压水堆工作场所模拟中子参考辐射场的建立

利用串列加速器T(d,n)⁴He反应产生的14.8 MeV中子,以及适当的中子慢化散射装置建立了目前国内唯一的压水堆典型工作场所模拟中子参考辐射场。对不同中子慢化散射材料组合下的中子能谱及中子周围剂量当量进行了测量,并校准了2台典型结构的中子周围剂量当量率仪。将模拟中子参考辐射场下的校准因子和放射性核素中子源参考辐射场下的校准因子进行比较,发现放射性核素中子源参考辐射场下的校准因子明显偏高,且仪表类型不同,偏高的程度也有所区别,这主要是由于不同类型仪表的能量响应不同。相比之下,模拟中子参考辐射场更适合用于反应堆工作场所的中子剂量仪表的校准。     

模拟计算压水堆工作场所模拟中子参考辐射场

以加速器D(d,n)3He反应产生的5 MeV中子为初始源项,利用MCNP4C程序模拟计算了中子经贫铀、铁层、水层和聚乙烯散射慢化体后产生的中子能谱,分析了各种材料几何变化对中子能谱的影响,并与目标谱进行了对比。本文为建立具有压水堆工作场所特征的中子参考辐射场提供了参考数据,该辐射场可以广泛的应用于中子剂量仪表的校准。     

亚太地区中子周围剂量当量（率）仪的校准比对

适当的校准方法是保证中子周围剂量当量（率）仪测量结果准确可靠的重要因素。本文介绍了亚太地区首次中子周围剂量当量（率）仪校准比对APMP.RI(Ⅲ)-S1,以及韩国、澳大利亚、印度、中国台湾、中国大陆、日本和俄罗斯等国家和地区的计量院的放射性核素中子参考辐射场及比对结果。本文利用实验室建立的²⁴¹Am-Be和²⁵²Cf中子源参考辐射场对两台比对传递仪器进行了校准,并将校准结果进行了比较。结果表明,本实验室采用影锥法和距离反平方法的校准因子与比对参考值在不确定度范围内一致。     

0.144~1.2MeV单能中子参考辐射场的建立

本工作利用2×1.7MV串列加速器建立了0.144、0.250、0.565和1.2MeV单能中子参考辐射场。所需能量的中子通过⁷Li(p,n)⁷Be和³H(p,n)³He反应产生。利用TARGET程序计算了中子注量谱，利用自行设计的反复充气式反冲质子正比计数器绝对测量了上述能量点的中子注量，合成标准不确定度≤2.0%。2001年参加了由国际电离辐射咨询委员会第三分部组织的单能快中子注量测量国际比对，取得了较为满意的结果。     

参考中子辐射与辐射防护中子测量装置校准

国际标准化组织核能标准化委员会辐射防护分委员会(ISO／TC 85／SC2)最近编制了几个有关辐射防护中子测量装置校准的标准，其中ISO8529规定了参考中子辐射的特性和产生方法、辐射场校准以及场所和个人中子剂量仪(计)校准和响应的确定；此外，ISO12789—2002规定了利用模拟中子辐射场对辐射防护中子测量装置的校准。本文介绍ISO8529系列标准的主要内容及一些相关问题。     

中子剂量仪表校准的本底扣除方法研究

用241Am-Be中子源参考辐射场校准了一台中子周围剂量当量（率）仪,采用影锥法、半经验法、多项式拟合法和简化拟合法等方法扣除散射中子本底的结果,并对结果进行了比较研究,说明了各自的优缺点和适用范围。结果表明,这四种方法的结果在不确定度范围内一致。     

Am-Be中子源辐射场周围剂量当量与吸收剂量的计算

根据最近更新的微观中子核反应截面数据（ENDF/B-Ⅶ库）计算了热中子到20MeV中子能区,H、C、N、O、Ar5种元素以及干燥空气和ICRU四元素组织的中子比释动能系数（kerma因子）。在此基础上,结合MCNP程序对Am-Be源外中子能谱的模拟,计算了Am-Be源中子场的周围剂量当量,单位中子注量下为373.0pSv•cm²。利用本实验室计算国产Am-Be源的中子能谱,算得相应中子场的周围剂量当量为374.0pSv•cm²,距离该源1m处空气对中子和γ射线的吸收剂量率分别为1.457×10^－2和1.580×10^-1μGy/(GBq•h)。     

高气压组织等效电离室用于混合辐射场测量的实验研究

介绍了基于复合理论的组织等效电离室的设计原理,利用该原理设计的区域中子、γ剂量当量仪可使用1个探头间接测量周围剂量当量、吸收剂量和品质因子。利用加速器和标准辐射场对该装置进行测试,测试结果表明,该装置对于中子和γ辐射场,尤其是对于高能γ、热能至几十MeV的中子具有较好的能量响应和较高的灵敏度,在剂量率高于几十μSv/h时,测量不确定度可控制在±50%以内。该系统可为存在中子、γ辐射场的场所提供必要的测量手段和监控技术。     

超热中子辐射场的理论设计

为得到满足硼中子俘获治疗(BNCT)系统所要求的超热中子辐射场,利用清华大学试验核反应堆中子源,采用蒙特卡罗(MC)计算方法,设计了两种产生超热中子辐射场的工程理论方案,并对这两种方案进行了分析与对比.结果表明,方案1比方案2更具有优势,故确定方案1为BNCT系统最终设计方案.     

西安脉冲堆中子照相屏蔽体改建设计计算

文章采用蒙特卡罗程序耦合抽样技巧，对西安脉冲堆中子照相孔道外的屏蔽体进行改建设计计算，确定了中子照相孔道口出射束流参数和多种材料组合的屏蔽参数。实验测试结果表明，理论计算可靠，达到了改建指标。     

医院中子照射器分析室剂量场研究

医院中子照射器建成后,对分析室内及其屏蔽门外的γ剂量率和中子剂量当量率进行了测量,测量结果显示：分析室内局部γ剂量率与设计值相差较大,分析室屏蔽门外γ剂量率超过原设计监督区限值7.5 μSv/h,因此需对分析室内部及其屏蔽门进行屏蔽改造。根据蒙特卡罗程序模拟计算结果及实际使用情况给出最终屏蔽方案,即在分析室束流孔道所在墙面加装厚度为16 cm的铅屏蔽材料屏蔽γ射线,对四周墙面及屏蔽门内侧加装厚度为1 cm的含锂聚乙烯板屏蔽散射中子。改造后分析室剂量最高点γ剂量率下降277倍,中子剂量当量率下降5.8倍,屏蔽门外γ剂量率下降近90倍。     

中子能谱对压水堆慢化剂温度系数的影响分析

在压水堆中,水铀比和²³⁵U富集度是影响中子能谱分布的重要参数。本工作在不同水铀比、²³⁵U富集度下分析两群中子能谱随燃耗的变化。利用中子能谱分布对慢化剂温度系数的变化进行分析,结果表明：在给定²³⁵U富集度条件下,随着水铀比的变化,堆芯存在一慢化剂温度系数绝对值最大值;²³⁵U富集度的增加、燃耗的加深,不一定导致慢化剂温度系数绝对值增大。     

中子活化分析跑兔装置的建立

介绍了某研究堆跑兔辐照装置的原理和结构组成,对该装置的气动传输系统、自动控制系统的功能及安全性设计进行研究。本装置样品传输速度可达7.0m/s,具有传输稳定、自动化程度高、操作简单、维护方便等特点,可满足短半衰期核素的中子活化分析要求。     

个人剂量监测参考辐射场刻度剂量比对校准

介绍秦山核电厂个人剂量双轨监测工作中以热释光个人剂量计开展参考辐射场刻度剂量比对校准的方法,以及2001--2012年秦山核电厂与中国辐射防护研究院进行的参考辐射场刻度剂量比对的结果。比对结果表明,对参考辐射场的剂量比对,其照射剂量与约定照射真值之间的相对偏差控制在±5％以内。以2008年上半年参考辐射场刻度剂量比对校准工作为实例,对辐射场刻度剂量比对过程中出现的问题进行了分析解决。     

(20-300)kV X射线参考辐射装置的建立

为了推进X射线空气比释动能基准量值传递工作的开展,建立了(20-300)kV X射线参考辐射装置。距离X光管焦点1 m的均匀野处,建立了CCRI会议推荐的两组低能X射线参考辐射质50kV(a)和50 kV(b),采用拟合方法测量得到的半值层、同质系数与推荐值相差2%以内。通过蒙卡模拟软件EGSnrc研究两组参考辐射质的能谱分布情况,并计算了其平均能量,分别为33.3和28.1 keV。     

过滤X射线参考辐射场特性的蒙特卡罗模拟研究及实验验证

为研究过滤X射线参考辐射场特性,利用蒙特卡罗方法对中国原子能科学研究院计量测试部过滤X射线参考辐射场的原级谱、均匀性及散射辐射进行了模拟,并利用PTW球形电离室进行了实验测量。结果表明,蒙特卡罗模拟结果与实验结果符合较好,验证了所建模型的正确性及蒙特卡罗方法对模拟过滤X射线参考辐射场的有效性,为后续模拟研究工作奠定了基础。     

秦山一期堆本体退役源项估算及辐射场可视化

针对我国秦山一期核反应堆实际情况,利用蒙特卡罗程序建立了细化到燃料棒结构的全堆芯pinby-pin模型进行中子输运计算,并对计算模型的可靠性进行了验证;基于堆本体结构部件的几何参数、材料参数及堆本体中子注量率分布,在假定功率运行史的情况下,利用燃耗计算程序计算了反应堆停堆后的中子活化产物作为堆本体退役源项的估算结果,并对源项产生的三维辐射场剂量分布情况进行了可视化建模与分析,模拟结果与理论分析一致。本研究是下一步建立我国秦山核电厂退役技术安全验证和虚拟仿真平台的关键性基础工作。     

西安脉冲堆大空间中子辐照实验平台辐射场参数测量

西安脉冲堆于2010年建成了大空间中子辐照实验平台。本文介绍了该实验平台辐射场设计参数、辐射场测量方法和实测结果。采用蒙特卡罗方法计算了实验平台内中子初始谱。利用多箔活化法测量了中子能谱,解谱方法采用遗传算法,并与SAND-Ⅱ解谱方法进行了对比,对比结果较为一致,证明了遗传算法解谱的有效性。应用热释光剂量计测量了γ射线吸收剂量率。测量结果表明,该实验平台辐射场参数符合设计要求。     

材料与构件深部应力场及缺陷无损探测中子谱仪热中子导管概念设计

针对中国先进研究堆（CARR）正在建造的材料与构件深部应力场及缺陷无损探测中子谱仪所需的热中子导管,开展模拟计算与概念设计。首先根据CARR内的现场情况和该谱仪的整体要求设计热中子导管的内部截面尺寸为90 mm×160 mm,整体长度为19.7 m,导管长度分为3组;然后根据这些参数开展蒙特卡罗模拟,通过比较导管镀层的特征增殖因数m分别为1、2、3、4、5、6时导管末端的中子强度二维空间分布、水平方向发散角分布、波长分布等主要性能指标的模拟结果,选定m=3,并以此完成了导管的参数设计。     

测量反应堆快中子注量率的电流型宽禁带半导体探测器设计

为解决强流混合场快中子注量率实时测量的难题,本文基于反冲质子法,以耐辐照性能强、噪声低的半绝缘型（SI）GaN半导体材料为基础,采用带石墨平衡体及聚乙烯转换靶的并联结构,设计补偿式电流型探测器的方案,有效地降低了γ射线灵敏度。利用该探测器测量了西安脉冲堆1#径向孔道内混合场的快中子注量率,其结果与已有测量结果符合较好,验证了该方案的可行性。