了由环氧树脂、B₄C（或BN）和聚丙烯酸铅组成的新型耐高温中子屏蔽复合材料,重点研究了材料制备工艺及主要性能指标,利用蒙特卡罗程序MCNP对材料中子屏蔽性能进行了模拟计算,并与文献报道的屏蔽材料铅硼聚乙烯进行了比较。结果显示,由环氧树脂、B₄C和聚丙烯酸铅组成的复合材料各项力学性能良好,具有良好的耐高温性能,210 ℃烘烤7 h外观无明显变化。MCNP模拟计算表明,对于从热中子至10 MeV的中子,4 cm厚新材料的中子剂量穿透率和中子注量穿透率均优于文献报道的同等厚度的铅硼聚乙烯材料。Am-Be中子源屏蔽试验的实测数据和模拟计算数据表明,两者随屏蔽材料厚度的变化趋势几乎完全一致,两者的差异随屏蔽材料厚度的增加逐渐减小,在10.5 cm处仅1.34%。     

基于~(252)Cf源的反应堆结构屏蔽材料屏蔽性能测试装置设计

基于252Cf中子源,构建了反应堆结构屏蔽材料屏蔽性能测试装置设计模型。采用MCNP程序建立了测试模型,并逐次模拟计算屏蔽性能测试装置慢化层、中子防护层、γ光子防护层厚度。对于关键的慢化层,采用Geant4程序进一步验证MCNP程序的计算结果。通过分析模拟计算获得了最优屏蔽材料及厚度分别为:慢化层材料为石蜡,厚度为8 cm;中子防护层材料为聚乙烯,厚度为38 cm;γ防护层材料为铁,厚度为11 cm。模拟实验结果表明,所设计屏蔽性能测试装置能够满足中子慢化以及中子、光子防护的需要。     

加速器中子源大厅内散射中子分布的模拟

本文针对加速器中子源可在较宽能量区间产生单能中子的特点,采用MCNP5对0.2～20 MeV的源中子在加速器中子源大厅内的散射情况进行模拟计算和分析。结果表明,直射中子通量随离源距离的增大呈平方反比衰减,散射中子通量则随离源距离的增大而几乎保持不变;大厅内的散射中子主要来自墙壁的贡献,离墙壁越近散射率越高。能量为0.4 MeV和1 MeV的源中子散射率最高,10 MeV和15 MeV的源中子散射率最低。用中子的宏观散射截面可较好解释散射率模拟结果,中子的弹性散射截面远大于非弹性散射截面,因此弹性散射起主导作用。中子能量大于1 MeV后,散射截面随中子能量增加而减小直至进入一段坪区,散射率也随之降低并进入坪区。结合待测位置处直射、散射中子通量和不同能量的散射中子份额的计算,能解释能量较高的源中子散射率较低的现象。通过在墙壁表面附上一层中子慢化吸收材料的方法可有效减弱中子散射,如5 cm的含硼聚乙烯(10%B_4C)可降低散射率约40%。     

氢化锆用于小型钠冷快堆屏蔽的初步研究

为减少小型钠冷快堆（SSFR）堆侧的屏蔽厚度,本文选择氢化锆作为SSFR堆侧的屏蔽材料。使用一维离散纵标法（ANISN程序）计算了氢化锆在SSFR堆芯区能谱下的屏蔽特性,并计算了堆侧采用氢化锆和碳化硼的屏蔽厚度。结果表明：与堆侧采用碳化硼和不锈钢屏蔽相比,采用氢化锆和碳化硼屏蔽（碳化硼所占体积比小于0.3）,屏蔽厚度减小了大约20%。氢化锆和碳化硼混合屏蔽材料具有很好的屏蔽性能,可减小SSFR堆侧的屏蔽厚度。     

B4C/Al对慢中子衰减性能研究

本文用Burrus模型和蒙特卡罗方法,模拟中子透过B4C/Al板的衰减规律。在Burrus模型中,选用0.025 3eV中子为中子源,B4C/Al板厚度为0.15cm,0.20cm,0.25cm,0.30cm,0.35cm,其中B4C的质量百分含量为20%,30%,40%。结果表明,在B4C/Al复合材料中,B4C含量越高,颗粒越小,材料的中子吸收效果越好,中子透射率越小。入射到B4C/Al板的中子,在B4C/Al板的穿透率与入射角方向有关,垂直与B4C/Al相互作用时,中子透射出的概率最大,随着入射角弧度增大,中子在B4C/Al板的透射率逐渐变小。蒙特卡罗方法使用MCNP程序对B4C/Al与中子的相互作用进行模拟,结果表明,B4C/Al板对能量为0.025 3eV的中子比1.0eV的中子有更大的吸收效果。     

碲锌镉探测器对14MeV脉冲中子束的直照响应

碲锌镉(CZT)晶体具有优良的材料性能,是一种备受关注的新型核辐射探测器材料.本工作运用MCNP程序模拟了CZT探测器对14 MeV中子的直照响应,且在ING-103型稠密等离子体聚焦装置14 MeV脉冲中子发生器上进行了实验研究.结果表明:CZT探测器对14 MeV脉冲中子的直照响应理论值与实验值有较好的一致性;在包含因子k为2时,实验值的扩展不确定度小于14%;且CZT探测器对14 MeV脉冲中子具有1.28×10-16C·cm2的灵敏度,适用于测量高强度脉冲中子.     

加速器中子源大厅内散射中子分布的模拟

本文针对加速器中子源可在较宽能量区间产生单能中子的特点，采用MCNP5对0.2～20 MeV的源中子在加速器中子源大厅内的散射情况进行模拟计算和分析。结果表明，直射中子通量随离源距离的增大呈平方反比衰减，散射中子通量则随离源距离的增大而几乎保持不变；大厅内的散射中子主要来自墙壁的贡献，离墙壁越近散射率越高。能量为0.4 MeV和1 MeV的源中子散射率最高，10 MeV和15 MeV的源中子散射率最低。用中子的宏观散射截面可较好解释散射率模拟结果，中子的弹性散射截面远大于非弹性散射截面，因此弹性散射起主导作用。中子能量大于1 MeV后，散射截面随中子能量增加而减小直至进入一段坪区，散射率也随之降低并进入坪区。结合待测位置处直射、散射中子通量和不同能量的散射中子份额的计算，能解释能量较高的源中子散射率较低的现象。通过在墙壁表面附上一层中子慢化吸收材料的方法可有效减弱中子散射，如5 cm的含硼聚乙烯（10%B4C）可降低散射率约40%。     

圆柱氧化钍装置上的中子及伽马穿透能谱实验测量

利用D-T中子对氧化钍圆柱装置进行了辐照。样品直径为30 cm、厚度为15 cm。在不同的布局状态下,采用芪晶体闪烁体基于反冲质子法对1 MeV~15 MeV中子能谱进行了实验测量;基于反冲电子法对中子辐照下和辐照后的0.5 MeV以上伽马能谱进行了测量。对能谱中的分布规律、与布局状态的关系进行了比对分析。     

一种能量响应一致的长计数器蒙特卡罗设计

为了有效降低长计数器中子探测能量下限并解决5 MeV以上能量响应急剧下降的问题，利用蒙特卡罗程序MCNP5分析了长计数器各结构参数对能量响应的影响。通过使用不同含氢量的慢化体、添加中子吸收材料及添加补偿材料相结合的方法，优化设计了一种长计数器。结果表明：使用含氢量较低的中子慢化材料聚苯乙烯可提高低能中子能量响应；采用Cd作为中子吸收材料可解决能量响应局部过高的问题；采用Pb作为补偿材料可提高高能中子能量响应。设计优化的长计数器在1 eV～15 MeV能量范围内能量响应最大相对偏差约为10.1%。