碘的微堆超热中子活化法测定

对碘的超热中子活化分析法进行了研究，利用该方法在微堆上测定了血液１食品及土壤中的碘含量，计算了该方法对全血及血清中碘的探测下限。     

中子慢化材料特性研究

文章采用蒙特卡罗模拟计算方法分析铝、氧化铝和氟化铝3种慢化材料在清华大学试验核反应堆束流孔道内的慢化特性。研究给出了利用慢化材料实现超热中子辐射场的一般规律，并优选出适用于在该堆建立超热中子辐射场的最佳慢化材料是Al与AlF₃质量百分数比为2∶3的Al-AlF₃混合物。     

西安脉冲堆超热中子束的理论设计

建立超热中子束孔道筛选的三维扩散型,并用蒙特卡罗程序MCNP／4B验证了热柱孔道是实现超热中子束的佳孔道,还建立了硼中子俘获治疗（BNCT）所需超热中子束的理论设计方法,对超热中子束过滤材料的特性进行了分析,提出了将西安脉冲堆热柱孔道改造成超热中子束孔道的3种材料组合方案。     

热中子吸收材料特性模拟计算与分析

以核反应堆为中子源,通过蒙特卡罗(Monte Carlo,MC)方法计算的手段,分析了几种热中子吸收材料的特性,并总结出将热中子吸收材料用于建立超热中子辐射场时的一般规律,从而优选出适用于建立超热中子辐射场的热中子吸收材料.     

基性、超基性岩样中稀土及其它微量元素的热中子、超热中子活化分析

研究地质学中的问题,常常要测定基性、超基性岩中的稀土和其它微量元素。采用超热     

微堆超热中子活化分析在地学样品测定中的应用

微型中子源反应堆(简称微堆)是以高浓铀(235 U)作燃料的轻水欠慢化型反应堆,辐照孔道内存在有较大份额的超热中子和快中子,适合进行超热中子活化分析(ENAA)的实验研究。地质样品成分复杂,在用普通的中子活化分析时,基体元素影响了部分元素的准确测定。为降低基体成分的本底干扰、改善目标元素的测量精密度和检出限,可采用超热中子活化分析的方法。本文利用微堆上安装的屏蔽材料为镉的超热中子辐照孔道,测定了元素周期表中67种元素的约130个核素的镉比,讨论了在超热中子活化分析中某些元素的有利因子及铀裂变和(n,p)反应的干扰情况,验证了微堆ENAA方法在地质科学样品检测中的实际应用,证实利用本方法可测定地学样品中20余种元素,其检出限、精密度和准确度均得到了较明显的改善。该法是常规活化分析方法必要的、有益的补充。     

痕量金标样的超热中子活化分析

金矿是我国急需矿种。在以往找矿工作中,都是通过与金的伴生元素来找矿的,工作量大而收效低,近年来由于痕量金分析技术的进展,直接以痕量金异常来找矿,得到可喜的成绩。     

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.     

超钚核素的热中子截面评价

超钚核素包括原子序数比钚(Z=94)大的那些元素的各种同位素,即镅及其以上各元素的各种同位素。但目前有中子截面数据的只到~(257)Fm。本评价对~(241)Am直到~(257)Fm的25个核素的热中子截面数据进行了收集、分析和必要的处理,给出了推荐值。数据是按CINDA-A(1935—1976)和CINDA-81(1977—1981.4.1)所列资料目录收集的,凡是     

全超导非圆截面托卡马克中性束注入窗口材料活化研究

中性束注入加热为全超导非圆截面托卡马克(EAST)主要辅助加热方式之一.伴随着中性束注入加热,等离子体中子出射强度可达到1014 n/s.由于中性束注入窗口具有较大的开口尺寸,窗口泄露的大量中子可能影响系统的安全稳定运行.本文基于EAST中性束二维模型和蒙特卡洛程序MCNP与材料活化程序FISPACT,研究EAST两条...     

强流氘束引出系统与加速管束流匹配的研究

为增加传输通过加速管的束流强度,提高中子发生器的中子产额,采用Particle-in-cell(PIC)程序模拟研究了入射束强度在10～150 mA范围内,不同初始参数条件下D⁺₁束在加速管中的传输状态。结果表明,当入射束在加速管入口处的归一化发射度取0.25 πcm•mrad,Courant-Snyder参数α=-4、β=60 cm/rad时,50～100 mA D⁺₁束与加速管匹配良好。根据匹配参数,对双等离子体离子源的引出系统进行了优化,结果显示,在引出系统与加速管之间放置两个螺线管透镜和1个光阑,能有效去除D⁺₂、D⁺₃离子,实现100 mA D⁺₁束顺利传输通过加速管的目的。     

Beam Hole Configuration and Analysis of Medical Reactor for Boron Neutron Capture Therapy

This report presents an investigation of beam holes to be provided in a medical reactor for Boron Neutron Capture Therapy. The principal requirement for the beam holes is to deliver the therapeutic doses of thermal and epithermal neutrons in a modest time (30 to 60min) with minimal fast neutron and γ-contaminants. Characteristics of the beam holes have been evaluated by 2-dim. n-γ coupling S _N transport calculations. Reexaminations and revisions of the beam hole design have brought improvements of the characteristics, especially an increase of the thermal neutron flux at the horizontal thermal neutron beam port and a decrease of the fast neutron flux at the vertical epithermal neutron beam port. The design objectives for the beam holes set up in this study may be achievable even if the thermal power of the reactor is reduced from 2 to 1MW.     

基于加速器的硼中子俘获治疗装置束流整形体的设计及其临床参数研究

在硼中子俘获治疗（BNCT）中,束流整形体是BNCT装置产生高品质中子束的关键部件之一,其设计至关重要。本文基于25 MeV质子打锂靶产生中子的过程,对加速器驱动的BNCT中子源的束流整形体进行了可行性方案设计,研究了慢化体厚度差异对出口束流品质、头部模型中的剂量分布和临床参数等方面的影响。研究表明,可行性方案设计在30 mA质子束流驱动下,可达到IAEA对束流品质的要求;在本文3种慢化体厚度设计下,随着慢化体厚度的增加,出口超热中子束流强度减小,快中子份额减小,进一步导致优势深度变浅,正常组织最大剂量率减小,治疗时间变长。     

中国散裂中子源靶站中子通道初步屏蔽计算分析

基于中国散裂中子源靶站中子通道设计,采用二维离散纵标程序DORT对中子导出通道各种设计方案的屏蔽效果进行计算分析。计算得出二维剂量场分布及通道中心处剂量当量率轴向分布,并得到较优化的屏蔽方案及模型,确保谱仪大厅内工作人员接受的剂量低于规定的标准。结果表明,未安装谱仪的中子通道屏蔽模型中心含有SS316合金钢时的屏蔽效果较好,剂量在辐射防护标准以下,符合设计要求。中子孔道开闭装置屏蔽模型中前端加入钨板屏蔽效果较好,并随钨板长度的增加,屏蔽效果提高。     

电子束辐照对医用一次性防护服材料断裂强力的影响

消毒灭菌是医用一次性防护服（简称医用防护服）生产过程中的重要环节,相比传统环氧乙烷灭菌,辐照灭菌更快速高效。由于医用防护服的防护性能有严格的标准要求,其材料的辐照效应具有重要研究意义。采用电子束加速器分别对聚丙烯（PP）、聚酯纤维（PET）、特卫强（Tyvek）3种材料的医用防护服样品进行不同吸收剂量的辐照处理,并进行不同时间的老化试验。针对GB 19082-2009中与辐照效应相关的主要性能指标进行测试。结果表明,50 kGy以下吸收剂量的电子束辐照对上述3种材料医用防护服的抗渗水性、抗合成血液穿透性、过滤效率等性能影响较小,但对PP和Tyvek材料的医用防护服断裂强力影响较大。通过双因素方差分析研究辐照和老化两种因素对上述3种材料医用防护服断裂强力影响的显著性。结果表明,吸收剂量和老化时间分别有不同的影响,其中吸收剂量对PP材料医用防护服样品断裂强力影响最显著。经验证,提升PP材料医用防护服的初始断裂强力,可使其辐照后性能满足标准。     

15 MeV电子束驱动中子源靶站模拟分析

电子轰击金属靶产生的中子源,可用于核素反应截面测量实验。为利用7.5 kW、15 MeV电子加速器作为驱动加速器,产生适用于核数据测量实验的中子源,相应开展了该功率下的中子靶站设计。研究中,依据蒙特卡罗程序MCNPX模拟计算的中子源数据,分析优化靶站结构;计算得到靶体能量沉积,导入商用CFD软件CFX中作为热源,模拟分析靶体对流传热性质,优化冷却通道模型,安全实现中子靶站冷却。本研究模拟设计的靶站,能产生强度为10¹²s^-1量级的中子源。