中子与γ射线辐照对B4C/环氧树脂屏蔽材料性能的影响

中子与γ射线辐照对屏蔽材料性能的影响直接关系到了核设施的运行安全性。本研究以B4C/环氧树脂屏蔽材料作为研究对象,对比了在1 MGy γ射线及叠加1.19×1015cm-2中子辐照两种辐照环境下屏蔽材料力学性能、断口组织形貌、特征化学产物及热稳定性能的变化规律。结果表明：持续约11.6 d的γ射线辐照及叠加持续约3 h的中子辐照后屏蔽材料力学性能持续降低,但均未降低到辐照前的50%以下,屏蔽材料在此条件下产生了辐照降解,但未发生失效。与单独的γ射线辐照相比,叠加中子辐照后屏蔽材料1H-NMR图谱δ=7附近峰的强度没有明显变化,说明未继续发生苯环上C-H键的断裂。屏蔽材料热失重50%质量损失温度T50%由辐照前的526.3℃降低到了γ射线辐照后的453.2℃及γ射线叠加中子辐照后的463.9℃,屏蔽材料辐照后热稳定性降低。     

新型核辐射屏蔽材料的优化设计

为研制兼具质地轻、体积小、耐高温等特点的新型中子、γ混合辐射屏蔽材料,用遗传算法建立了屏蔽材料优化设计方法。对应用该方法设计出的3种材料进行MCNP软件检验,并与铁等材料进行比较。结果表明:在达到一定厚度后,这些材料对裂变中子、γ的总屏蔽效果均超过铁,且相同屏蔽效果下的铁质量当量显著下降。     

一种新型γ射线防护用乳胶制品填充料的研制

研制了一种新型γ射线防护用乳胶制品填充料,此填充料由PbWO4和WO3复合制成,其组成(质量分数)为:WO3(40%～60%) PbWO4(60%～40%).填充料制备方法:在分散剂、助剂存在下,由Na2WO4溶液与Pb(Ac)2溶液在快速搅拌下沉淀反应得到PbWO4沉淀,然后将此PbWO4沉淀加入到磨细的WO3浆体中,继续研磨1～2 h即成.该填充料与硫化橡胶乳液形成的分散系稳定性很好;制成的乳胶产品(手套)对59.5 keV的γ射线的屏蔽率可达15%～18%,抗拉强度达7.8～9.1 MPa,扯断伸长率达700%～1000%;对产品中的Pb作迁移性检测,结果显示迁移率很低,符合国家环保和安全卫生要求.     

TLD佩戴位置对估算外照射事故个人剂量的影响

本文报道了~(69)Co γ射线外照射个人剂量估算的体模实验结果,给出了不同照射几何条件下的器官剂量,有效剂量当量与个人剂量计吸收剂量的比值(DROP),并对剂量计的几种佩戴位置进行了比较。     

闪烁型γ外照射剂量仪对宇宙射线的相对灵敏度随海拔高度的变化

本文测定了3台闪烁型γ外照射剂量仪(国产FT-620和SG-102)对宇宙射线响应值随海拔高度的变化。结果表明,3台外照射剂量仪对宇宙射线响应值随海拔高度(365—1910m)的变化趋势与高压电离室基本相同,即各台仪器对宇宙射线的相对灵敏度(以高压电离室的归一)随海拔高度变化不大(最大相对偏差不大于18％);但各台仪器对宇宙射线的相对灵敏度有较明显的差别。     

γ射线外照射条件下体模红骨髓剂量及剂量深度分布的蒙特卡罗计算

用蒙特卡罗方法,对0.025、0.05、0.11、0.30、0.661、1.25、3.0和6.OMeV等八种能量的平行宽束γ射线沿垂直于体模中心轴线方向的旋转照射,位于体模躯干下端离体模中心轴线的距离分别为50、100和200cm的1.25MeVγ点源对体模正面照射,1.25MeV平行宽束γ射线对体模正面、背面和侧面方向的垂直照射,以及当体模处于年龄为22.5小时的落下灰γ辐射场中时,计算了体模的红骨髓平均剂量D_m、干细胞活存率计权等效剂量D_(sw)和组织吸收剂量的深度分布。计算结果,除低能(<0.05MeV)γ射线和近距离(距体模中心2m以内)点源照射条件之外,D_m和D_(sw)在2％以内相符。对于在落下灰γ辐射场中测量人体红骨髓平均剂量的仪器,可用1.25MeVγ射线平行宽束旋转照射条件进行刻度。     

γ全吸收型探测装置中子束流监视器的Geant4模拟

利用Geant4模拟了γ全吸收型探测装置中用于中子束流监视的锂玻璃探测器的相对探测效率,给出了锂玻璃探测器在10keV～1MeV区间的中子探测效率,并对影响探测效率的相关因素进行了分析,讨论了弹性散射引起的时间滞后对TOF(time-of-flight)测量的影响和不同厚度锂玻璃探测器的n-γ分辨效果。在未来使用锂玻璃探测器作为keV中子源监视器时,这项工作将为更好地理解相关中子飞行时间谱和能谱提供依据。     

新型便携式中子计数器的研制

中子辐射与γ辐射具有完全不同的特点。重元素材料对侮射有良好的屏蔽作用，而对中子的屏蔽则效果甚微。同样，轻元素材料对中子的屏蔽效果远好于侑射的屏落蔽效果。对于不明放射性物料的测量，建立有效的测量手段是必要的。     

基于蒙特卡罗方法的复合材料辐射屏蔽设计北大核心CSCD

在乏燃料后处理厂的工作环境中可能存在着低能中子-γ射线混合辐射,严重威胁工作人员的人身安全。本文针对上述混合辐射环境,利用蒙特卡罗程序Geant4模拟计算了一种钨/硼纤维增强含硼/铋聚合物复合材料中不同材料参数对低能中子和γ射线综合防护效果的影响。结果显示,此种钨/硼纤维复合材料对低能中子和γ射线均具有良好的屏蔽效果。文章证实了纤维垂直排布方式具有比平行排布方式更优的屏蔽效果,且垂直排布方式下透过粒子束的强度分布更加均匀。此外,在聚合物基体中掺杂一定质量分数的硼/铋可以进一步增强复合材料的辐射屏蔽效果。依据这些结果我们认为此种复合材料可以为后处理厂等辐射环境中的防护服及相关防护用具提供参考。     

不同集料对γ射线的屏蔽性能测试研究

讨论了利用窄束单能装置测定γ射线吸收系数实验来测定集料的屏蔽性能。为了减少集料不均匀性对测量结果的影响,设计制作了一台可多点及重复测量的装置来改善实验结果,使测量的相对误差控制在1%左右。通过实验,可以得到屏蔽性最佳的集料配比,从而为添加含重金属污泥添加剂的新型防辐材料提供抗辐射性能评价依据。     

剂量率对MOSFET器件总剂量效应的影响

选取典型的星用功率MOSFET器件JANTXV2N6798和JANTXV2N7261为研究对象,就剂量率对MOSFET器件总剂量效应的影响进行试验研究。在试验中,选取钴-60γ射线,以不同剂量率进行辐照试验。通过试验研究,获得了被试器件阈值电压、漏电流和击穿电压随总剂量率的变化特性。结果表明,低剂量率更易引起器件损伤。     

MC法模拟地层元素测井仪优化中子屏蔽体

利用MC法模拟了D-T中子源发出的粒子通过地层元素测井仪内部屏蔽体结构的过程,获得了不同粒子通过不同材料的屏蔽体后能量和核反应截面的分布,从而得出不同材料在不同厚度下的粒子屏蔽效果。模拟结果表明:采用17 cm厚的三层复合屏蔽体结构,所用材料第一层为10 cm厚的钨镍合金,第二层为5 cm厚含20%碳化硼的聚乙烯,第三层为2 cm厚的铅。三层结构对中子的屏蔽率达到98.47%,对γ光子的屏蔽率达到97.68%。可有效降低仪器内部元素干扰,提高分辨率与精确度。     

浮栅ROM器件γ射线、X射线和中子辐射效应实验研究

本工作涉及浮栅ROM器件AT29C256的γ射线、X射线和反应堆快中子辐照实验测量。测量结果表明，浮栅ROM器件γ射线、X射线和快中子辐照效应是典型的总剂量效应。错误发生存在剂量阈值，开始出错时的错误数及错误地址不确定，错误数随辐照剂量或注量的增大而增加。     

医院中子照射器分析室剂量场研究

医院中子照射器建成后,对分析室内及其屏蔽门外的γ剂量率和中子剂量当量率进行了测量,测量结果显示：分析室内局部γ剂量率与设计值相差较大,分析室屏蔽门外γ剂量率超过原设计监督区限值7.5 μSv/h,因此需对分析室内部及其屏蔽门进行屏蔽改造。根据蒙特卡罗程序模拟计算结果及实际使用情况给出最终屏蔽方案,即在分析室束流孔道所在墙面加装厚度为16 cm的铅屏蔽材料屏蔽γ射线,对四周墙面及屏蔽门内侧加装厚度为1 cm的含锂聚乙烯板屏蔽散射中子。改造后分析室剂量最高点γ剂量率下降277倍,中子剂量当量率下降5.8倍,屏蔽门外γ剂量率下降近90倍。     

镅铍中子源实验装置屏蔽设计

根据拟研制的多用途镅铍中子源实验装置结构及功能特点,制定了适合本实验装置的多条件限值的屏蔽计算方法,通过对多种复合屏蔽材料的组合屏蔽方案比较研究,确立了合适的屏蔽参数,并采用蒙卡模拟方法对实验装置的屏蔽性能进行了物理仿真,结合实验测量验证了屏蔽设计的合理性。     

针对车载D-D加速器中子源的紧凑、轻量化屏蔽材料优化设计研究

为减小D-D加速器中子源的体积和质量,本文结合遗传算法和MCNP程序建立了一种针对快中子的优化设计紧凑、轻量化屏蔽材料的方法。基于此方法,设计得到了一系列材料样本,采用MCNP程序模拟了各材料对D-D中子的屏蔽性能,并与传统材料PB202、PE-30%B、M-L1、M-L2进行了对比。为直观比较屏蔽材料的性能,假设加速器生物屏蔽体为同轴渐缩圆柱体结构,对不同材料所需体积及质量进行了对比,结果显示,SDGa性能较好,可同时满足紧凑化与轻量化的需求。同时,对SDG3和SDG3*辐照1000 h后的活化伽马剂量率进行了评估,结果显示其活化影响可忽略。     

反应堆快中子实验装置辐射场参数测量

利用多箔活化法测量了设计的反应堆快中子实验装置的中子能谱及中子注量,并采用Monte Carlo方法分析了能谱的不确定度.用热释光剂量片法测量了装置的γ剂量.装置各参数测量结果均达到了预期的设计指标.     

三门核电换料水池去污作业辐射防护优化设计

核电站换料水池去污是核电站大修期间的一项工作。本文分析了目前我国核电站换料水池去污作业在辐射防护上的一些不足,提出应用γ相机和无线个人剂量监测系统等新型设备,对水池去污作业进行优化设计。该方案可实时监控水池放射性污染分布和作业人员状态,有效控制人员所受剂量。