MC法优化设计~(252)Cf中子源辐射屏蔽装置

利用MCNP5程序构建了屏蔽装置模型,并模拟了聚乙烯、含质量分数10%硼的石蜡、重水、石墨和铅等材料的中子慢化和屏蔽效果,以及铁对γ射线的屏蔽效果。当中子慢化剂聚乙烯的厚度达5 cm时,透过慢化层发射出的中子注量率达到最大值为5.40×10-4m~(-2)s~(-1)。中子屏蔽层含硼石蜡厚度为33 cm并且γ屏蔽层铁厚度为4 cm时,由中子和γ射线产生的年有效剂量之和满足国家标准相关限值要求。     

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~(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。     

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。     

脉冲中子测量中的准直器设计

为满足脉冲中子探测系统对辐射屏蔽的要求,在利用MCNP程序模拟计算准直孔分别为圆柱形直孔和锥形孔的屏蔽效果基础上,设计了圆柱形直孔+锥形孔的准直器结构,准直器采用铁35cm厚+聚乙烯20 cm厚+铅15 cm厚的组合材料。理论计算表明:该准直器用于反冲质子探测系统时,探测系统输出信号与干扰信号的比值大于10。     

声核中子测量的屏蔽设计

通过测定声空化核效应实验室各测量点的中子注量率,了解实验室墙壁和地面对出射中子的散射,选定散射中子相对较弱的位置作为声核中子测量点。利用SHIELD程序模拟不同材料的中子屏蔽效果,选用4cm铁和20cm含硼石蜡组成屏蔽体,以降低中子本底。测定影屏蔽及影屏蔽结合BF₃正比计数管环绕屏蔽两种方式下的散射修正因子F_s,提出以统计显著性增量S.S.I≥3/[KF(]F_s[KF)]作为超声中子计数相对于非超声中子计数的增量ΔC是否具有统计意义的判据。     

含硼不锈钢材料中子/γ综合屏蔽性能计算分析

采用蒙特卡罗粒子输运程序与燃耗计算分析程序相结合(MCNP5/ORIGEN2.1)的方法对辐射防护不锈钢材料屏蔽性能和活化产物进行了综合计算分析。结合辐射屏蔽设计结构优化方法和性能计算的具体要求,给出了中子/γ综合屏蔽性能分析评价方法,针对核反应堆单层外照射三层屏蔽结构简化模型,模拟计算了硼不锈钢和普通不锈钢材料对中子/γ混合辐射场的中子、光子、(n,γ)反应产生的光子、材料内二次活化产物光子的屏蔽效果,并对防护材料的综合屏蔽性能进行了评价。     

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MC方法的n-γ混合场复合屏蔽研究

利用MCNP程序,研究了n-γ混合场的自身特性及屏蔽层的排列方式对复合屏蔽的影响。结果表明,混合场中中子与γ的能量与注量比,以及屏蔽体结构,对复合屏蔽的效果有较大影响;在屏蔽体设计过程中予以充分的考虑,有利于屏蔽体的小型化与轻型化。     

T(d,n)4He反应快中子屏蔽体优化设计的蒙特卡罗模拟

在考虑T（d,n）^4He（D-T）反应快中子源能谱、角分布、面源结构及靶系统对中子的作用的基础上,利用MCNP程序模拟了（D-T）反应快中子在屏蔽材料中子的输运。通过屏蔽体外泄漏中子及γ射线的注量率、能谱及在水中的吸收剂量的分析,给出了满足T（d,n）^4He反应中子源快中子治疗屏蔽体的三种复合屏蔽方案。     

基于氘氚中子源硼中子俘获治疗的中子慢化整形研究

硼中子俘获治疗（Boron Neutron Capture Therapy,BNCT）是一种具有广阔前景的癌症治疗方法。氘氚中子源是未来可供选择的BNCT中子源之一,由于氘氚中子源产生的中子能量为14.1 MeV,不能直接用于BNCT,需要进行束流慢化整形。使用蒙特卡罗模拟程序MCNP5设计了相应的束流整形组件（Beam Shaping Assembly,BSA）,模拟验证了用半径为14 cm的天然铀球做中子倍增层的优越性,计算结果表明：采用50 cm厚的BiF3和10 cm厚的TiF3组合慢化层,17 cm厚的AlF3补充慢化层,0.2 mm厚的Cd热中子吸收层,3.5 cm厚的Pb作为γ屏蔽层,以及10 cm厚的Pb反射层,获得了较为理想的治疗中子束,输出中子束的空气端参数满足国际原子能机构（International Atomic Energy Agency,IAEA）的建议值。     

以中子管为激发源的中子活化分析系统慢化屏蔽体设计

应用MCNP程序,通过对中子输运过程的模拟计算,得到了以14 MeV D-T中子管为激发源,在慢化屏蔽材料选取不同组合时的热中子注量率分布,热化比及镉比随铅层厚度的变化,以及屏蔽体外几处关键点的生物剂量率。根据模拟计算的数据,设计了活化分析系统的慢化屏蔽体,为开展以14MeV D-T中子管为激发源的中子活化分析工作奠定了基础。     

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。     

中子能谱在反应堆屏蔽计算中的应用分析研究

在反应堆的屏蔽设计中多采用蒙特卡罗中子-光子耦合输运程序(MCNP)计算反应堆压力容器和堆内构件的中子注量率,用以评估中子对结构材料的辐照损伤。MCNP在计算这类固定源问题时,源强的能量分布多采用MCNP自带的Maxwell裂变中子能谱或Watt裂变中子能谱,它们是典型能量的入射中子对应的向量裂变能谱。然而真正的裂变中子能谱是与入射中子能量相关的矩阵裂变中子能谱。为此,不同的中子能谱对反应堆屏蔽设计计算结果的影响被分析。结果表明:在反应堆屏蔽设计中应考虑不同能量的入射中子对裂变中子能谱的影响,即应该采用矩阵裂变中子能谱进行反应堆屏蔽设计计算。     

高密度B4C/Al中子屏蔽材料的蒙特卡罗模拟

采用蒙特卡罗方法,运用MCNP4C程序对能量为0.5–2MeV的中子及碳化硼含量为5%–15%、入射厚度为3–15cm的高密度B4C/Al复合材料进行中子透射性能计算。结果表明:碳化硼含量与透射系数呈一次线性下降关系,且透射系数下降幅度较小;中子能量升高,透射系数呈现起伏性,比如0.8MeV的中子比0.5MeV的中子透射系数要小;材料对能量为0.5MeV、0.8MeV、和1.2MeV的中子屏蔽效果较好;材料厚度与透射系数呈指数下降关系,且透射系数下降幅度较大,当材料厚度在13cm以上时,材料的屏蔽性能在90%以上。     

乏燃料贮存罐体中子防护结构研究

使用含硼聚乙烯作为乏燃料贮存罐体外层屏蔽罐中子屏蔽层材料时,由于其对温度比较敏感,若结构设计不合理,在环境温差大或出现事故致使罐体温度变化大时,会使罐体外含硼聚乙烯屏蔽层变形过大,影响结构稳定性和屏蔽效果,如产生间隙和裂纹等,致使射线经间隙或裂纹中散射到环境中,对周围环境造成严重污染。乏燃料贮存罐体中子防护结构采用在燃料贮存罐外加双层中子屏蔽结构,内层为主屏蔽层预留伸缩缝,以适应温差较大的环境和事故工况,外层为补充防护层,可有效解决伸缩缝处泄漏问题。中子屏蔽层上端为敞口设计,用含硼聚乙烯粉末填充,事故工况下粉末将熔融补充填充,保证屏蔽层高度,避免射线外露。     

改进型微堆初步设计研究

为扩展微型反应堆（微堆）的应用,利用MCNP4C程序对改进型微堆进行初步设计研究。在微堆堆芯水平方向一侧增加了热中子束流装置,引出1条水平热中子束流,用于瞬发中子活化分析、硼中子俘获治疗及其它中子实验。束流装置由石墨瓦、石墨慢化层、γ吸收层（铋）、束流准直器（中间为空气锥,周围为铅及含硼聚乙烯屏蔽层）等组成。几何结构示于图1。     

慢化球探测器组合法测试中子屏蔽性能应用

随着核技术在各领域的应用推广,中子屏蔽材料得到越来越广泛的应用,而目前国内外还没有测试中子屏蔽性能的统一标准。为了探索一种简单可行、能够在较宽中子能量范围内测试材料屏蔽性能的方法,本文对3He正比计数管、计数管外包镉及计数管外包不同直径的聚乙烯(Polyethylene,PE)慢化球共12个模型进行了MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)模拟计算,得到一种慢化球探测器组合测试方法,使测试能够在1×10-5-1.25 Me V能量范围内有较一致的响应。利用这种方法测试了2 cm和4 cm厚PE对252Cf中子的透射率,与多球谱仪解谱法得到的结果在±1.0%内相吻合,对几种材料的测试结果也符合不同类型材料对中子的屏蔽规律,证实了这种简易组合测试方法的可行性。     

MCNP程序在微型钠冷快堆屏蔽计算中的应用

应用MCNP程序为微型钠冷快堆(MFR)概念设计建立了精确的屏蔽计算模型,并对其主要屏蔽物理量进行详细的计算分析.结果表明:在到达屏蔽层的外边界前,MFR内γ光子和中子注量率都已经迅速下降到较低的水平,主容器外的屏蔽层材料以碳钢为主,可以设计出满足安全准则的屏蔽结构;一回路钠的活化十分有限,屏蔽比较简单,铍反射层中氦的产量和控制棒吸收段的10B消耗比例都很小,这些材料可以使用多个寿期.     

14 MeV快中子照相准直屏蔽系统的设计与优化

基于强流氘氚中子源科学装置HINEG设计了一套快中子照相准直屏蔽系统。采用中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC和ENDF/B-Ⅶ.0数据库计算了准直中子束的中子能谱及注量率、γ射线能谱及注量率、直射中子注量率与γ射线注量率比值(φ_d/φ_γ)、直射与散射中子注量率比值(φ_d/φ_s)、准直束中子注量率的不均匀度等特性参数,并采用MCNP5程序进行了对比验证。研究了准直屏蔽系统的内衬材料、尺寸等对特性参数的影响规律,并通过优化获取了最优设计方案。计算结果显示,在同等计算条件下,SuperMC计算结果与MCNP计算结果相对偏差小于1%,准直屏蔽系统的φ_d/φ_γ为50.1,φ_d/φ_s为5.7,在?30 cm视野范围内的中子注量率为4.80×10~7 cm~(-2)·s~(-1),其中直射中子注量率为4.09×10~7 cm~(-2)·s~(-1),中子注量率不均匀度为5.8%,满足快中子照相对准直束特性参数的要求。