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。     

镅铍中子源实验装置屏蔽设计

根据拟研制的多用途镅铍中子源实验装置结构及功能特点,制定了适合本实验装置的多条件限值的屏蔽计算方法,通过对多种复合屏蔽材料的组合屏蔽方案比较研究,确立了合适的屏蔽参数,并采用蒙卡模拟方法对实验装置的屏蔽性能进行了物理仿真,结合实验测量验证了屏蔽设计的合理性。     

硼聚乙烯与铅硼聚乙烯屏蔽性能测试与模拟分析

对屏蔽材料硼聚乙烯、铅硼聚乙烯进行了γ射线、241 Am-Be源中子的屏蔽性能测试,再用蒙卡软件MCNP对材料的屏蔽测试过程进行模拟分析.结果表明模拟结果与实测值相符很好,实测铅硼聚乙烯对60Co与137Cs的γ射线线衰减系数分别为0.212 cm-1和0.381 cm-1,模拟的线衰减系数为0.209 cm-1和0.370 cm-1;硼聚乙烯对241Am-Be源中子的宏观分出截面计算值与实测值分别为0.197 cm-1和0.193 cm-1,铅硼聚乙烯计算值与实测值分别为0.181 cm-1和0.173 cm-1,说明铅硼聚乙烯对中子和γ射线均具有很好的屏蔽效果,用MCNP软件可模拟屏蔽材料对中子和γ射线的屏蔽性能.     

ADS铅冷却剂临界装置堆芯物理设计

为研究加速器驱动次临界反应堆系统(ADS)次临界堆芯与靶的耦合特性,以验证设计方法和计算程序,本文构建了ADS特有的快中子谱、较高能量放大系数及负温度系数的铅冷却剂临界装置堆芯,以用于开展不同富集度燃料特性、不同外源能谱与强度条件、不同实验样品的反应性影响、中子源与堆芯耦合特性等实验研究。确定了燃料元件构造、靶区结构、堆芯布置、反射层结构与价值、安全控制及反应性价值等物理参数,为下一步ADS铅冷却剂临界装置研制及实验研究提供了工程实施依据。     

基于遗传算法的中子屏蔽材料组分优化研究

基于快速非支配排序遗传算法NSGA-II,开展了多目标屏蔽优化设计研究,建立了中子复合屏蔽材料组分的自动优化设计程序。以屏蔽剂量和材料密度最小化为目标,以聚乙烯、铅、硼、锂、铁、铝等材料均匀混合组成30 cm厚平板屏蔽结构为例,验证了优化算法程序的有效性。将基于遗传算法的屏蔽优化方法与设计人员的经验相结合,可更高效地实现多目标屏蔽优化设计。     

贫化铀用于舰艇核动力装置辐射防护的屏蔽性能分析

贫化铀的合理利用和安全处置是国际核工程界长期存在的难题,用作舰艇核动力装置的一次屏蔽结构材料是贫化铀利用的一条途径。文章对贫化铀材料主要是DU混凝土作为辐射防护材料的物理、化学、力学、屏蔽等方面性能进行了调研综述,结合舰艇核动力装置对辐射防护的具体要求,针对舰艇反应堆四层三维屏蔽结构简化模型,利用蒙特卡罗方法模拟计算了贫化铀材料对中子、γ射线的屏蔽性能,通过与铅、钨、铸钢等材料进行对比分析,初步说明了贫化铀或贫化铀混合物用于舰艇核动力装置辐射防护材料的可行性。     

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。     

低本底X、γ射线参考辐射装置研制

环境核辐射监测中,环境本底限制了环境剂量监测仪表的校准与检定,更决定工作人员的防护安全。论文研制由铅、镉、不锈钢、聚乙烯材料组成的低本底X、γ射线参考辐射装置及其实验系统装置。利用MCNP程序模拟验证不同能量点源下该装置对散射X射线的影响,以及在不同屏蔽条件下散射X射线注量分布,使用便携式谱仪(Na I)对户外、实验室内、该装置内进行本底计数和剂量率测量。结果表明:该装置内的剂量率和计数率分别为9.9 n Sv/h、82 gamma/s,相对于户外、实验室内剂量率降低4.6、7.28倍;计数率分别降低2.9、3.8倍,有效地降低本底水平。     

在线中子活化分析系统关键参数的蒙特卡罗模拟

针对在线瞬发γ中子活化分析（PGNAA）系统的要求,利用MCNP程序对不同慢化材料（重水、石蜡、聚乙烯等）厚度、铅屏蔽厚度、样品厚度及大小进行模拟计算分析。计算结果表明,以厚9cm的石蜡作慢化材料,厚2cm的铅作γ屏蔽层,厚7cm、半径10cm的硫、钙和水泥类样品为最优设计方案,从而为实际设计在线PGNAA系统提供了科学依据。     

浓缩铀柱形临界装置徒手装配临界安全检验

为完成徒手装配浓缩铀柱形临界装置临界安全检验实验,设计了基于薄膜装配的验证系统,以替代浓缩铀柱形临界装置上半部分结构。用MCNP程序计算了浓缩铀柱形临界装置上半部分及验证系统密合时的有效增殖因子keff。实验测得验证系统中心增殖不会超过12.50,满足徒手装配装置中心增殖限定值15的要求。实验结果表明,验证系统设计合理,徒手装配浓缩铀柱形临界装置是安全的。     

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。      

241Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置及辐照器设计

²⁴¹Am-Be中子源被广泛用于实验研究,为保护实验人员免受中子及γ射线照射,需要设计适当的屏蔽。利用蒙特卡罗方法计算中子透射不同材料后的能谱分布与剂量,优选各层屏蔽材料种类与厚度,设计一套²⁴¹Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置。装置由内而外采用钨+聚乙烯+含硼聚乙烯+不锈钢进行防护,外表面周围剂量当量率H^*(10)低于10μSv/h,满足辐射防护要求。同时对装置内部热中子、超热中子和快中子注量分布进行研究,确定装置快中子和热中子输出通道最佳位置。在辐照装置同时开放快中子和热中子通道进行实验测试时,需要设置距离大于130 cm的控制区,以保障操作人员安全。     

Direct heat generation and corresponding energy saving in nuclear reactors due to optimum synthesis of shielding materials

In this paper the calculation of direct heat generation and energy savings due to the penetration of 1.37 and 2.75 MeV energy photons, emitted from a Na-24 radiation facility, through double layer shielding slabs of aluminium, steel and lead is described. A comparison is being made among six different shielding material combinations in order to assess the optimum shield related to the maximum energy captured due to γ-rays penetration through the combined shielding materials.     

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。      

贫化铀用于核动力堆防护的屏蔽性能与放射性毒性计算分析

针对贫化铀的γ射线屏蔽进行了实验与模拟计算验证。构建了核动力压水堆屏蔽模型，模拟输出的屏蔽层内中子能谱与实际能谱分布较为一致。采用蒙特卡罗程序与燃耗计算程序相耦合的方法，模拟计算了贫化铀在不同位置处中子、γ混合辐射场中的综合屏蔽性能，并与铅作为屏蔽材料进行了对比分析。模拟计算了屏蔽层中子辐照贫化铀40 a后的活化和裂变产物，分析了材料辐照前后年摄入量限值（ALI）定义下的放射性毒性，结果表明，新增二次产物对放射性毒性影响不大。      

Simulation and Design of Biological Shield for the 115 kJ IR-MPF-100 Plasma Focus Device Using MCNP Code

The paper reports on the design of biological neutron shielding for IR-MPF100 plasma focus device which recently has been designed and constructed in plasma physics and nuclear fusion research institute. Plasma focus devices are known as pulsed intense sources of ionizing radiations such as hard X-ray and fast neutrons as a result of the formation of a hot dense plasma column then acceleration of energetic ions and electrons in the opposite directions. Therefore, taking into account a biological shield particularly for the operators of the PF device as radiation workers is crucial. Analytical calculations on the maximum permissible effective dose for radiation workers (for whole-body exposure) allow below 200 shots/year for IR-MPF100 operating at its nominal 115 kJ capacitor bank energy without any shielding wall. In order to decrease the personnel absorbed radiation dose and increase the maximum allowed shot per year the design considerations for a biological shield has been recognized using MCNP4C code. Our calculations was based on the effect of ordinary concrete, polyethylene mixed with 30 % natural boron and solid boric acid on the decrement of the absorbed dose. These calculations represent that using a double layer shield consists of 30 cm width of pure polyethylene as well as 10 cm lead, ends in appropriate decrement of the effective dose per shot from 0.1 mSv to 1.2 µSv, therefore increases the allowed usage of the device up to 15,600 annual shots.     

核防护运输容器铸铅工艺

核防护运输容器的主要辐射防护层是铸铅层。本文详细研讨了铸铅工艺，为了保证浇铸质量，针对不同组件进行不同工艺设计：外壳防护层采用底注式一次铸成、顺序凝固等方法，而底盘铅层则先铸后压，再机加工到尺寸。浇铸系统确保了工艺设计的实现。最后浇铸成的两组件，经放射性检测，完全符合性能要求。     

一次屏蔽计算TORT程序源项生成方法研究

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、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意义。本文推导了TORT程序三维源分布计算公式和源几何转换方法,编写了相应的程序模块,并在秦山一期、CAP1400和CAP1700计算模型上进行了验证和应用。结果表明,本文推导的理论模型和开发的程序是正确的,为后续提高一次屏蔽设计精度提供了基础。     

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。     

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。