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。     

热中子照相装置屏蔽的蒙特卡罗模拟

中子照相装置的屏蔽对降低反应堆大厅本底及提高中子照相质量具有重要意义。使用蒙特卡罗模拟方法,对热中子照相装置各组成部分的屏蔽进行模拟计算。结果表明：在照相装置的准直器部分使用厚130cm、密度4.6t/m3的重混凝土,飞行管部分使用厚75cm、密度3.6t/m3的重混凝土可保证屏蔽外的辐射当量剂量达到反应堆大厅的监督区要求。     

用于监督样品中子衍射残余应力测量的屏蔽装置

在核工业领域中,有些工程部件在服役过程中会诱发产生一定的放射性,具有放射性的样品在中子残余应力测试过程中首先要考虑辐射安全的问题。基于中子衍射实验技术和辐射安全要求,提出了一种反应堆监督样品中子残余应力测试分析的实验方法和流程。根据该方法和流设计加工了一套实用的屏蔽装置。该装置可以有效屏蔽样品的核辐射,满足一定辐射剂量的安全要求,同时满足中子衍射三维残余应力测量的基本实验要求。     

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。     

某型乏燃料运输容器中子辐射屏蔽性能检测

中子辐射水平测量的可靠性是辐射屏蔽性能检测的难点。本文采用便携式中子测量仪和多球谱仪对某型乏燃料运输货包外部中子辐射水平进行了测量,并基于SCALE程序计算得到的乏燃料中子源项,采用MCNP程序模拟计算得到货包外部中子辐射水平。对测量结果和计算结果进行比较,分析相关影响因素,提出了优化测量方案的建议。     

利用BF_3多柱谱仪测量临界装置中子能谱

研发了一种中子能谱测量装置——BF_3多柱谱仪。对BF_3多柱谱仪的工作原理、结构与性能,以及该探测系统的使用方法进行研究,并分析其可满足的实验要求。应用BF_3多柱谱仪在临界装置上进行了中子能谱测量的实验,将实验测量结果与MCNP程序的理论计算结果进行了比较,两者符合较好,验证了该中子探测系统的性能。该BF_3多柱谱仪可适用于低中子通量密度能谱测量、屏蔽实验、环境监督测量、实验大厅内部及周围环境中子场测量等多种工况。     

散射大厅内中子导管屏蔽计算

中子导管将冷中子束从冷源引出至散射大厅,为保证大厅工作人员的安全,提供低本底实验环境,必须设计相应的屏蔽体进行屏蔽。在已有中子导管屏蔽体初步结构设计方案的条件下,联合McStas、MCNP,采用分段计算的方法对其进行了屏蔽计算,得到了散射大厅内中子导管周围不同位置处的辐射剂量率,验证了中子导管屏蔽体结构设计方案的有效性,为进一步开展工程设计提供了依据。     

中子衍射谱仪单色器屏蔽模拟设计

中子单色器的屏蔽好坏直接决定着所属谱仪的性能指标，影响自身及周边谱仪数据获取的质量。因此，单色器屏蔽的模拟和设计在中子散射谱仪建设过程中起重要作用。为满足CARR旁热中子双束孔道Ⅱ上两台中子衍射谱仪——高分辨中子粉末衍射仪（HRPD）和高强度中子粉末衍射仪（HIPD）的实际需要，必须对两台谱仪的单色器屏蔽进行综合考虑，提出初步设计方案，并进行模拟或试验验证。     

252Cf源中子辐照装置的设计及性能测试

介绍了一种具有可变准直孔低γ本底的252Cf源中子辐照装置.对其中子辐射场和中子屏蔽性能的测试结果表明,该辐照装置能够形成稳定的中子场,屏蔽体对252Cf中子源有很好的屏蔽性能.     

陆地宇宙射线的中子剂量测量与分析

本文基于多球中子谱仪的设计原理,加工单慢化球多计数器的中子测量探头,搭建多路测量装置,形成了以双球测量方式的少道解谱剂量估算模式,并对陆地宇宙射线的中子辐射场进行测试,得到哈尔滨地区中子所致年剂量约为78 μSv/a。与多球中子谱仪的测量结果相比,中子注量率和中子周围剂量当量率的双球测量结果的相对偏差分别小于3%和12%。     

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。     

不同材料中子反射与屏蔽效应研究

利用Monte Carlo粒子输运计算程序Super MC对厚度1-5 cm的多种材料进行中子反射和屏蔽性能分析计算。这些材料包括金属材料铍、铅、铜、含硼钢以及~(238)U和非金属材料聚乙烯、氢化锂、混凝土,中子能段选取10~(-5) e V-20 MeV。结果显示,中子反射能力和屏蔽性能都会随着材料厚度而增加,但增加的幅度逐渐减小。铍和聚乙烯在中子反射和屏蔽方面性能优越,而常用来屏蔽γ射线的铅在这两方面性能都是8种材料中最差的。~(238)U只在材料厚度很小时性能卓著,随着材料厚度增加,其性能便远不如大部分材料。考虑到聚乙烯的力学性能较差,在屏蔽材料的选择上有很大的限制,所以在8种材料中,铍的综合性能相对较好。     

反应堆压力容器屏蔽组件设计改进

During the hot functional test of one NPP, the neutron shielding material was heated and released from the reactor vessel shielding blocks. The structure and layout of the block were redesigned, and B4C was adopted as the neutron shielding material. This paper analyzes the improved design scheme in terms of the heat transfer, the radiation shielding and GSI191. The result indicates that the improved design meet the requirements. During the supplemental hot function test, the temperature of neutron shielding block and module and the radiation dose in the containment were surveyed, and the effectiveness of the new design scheme is further verified.     

Formation of secondary radiation fields at NICA

The crucial points of a radiation shielding design for a relativistic heavy ion accelerator are the source term problem, neutron fluence and dose attenuation characteristics of the shielding. Simulations of the radiation shielding for JINR’s Nuclotron-Based Ion Facility (NICA) project were carried out using the GEANT4 code. Some regularities in the secondary neutron field generation at the 4.5 GeV/n uranium beam interaction with thick targets are discussed. Neutron attenuation by the ordinary concrete shielding of NICA was considered as well.     

废中子源整备过程的辐射防护分析

分析了废中子源整备过程中的辐射防护问题,计算了几种屏蔽材料的防护效能。计算结果表明：选用移动式水箱对241Am-Beqh子废源整备过程进行屏蔽,完成一次整备操作,工作人员所受剂量为19．22人·μSv。     

中子辐射屏蔽材料PVA/PEO水凝胶的制备及其作用研究

为研究一种新型中子辐射屏蔽材料水凝胶的制备及其对中子辐射的防护作用,应用物理交联法制备不同厚度的单纯和含有金属离子的PVA/PEO水凝胶;利用基于Monte Carlo模拟的SHIELD程序计算不同组分水凝胶对中子输运的影响,以期在理论上证实PVA/PEO水凝胶材料对2.45MeV中子辐射的屏蔽作用;采用BF3中子辐射探测器测量了K-400型高压倍加器发射的2.45MeV中子经过不同水凝胶后的中子通量变化。模拟计算结果显示,随着水凝胶厚度的增加,中子通量和能量逐渐减少;与单纯组比较,相同厚度含金属组中子数和能量减少更明显。BF3探测器测量结果显示,厚度为6—10cm的含金属组的中子通量计数减少的百分率显著高于单纯水凝胶组,辐射屏蔽效率与水凝胶厚度符合线性方程y=-4.51x+86.23,10m厚的含金属离子水凝胶中子通量计数的百分率可减低61.3?。结果表明,高分子聚合物PVA/PEO水凝胶对快中子辐射具有良好的屏蔽作用,含金属组的中子屏蔽效果明显优于单纯组。     

一个医用电子直线加速器调试室的屏蔽改造设计

本文介绍了一个原未考虑中子防护的医用电子直线加速器调试室的屏蔽改造设计。改造 后能较好地解决中子防护问题,可供高能医用电子直线加速器调试使用。文中对剂量估算和测量结果作了比较。     

Design of a prompt-gamma neutron activation analysis system on China Advanced Research Reactor

In this paper,computational methods are used to optimize the design of a prompt-gamma neutron activation analysis(PGNAA) system on China Advanced Research Reactor(CARR).Approaches are adopted for obtaining accurate neutron beam parameter and saving the computing time.For the radiation shielding design,the optimizing factors include the cost,weight,volume,machining convenience and background radiation at the detector position.Low background spectrum and high sensitivity are expected.The simulation results...     

Gamma-ray and neutron shielding efficiency of Pb-free gadolinium-based glasses

The radiation shielding efficiency of material depends upon photon attenuation, exposure buildup factors and neutron removal capacity. A newly developed Pb-free gadolinium-based glasses in compositions(80-x) B_2O_3-10 Si O_2-10 Ca O-x Gd_2O_3(where x = 15, 20, 25, 30 and35 mol%) had completely been investigated for their shielding efficiency with Geant4 simulation for mass attenuation coefficients and neutron total macroscopic cross section and by calculating exposure buildup factors.The exposure buildup factors for photon energy from 0.015 to 15 Me V had been calculated up to 40 mean free paths using five factors geometric progression method. The mass attenuation coefficients of the Pb-free glasses were simulated for energies from 223 to 2614 ke V and compared with the possible available experimental results. The neutron shielding efficiency of these glasses was discussed by calculating neutron total macroscopic cross section for energies from 1 e V to 14.1 Me V. Present investigations are found to be very useful for applications in nuclear engineering.