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。     

加速器中子源大厅内散射中子分布的模拟

本文针对加速器中子源可在较宽能量区间产生单能中子的特点,采用MCNP5对0.2～20 MeV的源中子在加速器中子源大厅内的散射情况进行模拟计算和分析。结果表明,直射中子通量随离源距离的增大呈平方反比衰减,散射中子通量则随离源距离的增大而几乎保持不变;大厅内的散射中子主要来自墙壁的贡献,离墙壁越近散射率越高。能量为0.4 MeV和1 MeV的源中子散射率最高,10 MeV和15 MeV的源中子散射率最低。用中子的宏观散射截面可较好解释散射率模拟结果,中子的弹性散射截面远大于非弹性散射截面,因此弹性散射起主导作用。中子能量大于1 MeV后,散射截面随中子能量增加而减小直至进入一段坪区,散射率也随之降低并进入坪区。结合待测位置处直射、散射中子通量和不同能量的散射中子份额的计算,能解释能量较高的源中子散射率较低的现象。通过在墙壁表面附上一层中子慢化吸收材料的方法可有效减弱中子散射,如5 cm的含硼聚乙烯（10%B4C）可降低散射率约40%。     

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。     

反应堆启动中子源设计研究

采用蒙特卡罗程序(MCNP)对岭澳二期核电厂的反应堆启动中子源设计方法进行研究.研究结果表明,MCNP程序的计算结果与法国设计方案符合情况良好.通过调整启动中子源的布置位置,能够进一步降低中子源强,提高经济效益.     

反应堆冷中子源中子物理学计算

用MCNP软件计算反应堆冷中子源,慢化剂室内平均中子注量率为6.69× 1013/cm-2.s-1,波长为0.4 nm和0.6 nm的冷中子增益因子～16和32.冷源慢化剂中正仲氢比例对输出的冷中子能谱有较大影响,而在3K范围内慢化剂温度变化对冷中子能谱的影响很小.计算结果表明,冷中子源性能达到基本设计要求.     

基于白光中子源的核石墨硼当量测量

核材料中热中子吸收截面高的杂质会引起堆芯反应性的变化,一般用硼当量表示这些杂质对热中子的吸收,硼当量是衡量核材料纯度的重要指标之一。热中子宏观吸收截面法是硼当量测量的方法之一,测量时采用同位素中子源则精度低,而白光中子源产生的中子强度高、方向性好,且可慢化为热谱,能有效提高硼当量测量精度。本文基于15 MeV电子加速器驱动的白光中子源开展核石墨硼当量测量的研究,利用蒙特卡罗模拟并优化实验方案,对实验数据进行检验与修正,建立核石墨硼当量测量定量分析方法。该方法能快速、准确检测核材料的硼当量,对反应堆的物理设计、安全性评估等具有重要意义。     

D-D中子源在聚乙烯球壳内反应率的绝对测量

利用D-D中子源/聚乙烯球壳模型,将裂变法和活化法结合,在聚乙烯球壳内水平方向的几个位置进行了反应率测量,获得了不同阈能的4种反应率的实验数据。裂变反应率结果的不确定度为2.5%~4.3%,活化反应率结果的不确定度约为6.3%。并利用MCNP程序进行了模拟计算,计算值均比测量值小,其中,²³⁸U的差别最大。     

采用国产Am-Be中子源进行热中子活化的样品照射位置选择

利用热中子活化样品,合适的照射位置是取得良好活化效果的关键.经过MCNP模拟和实验测量,给出了采用国产Am-Be中子源进行热中子活化的样品照射位置的合理范围.     

二次中子源在中国实验快堆上应用的初步可行性分析

为满足中国实验快堆(CEFR)物理启动的经济性需要,研究二次中子源替代堆内的~(252)Cf一次中子源的可行性。参照CEFR的相关参数及二次中子源产生中子的原理,设计了二次中子源。用MCNP程序模拟计算了二次中子源组件中~(123)Sb的(n,γ)核反应率和9Be的(γ,n)单核反应率,得出二次中子源组件在不同工况辐照下的源强,分析其在CEFR中应用的可行性。计算结果表明,在大多数工况下,所设计的二次中子源组件能满足CEFR的启动要求。本文所设计的二次中子源及计算结果可为CEFR二次中子源的应用提供参考。     

电子直线加速器驱动的光中子源装置的研制

核反应堆的安全运行、新一代反应堆设计以及核废料处理等需要精确的中子核数据。光中子源联用飞行时间谱(Time of Flight,TOF)测量是最精确的中子能量测量技术,在热中子和共振中子能区的截面测量中发挥了非常重要的作用。钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)项目中15 MeV电子加速器驱动的光中子源装置(TMSR Photo-Neutron Source Phase 1,TPNS1)是专为钍-铀循环核数据测量设计和建造的,它位于中国科学院上海应用物理研究所嘉定园区内。第一阶段采用15 MeV电子直线加速器(LINAC)驱动,第二阶段拟建造电子能量约100 MeV(TPNS2)驱动的光中子源。前者建成后可提供飞行路径5 m、通量约104 n·s-1·cm-2的连续能量中子束(白光中子)及约1 MeV低能伽马射线,它们分别用于测量中子反应截面和伽马辐照研究,这是国内首台用于核数据测量的白光中子源。     

神龙一号装置产生的共振能区光中子特性模拟研究

中子共振测温具有非浸入式测量、内部温度测量、局部温度分布测量等优点,但高强度脉冲中子源的欠缺限制了其广泛使用。为探讨神龙一号装置作为脉冲中子源用于中子共振测温可行性,用MCNP5软件计算了其产生的光中子特性,得到其光中子产额为1.34×1011个每电子脉冲,宽度约为90ns,采用8cm厚的铀靶产额高达7.47×1012个每电子脉冲,单脉冲中子数只比散裂源小一个数量级。计算了多种慢化剂对光中子的慢化结果,结果显示神龙一号可以作为一个强度较高、脉冲较窄的中子源,可对其用于中子共振测温做进一步研究。     

Boron Equivalent Measurement of Nuclear Graphite with Photoneutron Source

Impurities in nuclear materials with high thermal neutron absorption cross section will change the reactivity. The absorption of thermal neutrons by these impurities is represented by boron equivalent, which is one of the important factors to measure the purity of nuclear materials. Boron equivalent can be determined directly via the measurement of macroscopic thermal neutron absorption cross section based on an isotopic neutron source, but with lower accuracy. The photoneutron source, which can generate neutrons with higher intensity, better direction and lower energy, can effectively improve the accuracy of boron equivalence measurement. Therefore, the boron equivalent measurement of nuclear graphite was carried out with the photoneutron source driven by 15 MeV electron LINAC. Monte Carlo simulation method was used to optimize the experimental scheme, and the experimental data were tested and modified. Finally, the quantitative analysis method was established for the measurement of graphite boron equivalent. This method can quickly and accurately measure the boron equivalent of nuclear materials, which is of great significance for the physical design and safety assessment of the reactor.     

MCNP5模拟γ能谱与吸收介质的相关性

为了研究γ能谱与吸收介质的原子序数、密度及其厚度之间的关系,基于蒙特卡罗方法,应用MCNP5程序模拟40K发出的能量为1.46 MeV的γ射线穿过12C、27Al、32S、66Fe、65Zn等吸收介质板后γ能谱的变化,归纳总结了γ能谱与吸收介质参数的相关性.模拟实验结果显示,吸收介质的原子序数对γ能谱低能部分影响较大,...     

掺杂氧化铋混凝土的辐射屏蔽效果研究及其优化

将氧化铋以粉末形式添加到普通混凝土中,制备出绿色无污染且具有良好的?射线屏蔽性能的掺杂氧化铋的混凝土。相较于普通混凝土,氧化铋-混凝土的屏蔽性能及力学性能均得到改善。对比屏蔽性能实验结果及MCNP5(Monte Carlo N-Particle 5)模拟结果,二者相符很好,可以用MCNP5进行后期配合比设计优化。运用田口方法对水泥量、水胶比、氧化铋比例及砂率等进行优化设计。结果表明,对氧化铋-混凝土屏蔽能力影响最大的参数是氧化铋的加入量,其次为水泥量,水胶比及砂率的影响可忽略。     

钴源辐照室防护屏蔽计算方法的比较研究

采用MCNP(Monte Carlo N particle transport code)程序和经验公式两种方法进行~(60)Co源辐照室的防护屏蔽计算,分析不同方法所得的辐照室外以及迷道内受照剂量率的变化情况。结果表明:从辐射防护最优化、土建经济性及实际测量等角度考虑,经验公式法的贯穿辐射计算结果偏保守;而迷道散射计算中,经验公式法方便省时,尤其是在迷道结构复杂的情况下计算,比MCNP快捷。     

Detection limits of pollutants in water for PGNAA using Am-Be source

A basic PGNAA facility with an Am-Be neutron source is described to analyze the pollutants in water. The properties of neutron flux were determined by MCNP calculations. In order to determine the efficiency curve of a HPGe detector, the prompt-gamma rays from chlorine were used and an exponential curve was fitted. The detection limits for typical water sample are also estimated using the statistical fluctuations of the background level in the areas of recorded the prompt-gamma spectrum.