HIMM治疗室的辐射屏蔽设计

为了保证医用重离子加速器（HIMM）运行时的辐射安全，利用FLUKA计算了治疗时产生的瞬发中子源项，并对次级中子、γ辐射对屏蔽的影响进行了分析。用半经验公式及FLUKA计算了屏蔽厚度，给出了HIMM治疗室的屏蔽设计。在HIMM最大负载运行时，测量了屏蔽外中子剂量率，测量结果与模拟计算结果相符合。结果表明，本文选用的屏蔽设计方法是合理的，HIMM治疗室屏蔽设计方案满足国家标准要求。     

16 MeV医用回旋质子加速器测试间辐射安全研究

随着放射医疗技术的发展，医用回旋质子加速器在国内拥有广阔的市场前景。我国建设医用回旋质子加速器测试间，可提高进口医用回旋质子加速器投产效率。为保证测试间辐射安全性，本研究选取进口占比较大的16 MeV回旋质子加速器测试间作为研究对象，利用FLUKA软件建立靶件、屏蔽体及材料模型，设置粒子类型、能量、束流强度、束流损失率等参数，模拟测试间周围辐射剂量场分布。结果表明，测试间屏蔽体外侧30 cm处剂量率范围为0.146～1.801μSv/h,满足2.5μSv/h的剂量率限值要求。本研究方法及结果可为同类工程辐射安全分析提供参考。     

高能质子加速器治疗系统应用中的环境安全问题

通过对1台能量为235 MeV的质子加速器治疗系统的辐射安全分析,阐明了高能质子加速器运行时可能带来的一些环境安全问题.分析表明,高能质子加速器运行可能带来的主要环境影响有中子和γ射线引起的辐射剂量、空气的活化、设备冷却水的活化、土壤(及地下水)的活化、加速器结构材料的活化以及臭氧等有害气体的产生等.计算结果表明,只要整个系统的设计具有良好的屏蔽系统、通风系统以及防止人员误入强辐射区的安全联锁系统,高能质子加速器治疗系统的运行对周围公众的安全是能得到保障的.     

高能重离子反应出射中子屏蔽的理论估算

众所周知，合理而可靠的辐射屏蔽是核物理实验的安全保证，也是实验人员和高灵敏度仪器安全运行的必要条件。重离子反应出射中子的屏蔽取决于次级中子的产额、能量和角分布，也取决于在加速器部件上的束流损失。在过去几年中，我们对低、中能重离子反应出射中子的屏蔽已经...     

JJ—2型静电加速器机房和辐照室的屏蔽设计

本文介绍 JJ-2型静电加速器机房和辐照室的屏蔽设计。文中叙述了屏蔽的对象、屏蔽设计的依据、屏蔽计算方法和屏蔽方案。实测结果表明,在加速器电压2MV、束流强度0.2mA 运行条件下,辐照室四周墙外侧附近的辐射水平为30—40μR/h。从屏蔽防护的角度,为该加速器今后工作的发展留出了余地。     

中国散裂中子源直线主副隧道的屏蔽设计

中国散裂中子源(CSNS)的核心部件是一台高能强流质子加速器,其孔道屏蔽是辐射防护设计考虑的重要内容。为确保直线加速器速调管大厅的工作人员辐射安全,本文采用蒙特卡罗程序FLUKA,对直线加速器的主副隧道间屏蔽墙和副隧道上方顶屏蔽的孔道屏蔽效果进行了模拟计算,提出了多种屏蔽优化方案,并按照CSNS工作场所的剂量率限值,分析给出了该处孔道屏蔽结构的优化改进意见。     

医用加速器周边辐射剂量监测与评价

利用经验公式对屏蔽墙厚度进行理论计算以及对屏蔽墙周边辐射剂量定点测量,通过两个方面来对医用加速器周边的辐射剂量进行监测与评价。将计算及测量结果与环境本底和国家标准值进行比较,该医用加速器产生的辐射对周边居民和环境的影响远低于国家标准值,其辐射剂量率基本与环境本底值无异。     

工业电缆电子辐照加速器辐射防护评价

本文对衡阳某电缆公司的3.0 MeV电子加速器机房建设项目作辐射防护评价。按照防护评价要求以及机房设计情况,对机房项目的辐射源项进行了分析,对屏蔽的防护效果进行了计算。并对安全防护管理措施、联锁安全系统进行了评价。结合机房屏蔽设计评价计算和实际剂量率监测结果,电子辐照加速器机房屏蔽设计和辐射安全防护设施符合国家有关辐射防护规定的要求。     

质子重离子加速器治疗中感生放射性的测量与防护

质子重离子治疗是当前国际公认最具优势的肿瘤放射治疗技术。由于质子重离子束能量较高,在束流损失能量过程中产生的次级中子使周围物质活化,从而产生感生放射性,可对工作人员和患者的健康带来威胁,因此需要重视与之相关的辐射防护。本文探讨质子重离子加速器治疗过程中感生放射性的产生原因与分布,通过蒙特卡罗模拟和测量得到次级中子的能量分布和辐射剂量,对终止照射后随时间变化的感生放射性剂量进行测量,并探讨有效的防护措施,为安全有效地进行质子重离子治疗提供保障。     

重离子加速器在线测量实验区的屏蔽设计

本文主要介绍了重离子加速器核物理实验在线测量中为降低辐射本底而采用的多层组合屏蔽设计。计算了能量为700MeV 的~(12)C 重离子入射~(56)Fe 厚靶产生的中子产额(0.16n/离子)、能谱和角分布。采用铁(50 cm)、标准混凝土(150 cm)和硼砂层(1 cm)三层组合屏蔽,可在700MeV ~(12)C 重离子以7.5×10~(10)离子/s 流强入射~(56)Fe 厚靶下,把实验区的中子通量密度降低到1n/cm~2·s 左右。     

MC-MC耦合计算方法在核电厂中子屏蔽设计中的应用

中子屏蔽精细化设计是三代堆型核电厂区别于二代堆的主要辐射防护设计特征之一,其设计优劣直接影响了辐射场内设备寿命及功率运行期间可能进入的工作人员的辐射安全。为了精确、快速、有效解决大尺度复杂厂房中子屏蔽计算难题,提出了将MC-MC耦合计算应用于解决核电厂大型复杂计算模型的中子屏蔽设计方法。通过与欧洲第三代压水堆技术方案(CEPR)设计结果对比表明,计算结果偏差小于15%,满足工程屏蔽设计误差要求,证明该方法的正确性与可行性。该方法已应用于国内某三代堆型核电厂反应堆厂房中子屏蔽设计。     

基于BP神经网络的船用反应堆屏蔽设计快速计算功能研究

船用反应堆的屏蔽设计问题直接关系到核能能否安全的用作舰船的动力系统,而在屏蔽设计问题中屏蔽计算是十分重要的环节。为了实现在一定误差范围内实现快速计算功能,采用BP神经网络模拟学习MCNP的计算过程,仅需给出指定的输入变量即可预测屏蔽计算输出结果,解决了MCNP计算耗时过长问题,提高了屏蔽设计优化效率。     

船用堆辐射屏蔽优化设计平台开发与验证

船用堆对核反应堆屏蔽设计提出了更高的要求,传统辐射屏蔽设计方法及设计软件已不能满足要求。为了得到更加精确的辐射屏蔽设计,本文基于开源的SALOME框架建立了一套集“几何建模-材料建模-屏蔽优化-结果可视化”功能为一体的船用堆辐射屏蔽多目标优化平台——MOSRT。MOSRT平台可实现屏蔽结构三维CAD实体建模、基于遗传算法的辐射屏蔽多目标优化以及屏蔽计算结果剂量场三维可视化。基于Savannah和MRX船用堆模型对MOSRT平台进行了辐射屏蔽优化验证,优化方案与初始方案相比,在剂量、质量、体积方面均得到了良好的优化效果,证明了MOSRT平台初步具备辐射屏蔽优化设计功能,可为船用堆工程及概念屏蔽设计提供辅助设计手段。      

基于非支配排序遗传算法的辐射屏蔽多目标优化方法研究

为提高反应堆辐射屏蔽结构设计效率与设计性能，减少传统辐射屏蔽设计方法的主观经验影响。本文基于非支配排序遗传算法对反应堆屏蔽结构开展多目标优化方法研究，并开发了反应堆辐射屏蔽多目标优化计算分析程序；利用典型反应堆辐射屏蔽结构模型对此优化方法和计算程序开展了初步验证。结果表明，非支配遗传算法可正确有效地用于辐射屏蔽结构的设计，优化效果显著。      

Formation of secondary radiation fields at NICA

The crucial points of a radiation shielding design for a relativistic heavy ion accelerator are the source term problem, neutron fluence and dose attenuation characteristics of the shielding. Simulations of the radiation shielding for JINR’s Nuclotron-Based Ion Facility (NICA) project were carried out using the GEANT4 code. Some regularities in the secondary neutron field generation at the 4.5 GeV/n uranium beam interaction with thick targets are discussed. Neutron attenuation by the ordinary concrete shielding of NICA was considered as well.     

JMCT-S一次屏蔽计算源项生成功能开发

一次屏蔽计算对于评估工作人员的辐射剂量、确保反应堆压力容器(RPV)及堆内构件在整个反应堆寿期内的安全性以及防止混凝土屏蔽体及其外部部件和结构被过度活化具有重要的意义。对于一次屏蔽源项的处理,JMCT-S程序自带的源粒子抽样功能无法完全满足其计算需求。本文开发了JMCT-S程序的源项生成程序和源抽样子程序,并在秦山一期和CAP1400一次屏蔽计算模型上进行了验证和应用。数值结果表明,推导的理论模型和开发的程序是正确的,从而为后续提高一次屏蔽设计精度提供了基础。     

热中子照相装置屏蔽的蒙特卡罗模拟

中子照相装置的屏蔽对降低反应堆大厅本底及提高中子照相质量具有重要意义。使用蒙特卡罗模拟方法,对热中子照相装置各组成部分的屏蔽进行模拟计算。结果表明：在照相装置的准直器部分使用厚130cm、密度4.6t/m3的重混凝土,飞行管部分使用厚75cm、密度3.6t/m3的重混凝土可保证屏蔽外的辐射当量剂量达到反应堆大厅的监督区要求。     

伽玛治疗刀的辐射屏蔽设计计算

报道了伽玛治疗刀的辐射屏蔽设计计算方法和计算结果。本伽玛治疗刀由３０个每个７．４ＥＢｑ的６０Ｃｏ点源，半球状屏蔽层、侧屏蔽柜和防护门组成，计算了后屏蔽体，侧屏蔽柜和防护门的屏蔽厚度，对泄漏辐射的监则结果表明，本伽玛治疗刀的屏蔽是足够安全的，计算的空气比释动能率的限制值和测量值相符合。     

核电站反应堆辐射屏蔽程序系统

核电站反应截辐射屏蔽程序系统包括源项程序、离散座标输运程度、蒙特卡罗和反照蒙特卡罗程序、点核积分程序、最佳化程度、温场程序、大气散射和结构壁屏蔽效应分析程序、数据库以及加工程序和耦合程序，本程序系统程序类型比较齐全，程序和参数配大，在核电站反应堆以及其它类型反应堆和核设施辐射屏蔽设计和安全分析中得到了广泛应用。