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。     

基于~(252)Cf源的反应堆结构屏蔽材料屏蔽性能测试装置设计

基于252Cf中子源,构建了反应堆结构屏蔽材料屏蔽性能测试装置设计模型。采用MCNP程序建立了测试模型,并逐次模拟计算屏蔽性能测试装置慢化层、中子防护层、γ光子防护层厚度。对于关键的慢化层,采用Geant4程序进一步验证MCNP程序的计算结果。通过分析模拟计算获得了最优屏蔽材料及厚度分别为:慢化层材料为石蜡,厚度为8 cm;中子防护层材料为聚乙烯,厚度为38 cm;γ防护层材料为铁,厚度为11 cm。模拟实验结果表明,所设计屏蔽性能测试装置能够满足中子慢化以及中子、光子防护的需要。     

核电厂生物屏蔽门优化研究

利用MCNP5程序构建了核电厂生物屏蔽门中子屏蔽装置,模拟了质量分数10%的含硼聚丙烯、铜、石墨、钨镍合金等材料对中子的慢化和屏蔽效果,得到不同材料在不同厚度下的粒子屏蔽效果。MCNP5程序结果表明：选取19 cm的三层复合屏蔽结构,第一层屏蔽材料选用10 cm厚的铜,第二层屏蔽材料选用5.5 cm厚的含硼聚丙烯,第三层屏蔽材料选用3.5 cm厚的铅。三层复合屏蔽结构对中子屏蔽率达到98.4%,对γ射线屏蔽率达到96.1%,可提供连续性生物屏蔽,保证电厂辐射防护安全。     

铝基碳化硼材料10B面密度测试系统设计

设计了一种铝基碳化硼材料中¹⁰B面密度的测试系统。该系统采用球形³He正比计数器作为热中子探测器,以厚度为75 cm的高纯石墨慢化镅铍中子源后的出射中子作为实验源项。为屏蔽中子和γ射线,在慢化层外包裹有厚度为5 cm的含硼聚乙烯层和2 cm厚的铅层。设计了测量用准直系统,试验时,将面积大于探测器两倍的片状样品置于准直器前,测量有无样品时的探测器计数率,两者比较可得材料的热中子透射率。建立了标准样品的¹⁰B面密度与热中子透射率关系,采用对数插值的方法,通过测量待测样品的热中子透射率计算其¹⁰B面密度。实验测试结果表明,利用该系统可快速无损地测量材料中热中子吸收元素的面密度,且测量误差和测量不确定度都在合理的范围。     

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。     

基于氘氚中子源硼中子俘获治疗的中子慢化整形研究

硼中子俘获治疗（Boron Neutron Capture Therapy,BNCT）是一种具有广阔前景的癌症治疗方法。氘氚中子源是未来可供选择的BNCT中子源之一,由于氘氚中子源产生的中子能量为14.1 MeV,不能直接用于BNCT,需要进行束流慢化整形。使用蒙特卡罗模拟程序MCNP5设计了相应的束流整形组件（Beam Shaping Assembly,BSA）,模拟验证了用半径为14 cm的天然铀球做中子倍增层的优越性,计算结果表明：采用50 cm厚的BiF3和10 cm厚的TiF3组合慢化层,17 cm厚的AlF3补充慢化层,0.2 mm厚的Cd热中子吸收层,3.5 cm厚的Pb作为γ屏蔽层,以及10 cm厚的Pb反射层,获得了较为理想的治疗中子束,输出中子束的空气端参数满足国际原子能机构（International Atomic Energy Agency,IAEA）的建议值。     

新型耐高温中子屏蔽复合材料的设计制备及性能研究

采用表面改性处理技术,制备了由环氧树脂、B₄C（或BN）和聚丙烯酸铅组成的新型耐高温中子屏蔽复合材料,重点研究了材料制备工艺及主要性能指标,利用蒙特卡罗程序MCNP对材料中子屏蔽性能进行了模拟计算,并与文献报道的屏蔽材料铅硼聚乙烯进行了比较。结果显示,由环氧树脂、B₄C和聚丙烯酸铅组成的复合材料各项力学性能良好,具有良好的耐高温性能,210 ℃烘烤7 h外观无明显变化。MCNP模拟计算表明,对于从热中子至10 MeV的中子,4 cm厚新材料的中子剂量穿透率和中子注量穿透率均优于文献报道的同等厚度的铅硼聚乙烯材料。Am-Be中子源屏蔽试验的实测数据和模拟计算数据表明,两者随屏蔽材料厚度的变化趋势几乎完全一致,两者的差异随屏蔽材料厚度的增加逐渐减小,在10.5 cm处仅1.34%。     

PGNAA探测器屏蔽装置的MC模拟

通过MCNP程序建立模拟模型,对PGNAA探测中子、低能γ屏蔽装置进行模拟,确定了PGNAA探测器最佳的屏蔽材料为0.3 mm的B4C。以此为依据对探测器屏蔽装置结构进行了优化设计,为实际设计提供参考。     

二元慢化型高能中子剂量探测的影响因素研究

为测量高能辐射场及宇宙射线中的中子剂量,基于SMMC设计,对二元慢化型中子剂量探测器进行改进。在慢化球体中加铅等高原子序数材料层,高能中子与铅产生（n,xn）核反应,可提高高能中子的探测灵敏度,使分析的剂量单调能量上限可达10GeV。利用MCNP和FLUKA程序,对铅层位置、铅层厚度、外计数器位置、慢化体直径等因素进行注量响应计算,最终确定探头设计。     

以中子管为激发源的中子活化分析系统慢化屏蔽体设计

应用MCNP程序,通过对中子输运过程的模拟计算,得到了以14 MeV D-T中子管为激发源,在慢化屏蔽材料选取不同组合时的热中子注量率分布,热化比及镉比随铅层厚度的变化,以及屏蔽体外几处关键点的生物剂量率。根据模拟计算的数据,设计了活化分析系统的慢化屏蔽体,为开展以14MeV D-T中子管为激发源的中子活化分析工作奠定了基础。     

MC simulation of a PGNAA system for on-line cement analysis

A prompt gamma neutron activation analysis system with a 252Cf neutron source for on-line cement analysis has been simulated with the MCNP code.The results indicate that the optimum arrangement is a Bi shield of 20-mm thickness,a polyethylene moderator of 50-mm thickness,a source-to-sample distance of 70 mm,and cement samples of 1200 mm×600 mm×170 mm.To absorb thermal neutrons and suppress low-energy γ-rays,the optimum-sized sheets are 150 mm×7 mm Cd,and 150 mm×15 mm Pb.     

利用MOCA程序模拟PGNAA技术探测地雷的方法

利用MOCA程序设计地雷探测装置,并模拟瞬发γ中子活化分析(prompt gamma neutron activation analysis,PGNAA)技术探测地雷过程.采用东北师范大学NG-9型中子发生器为中子源,研究其内部绝缘材料(聚酰亚胺等)对中子能量分布的影响.在此基础上设计并优化装置,确定钨、碳化钨、钨+含...     

PGNAA方法测量元素的非线性规律研究

瞬发伽玛中子活化分析(prompt gamma neutron activation analysis, PGNAA)在线分析仪广泛应用于水泥、煤炭等工业控制领域,由于工业现场产量的变化,导致皮带上物料的厚度不恒定,当物料厚度变化时,在线分析仪的测量结果会出现偏差。为消除在线分析仪测量不同厚度物料的测量偏差,通过理论分析和蒙特卡罗模拟(MCNP)研究中子自屏蔽和伽玛自衰减影响,并寻求修正模型。根据探测器接收特征伽玛射线的计算公式进行理论分析,利用蒙特卡罗软件建立PGNAA在线分析仪装置模型,分别模拟Al₂O₃、SiO₂、CaO、Fe和水泥生料等物料随厚度变化的特征射线计数,以水泥在线分析仪为例,寻求修正模型。结果表明,特征伽玛射线强度不随物料厚度增加而线性增长,按照线性标定方法的在线分析仪测量误差增大,各元素平均相对误差大于10%;根据水泥生料各元素的特征射线计数与物料厚度之间的关系,建立适用于测量水泥生料的多项式厚度修正模型。与线性标定相比,修正后分析仪测量误差降低30%以上,可为煤质、烧结料、铝土矿等块状物料的PGNAA元素检测提供修正方法。     

Experimental optimization of a landmine detection facility using PGNAA method

The optimum moderator geometry increases the performance of prompt gamma neutron activation analysis (PGNAA) method considerably. In this work an 241Am-Be source was used in the moderator geometry for detecting buried landmines by PGNAA method. Experiments were done to find the best moderator geometry for the moderated 241 Am-Be source, by replacing the mine with a neutron detector and counting the thermal neutron flux. The flux of thermal neutrons at the place of mine was used as a determining factor to introduce the best moderator geometry.     

蒙特卡罗方法在中子活化在线分析系统设计中的应用

选取重水、石墨、聚乙烯等6种慢化材料，利用MCNP程序对不同的慢化材料进行模拟计算分析。计算结果表明，中子活化在线分析系统的最优化慢化材料为聚乙烯。实验测定了以聚乙烯为慢化材料的中子活化分析系统的热中子注量率随源到引出孔之间的距离以及探测器处于不同位置时的分布关系，为下一步进行中子活化在线分析研究提供了依据。     

强流加速器D-Be中子源中子慢化引出研究

为优化成像中子束注量率和能谱,在考虑中子源能谱、角分布、面源结构及靶系统条件下,利用MCNP程序模拟源中子的慢化和输运过程,记录不同模型时慢化体内热中子注量率分布和成像中子束成分。结果表明,聚乙烯更适合用作小型热中子源慢化反射材料;D+束轰击靶面的束斑大小影响热中子在慢化体内的分布,束斑半径在1cm内变化对中子慢化影响较小;增加热中子引出孔道与D+束轴线的夹角能有效提高引出热中子束的纯度。     

Optimization of moderator assembly for neutron flux measurement: experimental and theoretical approaches

A moderator of paraffin wax assembly has been demonstrated where its thickness can be optimized to thermalize fast neutrons. The assembly is used for measuring fast neutron flux of a neutron probe at different neutron energies, using BF03(U10and 200) and3He(U0.500)neutron detectors. The paraffin wax thickness was optimized at 6 cm for the neutron probe which contains an Am–Be neutron source. The experimental data are compared with Monte Carlo simulation results using MCNP5 version 1.4. Neutron flux comparison and neutron activation techniques are used for measuring neutron flux of the neutron probe to validate the optimum paraffin moderator thickness in the assembly. The neutron fluxes are measured at(1.17 ± 0.09) 9 105 and(1.19 ± 0.1) 9 105n/s, being in agreement with the simulated values. The moderator assembly can easily be utilized for essential requirements of neutron flux measurements.     

瞬发γ射线中子活化分析的现状与发展

概述了瞬发γ射线中子活化分析(PGNAA)的现状与发展，重点介绍了PGNAA的基本原理，国际上已建的PGNAA装置概况、PGNAA方法学中的单比较器k0法和高能γ射线的效率刻度技术，以及PGNAA在新材料、环境样品、生物和药物以及矿物中H、B、N、Cl等轻元素分析测定方面的日益发展的应用状况。此外，还介绍了在中国原子能科学研究院重水研究堆上建立的热中子束PGNAA实验装置。     

CARR堆瞬发伽马活化分析系统的初步设计

基于中国先进研究堆（CARR），采用蒙特卡罗方法设计并优化了瞬发伽马中子活化分析系统，确定了该分析系统的整体结构、关键组成部件的物理和几何参数。20 cm的单晶铋过滤器能够提高中子束中热中子的份额， 也极大地屏蔽了来自堆芯的伽马射线；多层材料单段柱型准直的设计能够保证照射位置较高的中子注量和较低的本底。整个装置的屏蔽设计充分考虑到了材料的质量、体积和成本等因素，通过MCNP模拟结果最终确定了各屏蔽材料的尺寸。模拟结果显示，所设计的装置能满足辐射防护和低本底的要求，达到了最初的设计目标。     

同位素中子源活化瞬发分析装置

一、基本原理自六十年代中期以来,中子活化瞬发γ射线元素分析技术(PNAA)得到人们广泛重视。与通常的中子活化分析(NAA)技术相比,它分析的是样品中的主要成分,若用同位素中子源,还可进行实时在线连续测定及现场分析。PNAA技术是用热中子与待测元素发生中子俘获反应,处于激发态的产物核在瞬间