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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(φd/φγ)、直射与散射中子注量率比值(φd/φs)、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φd/φγ为50.1,φd/φs为5.7,在Φ30 cm视野范围内的中子注量率为4.80×107 cm-2•s-1,其中直射中子注量率为4.09×107 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。 相似文献
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散射中子比值可通过计算和实测得到。但因计算误差较大,所以用散射锥体挡住直射中子,再测量中子场周围的散射中子的方法是比较好的。 14MeV中子的减弱过程可表示为φ=φ_0exp(-ΣRd)。式中φ_0和φ分别为原有的和经减弱后的中子通量,cm~(-2)·s~(-1);ΣR为屏蔽物的总吸收截面,cm~(-1);d为屏蔽物 相似文献
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《核动力工程》2016,(6):98-103
应用MCNP程序对堆芯建模,计算得出辐照孔道内距堆心底部高25 cm处的中子能谱,结合多箔活化法测量结果,通过SANDII程序解谱得出该位置的快中子注量率;通过相对快中子注量率测量,获得孔道内轴向快中子注量率分布,从而确定辐照时长和辐照方案,使样品辐照达到快中子(E≥1 Me V)注量~6×1019cm-2的技术指标。为完成辐照样品解体,应用ORIGEN2程序计算,获得待解体样品源项;使用MCNP程序对解体时的操作环境进行建模,计算得出不同屏蔽层厚度的γ剂量率数据;与实测结果进行对比,计算结果与实测结果符合较好,证明屏蔽设计有效。本次辐照考验完全满足技术指标。。 相似文献
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为检验和确定用于硼中子俘获治疗(BNCT)的医院中子照射器(IHNI-1)的快中子污染源项,设计了用于快中子注量率测量的包硼~(235)U裂变电离室。利用MCNP程序对电离室的注量响应进行优化设计,计算包裹不同厚度硼壳时电离室的注量响应曲线,最终选择35mm厚B4C壳作为低能中子屏蔽层。利用该电离室测量IHNI-1热中子和超热中子束的快中子注量率,并与模拟计算值比较。结果显示,实测的中子束比模拟计算结果具有更多的快中子成分,低于国际原子能机构(IAEA)推荐的目标值。 相似文献
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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。 相似文献
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为给中子导管中子输运与屏蔽计算提供输入参数,建立冷中子源(Cold Neutron Source,CNS)模型,制作正氢与仲氢蒙特卡罗(Monte Carlo N particle transport code,MCNP)截面数据库,计算了慢化室内不同穿透深度的中子注量率变化趋势、冷中子(Cold Neutron,CN)孔道入口处中子角分布与冷中子增益、中子导管入口处中子角分布与中子注量率空间分布。结果显示,液氢慢化剂使中子束内冷中子有显著的增益,随着中子在CN孔道内的传输中子束的准直性大大提高,为下一步开展中子导管计算提供了重要参考数据。 相似文献
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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。 相似文献
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《核动力工程》2017,(6):31-35
采用蒙特卡洛(MCNP)程序对辐照孔道中子特性进行研究,包括各辐照孔道E1.0 Me V时的中子注量率(φE1.0 Me Vf(29))与E0.625 e V时的中子注量率(φE0.625 e Vf(29))的比值k,辐照孔道阳面、阴面样品中子注量率比值,辐照孔道样品最佳布置高度。研究结果表明:高通量工程试验堆(HFETR)辐照孔道k值随轴向和径向变化不同,但平均变化程度一致;9#孔道阳面、阴面材料快中子注量率比值达1.43,而G7、K11孔道阳面、阴面材料快中子注量率比值相对较小,分别为1.21和1.18。综合考虑,对于P15孔道,辐照试验段样品布置区的高度可达500 mm;对于9#孔道,样品布置高度可适当增至600 mm。 相似文献
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《核技术》2017,(12)
中子瞬发γ活化分析(Prompt Gamma Neutron Activation Analysis,PGNAA)是工业物料成分检测的最主要方法之一,该方法通过大体积NaI闪烁体探测器测量物料被中子活化后的瞬发γ能谱来分析物料成分。测量过程中,NaI晶体处于较强的快中子场中,该快中子场对晶体的辐照损伤是影响NaI探测器性能的最主要因素,而NaI探测器的稳定性直接决定了PGNAA整体设备的性能。本文基于中国工程物理研究院CFBR-Ⅱ(China Fast Burst Reactor Ⅱ)型反应堆,精确地测量了NaI闪烁体在裂变中子场的10~8 cm~(-2)、10~9 cm~(-2)、10~(10) cm~(-2)、10~(11)cm~(-2)、10~(12) cm~(-2)、10~(13) cm~(-2)、10~(14)cm~(-2)共7个中子注量照射后,NaI闪烁体组装的闪烁体探测器的性能变化。测量结果表明,NaI探测器除有较强的中子活化效应外,能量分辨率未发生显著变化,这为PGNAA设备中探测器的中子屏蔽设计和寿命估计提供了重要参数。 相似文献