中子残余应力谱仪静态屏蔽体表面辐射剂量率初算

中子残余应力谱仪静态屏蔽体主要用于对谱仪装置的附加闸门、中子导管等组件的辐射剂量的屏蔽,使装置操作人员可以安全地在装置周围活动。通过MCNP5程序对谱仪装置静态屏蔽体的屏蔽能力进行了计算,可为该方案的改进、优化提供依据,以便最终制造出满足辐射剂量要求的屏蔽体。     

快中子临界装置大厅辐射屏蔽门研制及性能验证

为提升快中子临界装置的实验能力,在实验大厅旁边扩建了附属建筑物,在实体连接位置形成了一个样品传输通道。为了保证工作人员的辐射安全,需要对通道进行屏蔽。采用蒙特卡罗方法进行屏蔽门的物理设计,确定了含硼石蜡为中子屏蔽材料,不锈钢为光子屏蔽材料。为保证硼在石蜡层上的均匀分布,防止石蜡内部形成空洞,采用了分层分次工艺进行屏蔽门浇铸。为保证屏蔽门对通道的有效覆盖,采用了分步工艺进行安装。辐射剂量监测结果表明,人员日常工作区域的辐射有效剂量为0.125 mSv/a,小于建设项目管理目标值2 mSv/a,远小于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定的放射性工作人员年剂量限值20 mSv/a,屏蔽门的研制满足设计和使用要求。     

核聚变实验装置HT-7U一维及二维辐射防护设计研究

主要介绍一维、二维中子输运程序ANISN,DOT3.5在核聚变实验装置HT-7U辐射屏蔽物理设计中的应用。计算和分析了该装置实验大厅内外中子注量/能谱、γ注量/能谱、中子剂量率、γ剂量率的空间分布,对屏蔽材料的选取及屏蔽层厚度进行了优化设计,为HT-7U装置的辐射屏蔽物理设计提供了建议性意见及理论依据。     

中国先进研究堆中子残余应力谱仪实验软件设计

设计开发了中国先进研究堆（CARR）中子残余应力谱仪的实验软件。基于中子衍射法测量了残余应力的基本原理和谱仪构型,分析了中子残余应力测量方法,提出了残余应力测量所需的功能。在谱仪运动控制和数据采集系统的基础上,设计了各项功能的流程方法,并使用LabVIEW语言编写了相应的程序。利用中子束全面测试软件的各项功能,完成了CARR中子残余应力谱仪实验软件的设计开发。     

放射性Na~(131)I液体药品自动灌装装置的研制

研制了一种医用放射性Na131I液体药品自动灌装装置,该装置安装于洁净度为百级的防辐射屏蔽工作箱中,可执行放射性液体精确、连续自动灌装和自动上胶盖操作。该装置实现了强辐射环境下放射性液体药品的批量化分装,提高了放射性液体药品自动化生产水平,能更好地满足放射性药品生产的GMP规范要求。     

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应用中子衍射方法和Rietveld法全谱图拟合,研究了微晶玻璃在缓冷和急冷两种热处理条件下微结构和内应力的变化。与缓冷处理相比,急冷处理使析出的β硅灰石晶体的晶胞沿着3个晶轴方向进一步拉伸,晶体受到残余非晶相的拉应力作用更大,但原子位置无序相对要小,过高的局部应力导致了应力集中区内微裂纹的出现。急冷处理样品在高角度处的非晶峰强度远高于缓冷处理样品,表明急冷处理样品中残余玻璃相的比例更高。中子衍射获得的应变值与X射线衍射结果有显著差别,显示材料体内应力和表面应力有很大不同。中子衍射是测定大块微晶玻璃试样的平均残余应变和研究其复杂的两相共存结构的一种可行方法。     

微晶玻璃的中子衍射研究

应用中子衍射方法和Rietveld法全谱图拟合,研究了微晶玻璃在缓冷和急冷两种热处理条件下微结构和内应力的变化.与缓冷处理相比,急冷处理使析出的β硅灰石晶体的晶胞沿着3个晶轴方向进一步拉伸,晶体受到残余非晶相的拉应力作用更大,但原子位置无序相对要小,过高的局部应力导致了应力集中区内微裂纹的出现.急冷处理样品在高角度处的非晶峰强度远高于缓冷处理样品,表明急冷处理样品中残余玻璃相的比例更高.中子衍射获得的应变值与X射线衍射结果有显著差别,显示材料体内应力和表面应力有很大不同.中子衍射是测定大块微晶玻璃试样的平均残余应变和研究其复杂的两相共存结构的一种可行方法.     

Levenberg-Marquardt算法在应力测量中子衍射峰位中的应用

为满足中国先进研究堆（CARR）中子残余应力谱仪准确、快速数据处理的需求,将Levenberg-Marquardt（LM）算法应用于应力测量中子衍射峰位。本文详细描述了用于峰形拟合的目标函数,基于LM算法的衍射峰位计算流程以及相应Labview程序的实现,并利用该程序拟合一系列衍射峰。结果表明,该程序能准确、快速地计算衍射峰位,可用于高精度大批量的中子残余应力谱仪数据处理。     

基于中子IP板的核燃料元件间接中子CT实验方法研究

中子照相作为一种无损检测技术是分析和确定核燃料元件缺陷的重要手段。中国原子能科学研究院中子照相团队依托中国先进研究堆（CARR）中子照相测试平台,搭建了核燃料元件间接中子CT装置,并开展核燃料元件模拟件的间接三维中子成像技术研究。本文首先采用蒙特卡罗模拟方法优化确定了样品环境转移屏蔽容器的关键参数并研制出屏蔽容器,并基于该装置开展了核燃料元件模拟件的间接中子CT照相实验,从获得的三维实验数据可观测到尺寸约0.35 mm模拟芯块缺陷。实验结果表明,该装置可满足核燃料元件的间接中子CT实验检测。同时初步研究了基于IP板的间接中子成像数据处理的制约因素和方法,为后续进一步利用金属转换屏替代中子IP板等技术,真正实现乏燃料元件无损检测应用提供实验指导。     

新型纤维增强环氧树脂基复合材料研制及其中子屏蔽性能研究

核技术应用产业的迅速发展,对中子辐射屏蔽材料的种类、服役环境、结构性能提出更多、更高要求。针对发展功能/结构一体化中子屏蔽材料需求,研制了一种新型玻璃纤维/B₄C/环氧树脂复合材料。力学测试与中子屏蔽实验发现,该复合材料中子屏蔽性能良好,5 cm厚样品屏蔽后中子透射率仅19.6%;材料具有较高强度与模量,性能优于铅硼聚乙烯。增大材料B₄C含量对提升材料中子屏蔽性能作用显著,但同时材料强度、模量有一定减小。综合考虑该材料的中子屏蔽性能、承受载荷以及耐高温特性,其在反应堆、加速器及中子源等核设施外围防护材料,尤其是乏燃料贮存格架材料用途上具有较大应用潜力。