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。     

乏燃料贮存罐体中子防护结构研究

使用含硼聚乙烯作为乏燃料贮存罐体外层屏蔽罐中子屏蔽层材料时,由于其对温度比较敏感,若结构设计不合理,在环境温差大或出现事故致使罐体温度变化大时,会使罐体外含硼聚乙烯屏蔽层变形过大,影响结构稳定性和屏蔽效果,如产生间隙和裂纹等,致使射线经间隙或裂纹中散射到环境中,对周围环境造成严重污染。乏燃料贮存罐体中子防护结构采用在燃料贮存罐外加双层中子屏蔽结构,内层为主屏蔽层预留伸缩缝,以适应温差较大的环境和事故工况,外层为补充防护层,可有效解决伸缩缝处泄漏问题。中子屏蔽层上端为敞口设计,用含硼聚乙烯粉末填充,事故工况下粉末将熔融补充填充,保证屏蔽层高度,避免射线外露。     

中子γ测井仪的中子屏蔽研究

在理论分析的基础上选出了几种具有代表性的屏蔽材料．并用Monte Carlo方法模拟研究了各种屏蔽材料的快中子屏蔽效果以及与中子作用产生γ射线的情况。从计算结果看．钨的屏蔽效果最好。这种通过数值模拟的方法设计仪器．可以为优化仪器设计提供有价值的参数。     

在特定实验条件下的散射中子本底研究

研究了d-T中子源与探测器距离较近时,扣除实验大厅散射中子本底的方法。实验上采用屏蔽法,用了铀裂变电离室。用MCNP/4A程序和FENDL2库数据计算了实验大厅散射中子本底曲线。采用实验和计算相结合的方法扣除了在特定实验条件下的散射中子本底,方法是可行的。     

中子屏蔽测试系统中子响应影响因素仿真分析

目前屏蔽材料的中子屏蔽性能测试还没有统一的标准,为了研究中子屏蔽测试系统中子响应可靠性和稳定性的影响因素,采用超级蒙特卡罗SuperMC程序模拟中子屏蔽测试系统建模,对探测器远近位置、探测器偏离位置、辐射源偏离位置及测试样品规格等影响因素进行了仿真分析,结合中子探测仪器的中子响应曲线对中子通量、平均能量及中子能谱等仿真数据进行比较和分析,提供了较为合理可靠的测试参数,为减少屏蔽测试系统测试误差提供理论依据。     

防中子辐射玻璃

在中子源育种、中子治癌和其它使用中子源的科研和生产中,常需用能防护中子的窥视窗和防护眼镜等。防中子辐射玻璃是制作这类防护设施和工具所需的透明防护材料。一个好的防中子辐射玻璃主要要求:i)对中子场中各种能量的中子有高的屏蔽效率(定     

高能重离子反应出射中子屏蔽的理论估算

众所周知，合理而可靠的辐射屏蔽是核物理实验的安全保证，也是实验人员和高灵敏度仪器安全运行的必要条件。重离子反应出射中子的屏蔽取决于次级中子的产额、能量和角分布，也取决于在加速器部件上的束流损失。在过去几年中，我们对低、中能重离子反应出射中子的屏蔽已经...     

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%。     

基于遗传算法的中子屏蔽材料组分优化研究

基于快速非支配排序遗传算法NSGA-II,开展了多目标屏蔽优化设计研究,建立了中子复合屏蔽材料组分的自动优化设计程序。以屏蔽剂量和材料密度最小化为目标,以聚乙烯、铅、硼、锂、铁、铝等材料均匀混合组成30 cm厚平板屏蔽结构为例,验证了优化算法程序的有效性。将基于遗传算法的屏蔽优化方法与设计人员的经验相结合,可更高效地实现多目标屏蔽优化设计。     

MC-MC耦合计算方法在核电厂中子屏蔽设计中的应用

中子屏蔽精细化设计是三代堆型核电厂区别于二代堆的主要辐射防护设计特征之一,其设计优劣直接影响了辐射场内设备寿命及功率运行期间可能进入的工作人员的辐射安全。为了精确、快速、有效解决大尺度复杂厂房中子屏蔽计算难题,提出了将MC-MC耦合计算应用于解决核电厂大型复杂计算模型的中子屏蔽设计方法。通过与欧洲第三代压水堆技术方案(CEPR)设计结果对比表明,计算结果偏差小于15%,满足工程屏蔽设计误差要求,证明该方法的正确性与可行性。该方法已应用于国内某三代堆型核电厂反应堆厂房中子屏蔽设计。     

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。     

Numerical Analysis on Neutron Shielding Structure of ITER Vacuum Vessel

The neutron shielding component of ITER （International Thermonuclear Experimental Reactor） vacuum vessel is a kind of structure resembling a wall in appearance. A FE （finite element） model is set up by using ANSYS code in terms of its structural features. Static analysis, thermal expansion analysis and dynamic analysis are performed. The static results show that the stress and displacement distribution are allowable, but the high stress appears in the junction between the upper and lower parts. The modal analysis indicates that the biggest deformation exists in the port area. Through modal superposition, the single-point response has been found with the lower rank frequency of the acceleration seismic response spectrum. But the deformation and the stress values are within the permissible limit. The analysis results would benefit the work in the next step and provide some reference for the implementation of the engineering plan in the future.     

Calculation of photon shielding properties for some neutron shielding materials

The objective of the present study is to calculate photon shielding parameters for seven polyethylene-based neutron shielding materials. The parameters include the effective atomic number(Z_(eff)), the effective electron density(N_(eff)) for photon interaction and photon energy absorption,and gamma-ray kerma coefficient(kc). The calculations of Z_(eff)are presented as a single-valued and are energy dependent. While Z_(eff)values were calculated via simplistic powerlaw method, the energy-dependent Z_(eff)for photon interaction(Z_(PI-eff)) and photon energy absorption(Z_(PEA-eff)) are obtained via the direct method for energy ranges of 1 keV–100 GeV and 1 keV–20 Me V, respectively. The kccoefficients are calculated by summing the contributions of the major partial photon interactions for energy range of 1 keV–100 MeV. In most cases, data are presented relative to pure polyethylene to allow direct comparison over a range of energy. The results show that combination of polyethylene with other elements such as lithium and aluminum leads to neutron shielding material with more ability to absorb neutron and crays. Also, the kerma coefficient first increases with Z of the additive element at low photon energies and then converges with pure polyethylene at energies greater than 100 keV.     

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。     

Effect of mix parameters and hydrogen loading on neutron radiation shielding characteristics of latex modified concrete mixes

With the tremendous surge in the usage of radioactive materials in industry, education and research, medicine and other fields, it becomes a concern to protect the working personnel and common people around, from hazardous radiation leakages that may seriously affect their health. Among the different types of radiation, gamma and neutron radiations require adequate shielding. There have been several attempts to develop newer concretes and evaluate their neutron radiation shielding characteristics. In the present study, an attempt has been made to study the effect of varying the mix parameters and hence the resulting total hydrogen content on the neutron radiation shielding characteristics of Latex Modified Concrete (LMC) mixes. The experiments are planned in such a way that the hydrogen content of the mixes is varied by controlling the mix parameters i.e., cement content, water/cement ratio and polymer/cement ratio of LMC mixes. The results are statistically analyzed. It is found that definite improvements could be achieved in neutron radiation shielding characteristics of LMC mixes as compared to ordinary concrete, with the increase in hydrogen concentration effected by changes in mix parameters.     

9Be(d,n)加速器中子源中子照相的研究

加速器中子源比反应堆中子源更具灵活性,北京大学正在发展基于RFQ加速器的小型中子照相装置.为了更好地设计和优化此装置,实现高品质的中子照相,我们在北京大学4.5 MV静电加速器上建立了中子照相实验平台,包括科学级制冷、高灵敏度、低噪声的CCD数字成像系统,模拟基于厚铍靶9Be(d,n)反应RFQ中子源的条件,并利用此系统开展中子成像技术的研究.实验在像平面热中子注量率为5×103 cm-2·s-1或快中子注量率为3.7×104 cm-2·s-1的情况下获得了一定质量的热中子及快中子照片.当利用RFQ直线加速器强中子源时将可获得更高质量的图片,从而可以满足大多数的应用需要.     

基于SuperMC对结构缝隙影响中子屏蔽的研究

本文基于Monte Carlo粒子输运计算程序SuperMC,计算了四种含硼聚乙烯(B-PE)结构缝隙对两种谱中子的衰减倍数。为了便于比较不同结构缝隙对中子屏蔽性能的影响,统一与相同厚度无缝隙材料相比得到中子衰减倍数相对减小量,并在相同条件下对计算结果进行了实验验证。结果表明:对于厚度6 cm的B-PE材料,斜缝结构的快中子衰减倍数相对减小量为直缝结构的1/8,斜缝结构的慢化中子衰减倍数相对减小量为直缝结构的1/3,斜缝结构对中子屏蔽产生的负面影响最小。