一个修正的快中子约化溅射产额公式

材料的快中子溅射性能直接关系到裂变和聚变反应材料的选择。在测量得到的（ｎ,２ｎ）,（ｎ,α）,（ｎ,ｐ）和（ｎ,ｎｐ）核反应的快中子溅射产额的实验数据基础上,结合理论计算结果,得到了１个适合于计算上述４种核反应的约化溅射产额的修正的理论计算公式。     

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。     

中子核反应中反冲核的平均射程

用活化法测量了快中子核反应中反冲核在靶中的平均射程,发现不同的核反应（ｎ,２ｎ）,（ｎ,ｐ）,（ｎ,ａ）和（ｎ,ｎｐ）中的反冲核的平均射程存在系统性规律,导出了经验公式。此外,把理论公式计算的结果同实验结果进行了比较,并给出了修正的理论计算公式。     

γ射线透射曲线的数值模拟研究

提出一种用蒙特卡罗方法计算γ射线穿过辐射防护材料时透射曲线的方法,用蒙特卡罗程序MCNP计算了典型γ射线源137^Cs和60^Co产生的γ射线穿过重金属铅时透射率随铅屏蔽厚度变化的透射曲线,并根据透射曲线得到γ射线被衰减不同倍数时所需铅屏蔽的厚度。将铅屏蔽厚度计算结果与已发表数据进行对比,当衰减倍数取2～10^6之间的值时,计算结果与已发表数据符合较好,为γ射线源的辐射防护设计工作提供参考。     

用双屏栅电离室测量快中子（n,α）反应的双微分截面

双用屏栅电离室和多参数数据获取系统建立了一套测量（ｎ，ｐ）、（ｎ，α）快中子诱发带电粒子反应双微分截面的装置。在北京大学４．５ＭＶ静电加速器上测量了４ＭｅＶ和５ＭｅＶ中子的＾４０Ｃａ（ｎ，α）＾３７Ａｒ反应的能谱和角分布以及５ＭｅＶ中子的微分截面。实验结果表明整个系统工作正常，用于研究（ｎ，ｐ）、（ｎ，α）反应是合适的。     

固体气泡损伤探测器中子探测效率的刻度

在２＊１．７ＭＶ串列加速器上用＾７Ｌｉ（ｐ,ｎ）＾７Ｂｅ、Ｔ（ｐ,ｎ）＾３Ｈｅ、Ｄ（ｄ,ｎ）＾３Ｈｅ和Ｔ（ｄ,ｎ）＾４Ｈｅ核反应产生的２０ｋｅＶ－１９ＭｅＶ单能快中子对中国原子能科学研究院研制的固体气泡损伤探测器进行了刻度。这种探测器可用于中子能谱和中子剂量测量。     

14MeV中子治癌机中治疗头屏蔽体的优化设计

应兰州大学１４ＭｅＶ中子治癌机中治疗头屏蔽体的设计需要,利用Ｍｏｎｔｅ Ｃａｒｌｏ方法（ＭＣＮＰ）模拟计算了一个复合屏蔽的（采用１００ｃｍ源皮距下,国际上一般脸用１００－１２０ｃｍ）中子输运过程,计算了１４ＭｅＶ快中子源在复合屏蔽的不同组合时的透射剂量率,优化设计了最经济实用的屏蔽体的方案,为治疗头的屏蔽设计提供了可靠的科学依据。     

屏蔽复合材料对快中子减弱效果的计算及实验验证

在分出截面法的测试方法及其原理的基础上,根据经验公式对制备的几种复合材料及其各组成元素的宏观分出截面、微观分出截面进行理论计算,并以实验测得的张弛长度和透射率对实验结果进行验证,对计算与实验结果的差异及影响因素进行分析。结果表明,对于20 mm厚的4种复合材料板的快中子透射率,实测结果小于计算结果约10%,分出截面法对计算快中子屏蔽效果是有效且实用的。     

快中子透射法测管道油垢的初步研究

利用快中子透射法检测管道油垢，其实验装置由Am-Be中子源、ZnS探测器和BH1224多道谱仪组成。用石蜡仿油垢，铁板仿管壁。实验结果表明，透射率倒数的对数与标定石蜡厚度间具有很好的线性相关性，相关系数为0.999 6，在本实验装置和条件下，测厚准确度为0.6 mm.     

Am-Be中子源屏蔽优化设计的蒙特卡罗模拟研究

用低密度富氢材料作为²⁴¹Am-Be中子源防护罐屏蔽材料,防护罐尺寸大,屏蔽效率低,不利于现场测井作业。利用蒙特卡罗模拟方法,分别计算多种屏蔽材料对中子的慢化效果,优化设计了中子屏蔽效果好、相对轻便的防护罐。模拟结果得到:针对石油测井常用的18 Ci ²⁴¹Am-Be中子源屏蔽罐,内层选用钨作为高能快中子的慢化层,厚度取13 cm;外层选用硼聚乙烯作为较低能量快中子慢化和热中子吸收层,厚度取18 cm。防护罐整体尺寸为φ62 cm×62 cm,体积0.187 m³,质量430 kg,比传统石蜡罐直径和重量约小一半,屏蔽罐外辐射剂量率小于0.025 mSv·h^-1,符合辐射防护标准要求。     

中子感生瞬发γ射线煤多元素分析研究

本文叙述了产生中子感生瞬发γ射线的两种主要反应：热中子俘获（ｎ，γ）和快中子非弹性散射（ｎ，ｎ′γ）用于物料分析的原理与方法。结合精洗煤样分析建立了实验装置；建立了对所采集谱数据处理方法。给出了煤样分析的结果。结果是满意的。本工作研究了￣（２２６）Ｒａγ源的本底中子发射：探讨了本底中子的产生机理，提出并证实了镭的载体Ｃｌ或Ｂｒ的（α、ｎ）反应是产生￣（２２６）Ｒａγ源的本底中子的主要来源这一论断；提出用载体元素Ｂｒ替代国产镭源的载体元素Ｃｌ，制备ＲａＢｒ＿２γ源以降低本底中子发射。这一建议的实施，将本底中子由ＲａＣｌ＿２的９６．４中子／４αｓ·ｍｇ（Ｒａ）．降至６．１中子／４αｓ·ｍｇ（Ｒａ）。     

用于快中子引起带电粒子核反应研究的屏栅电离室及双参数测量系统

本文主要介绍和描写了用于快中子引起的发射带电粒子核反应研究的具有共阴极的两个背靠背的双重屏栅电离室。用双参数数据获取系统可同时得到阳极和阴极的关联信号。由此可以研究由贴在阴极上的靶物质发射的带电粒子的能量和角分布，实验上用Ｐｕα放射源来检验屏栅电离室的基本性能，由双参数数据获取系统得到其双维谱，经数据处理之后，其角分布基本上呈现各向同性分布，对Ｐｕα放射源的能量（Ｅ＝５．４９９ＭｅＶ），其能量分辨串为～２％，此电离室已用于（４０）￣Ｃａ（ｎ，α）和￣（６４）Ｚｎ（ｎ，α）等核反应研究工作。     

特快中子测量中探测器角度模拟与屏蔽条件实验研究

采用Geant4对100 Me V电子轰击Ta靶产生的中子和光子的能量和角度分布规律进行模拟研究,对特快中子和光子能量和数量的角度分布情况比较分析,确定了探测器的探测角度;结合中子能量测量原理与实验现场实际情况,确定了探测位置。在基础铅屏蔽条件下,对比不同厚度前向屏蔽铅的光子脉冲宽度分布,确定了特快中子能谱测量的最佳屏蔽铅条件。     

用4πβ－γ符合吸收法测量~（56）Mn的活度并计算中子注量率

用１４ＭｅＶ中子辐照一组厚度分别为３５、７５、１００、１５０及２００μｍ的纯Ｆｅ箔，用４πβ－γ符合吸收效率外推法测量￣（５６）Ｆｅ（ｎ，ｐ）￣（５６）Ｍｎ反应产物￣（５６）Ｍｎ的活度，计算得中子注量率的相对总不确定度为１．９％。与α伴随粒子法绝对测量结果相比较，相对偏差小于２％。     

D-T快中子照相准直屏蔽体设计及中子束特性的模拟研究

设计一个用于氘氚(D-T)快中子照相的准直屏蔽体系统,对D-T中子发生器快中子在准直屏蔽体材料中输运的MCNP模拟研究,给出准直中子束的中子能谱、注量率及均匀性、γ射线能谱和γ射线注量率等重要参数.模拟结果显示,用D-T中子发生器中子源和合理的准直屏蔽体系统可得到快中子照相所需的准直快中子束.     

30万居里~（60）Co源贮存井多重屏蔽的最优化计算

介绍了用Ｂｒｏｄｅｒ公式表示累积因子，对γ线源进行多重屏蔽的最优化计算方法。计算了用３０根每根为１×１０￣４Ｃｉ的￣（６０）Ｃｏ线源构成的矩形栅板源，在贮源井内，依次经水、铅和混凝土屏蔽时，井盖和井壁在给定条件下的最优化铅屏蔽层厚度，并给出了源贮存井的最优化构型。在最优化的屏蔽条件下，贮存井上方任何位置的剂量当量率将低于３．１４×１０￣（－３）ｍＳｖ／ｈ，在主井的每次检修期内，工作人员实际的受照剂量当量将不会超过０．０７ｍＳｖ。     

氢化锆用于小型钠冷快堆屏蔽的初步研究

为减少小型钠冷快堆（SSFR）堆侧的屏蔽厚度,本文选择氢化锆作为SSFR堆侧的屏蔽材料。使用一维离散纵标法（ANISN程序）计算了氢化锆在SSFR堆芯区能谱下的屏蔽特性,并计算了堆侧采用氢化锆和碳化硼的屏蔽厚度。结果表明：与堆侧采用碳化硼和不锈钢屏蔽相比,采用氢化锆和碳化硼屏蔽（碳化硼所占体积比小于0.3）,屏蔽厚度减小了大约20%。氢化锆和碳化硼混合屏蔽材料具有很好的屏蔽性能,可减小SSFR堆侧的屏蔽厚度。     

241Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置及辐照器设计

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。     

HIMM治疗室的辐射屏蔽设计

为了保证医用重离子加速器（HIMM）运行时的辐射安全,利用FLUKA计算了治疗时产生的瞬发中子源项,并对次级中子、γ辐射对屏蔽的影响进行了分析。用半经验公式及FLUKA计算了屏蔽厚度,给出了HIMM治疗室的屏蔽设计。在HIMM最大负载运行时,测量了屏蔽外中子剂量率,测量结果与模拟计算结果相符合。结果表明,本文选用的屏蔽设计方法是合理的,HIMM治疗室屏蔽设计方案满足国家标准要求。     

耐温屏蔽复合材料的研制及性能研究

为满足核电站、乏燃料存储设施等对防护材料的耐温性、热稳定性、耐辐照性能等要求,研制四官能环氧树脂基(AGA型)耐温屏蔽复合材料。首先对基体材料的热稳定性进行分析,由热重分析(thermogravimetric analysis, TG)曲线得到其起始分解温度为353.5 ℃,200 ℃恒温储存170 h后,基体材料失重1.22%。动态热机械性能分析(dynamic thermomechanical analysis,DMA)表明,随着钨(W)含量的增加,AGA型耐温屏蔽复合材料的玻璃化温度向高温区移动并且峰型变宽。用⁶⁰Co放射源辐照50 kGy剂量,当AGA型耐温屏蔽复合材料的W含量10.5 wt%,B₄C含量3 wt%时,其辐照前后冲击强度均为最优。用²⁵²Cf中子源测试2 cm厚AGA型耐温屏蔽复合材料的屏蔽性能,当加入3 wt%的B₄C时,AGA-4耐温屏蔽复合材料的快中子透射率为50.00%。实验结果表明,AGA型耐温屏蔽复合材料具有一定的耐温性和耐辐照性能,并且密度较小。