阈探测器法测量Am-Be中子源屏蔽辐照腔内的中子能谱

选用多种活化箔片作为阈探测器,测量了Am-Be中子源屏蔽辐照腔内的中子能谱。在待测中子场点对活化箔片进行辐照后,测量各箔片生成放射性核的γ放射性,计算出各箔片的实验比反应率。运用SAND-Ⅱ迭代方法,求解出Am-Be中子源屏蔽辐照腔内的中子能谱。详细分析了初始谱、能群划分、能群截面等对解谱准确度的影响。     

贫化铀用于舰艇核动力装置辐射防护的屏蔽性能分析

贫化铀的合理利用和安全处置是国际核工程界长期存在的难题,用作舰艇核动力装置的一次屏蔽结构材料是贫化铀利用的一条途径。文章对贫化铀材料主要是DU混凝土作为辐射防护材料的物理、化学、力学、屏蔽等方面性能进行了调研综述,结合舰艇核动力装置对辐射防护的具体要求,针对舰艇反应堆四层三维屏蔽结构简化模型,利用蒙特卡罗方法模拟计算了贫化铀材料对中子、γ射线的屏蔽性能,通过与铅、钨、铸钢等材料进行对比分析,初步说明了贫化铀或贫化铀混合物用于舰艇核动力装置辐射防护材料的可行性。     

含硼不锈钢材料中子/γ综合屏蔽性能计算分析

采用蒙特卡罗粒子输运程序与燃耗计算分析程序相结合(MCNP5/ORIGEN2.1)的方法对辐射防护不锈钢材料屏蔽性能和活化产物进行了综合计算分析。结合辐射屏蔽设计结构优化方法和性能计算的具体要求,给出了中子/γ综合屏蔽性能分析评价方法,针对核反应堆单层外照射三层屏蔽结构简化模型,模拟计算了硼不锈钢和普通不锈钢材料对中子/γ混合辐射场的中子、光子、(n,γ)反应产生的光子、材料内二次活化产物光子的屏蔽效果,并对防护材料的综合屏蔽性能进行了评价。     

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。     

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。     

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。     

D-T中子照射下贫化铀球、钒球介质内中子能谱和伴生γ能谱测量

为获得介质内中子能谱及伴生γ能谱的实验数据，在中心D-T中子照射下，用18mm×20mm的茋闪烁体探测器，测量了与D+束成45°角的水平方向距球心7、10、13、16、19、22cm位置处贫化铀球介质内的中子能谱和伴生γ能谱，以及钒球内与D+束成0°角、距离球心1.8、4.8和8.3cm处的中子能谱和伴生γ能谱。用MCNP/4B程序和ENDF/B-VI库数据对实验模型进行模拟计算，并与实验结果进行了比较。     

贫化铀、贫化铀/氢化锂组合装置的泄漏中子能谱

建立了贫化铀和氢化锂球壳的聚变裂变混合能源堆的包层模拟装置.在PD300氘氚中子发生器直流运行模式下,用BC501A液体闪烁体探测器在0 °方向测量贫化铀和贫化铀/氢化锂球壳组合装置的DT中子轰击下的泄漏中子能谱(0.75-16 MeV),并用MCNP5程序和ENDF/B-VI数据库对装置进行模拟计算其泄漏中子能谱,两...     

高通量堆NTD硅系统活化剂量计算

根据单晶硅及靶桶材料成分、测量的辐照孔道中子通量谱与辐照时间,采用点燃耗程序ORIGEN与蒙特卡罗程序MCNP耦合计算高通量堆中子嬗变掺杂(NTD)硅辐照系统活化后的外照射剂量当量率及各种活化产物放射性核素衰减变化情况,同时对各种活化核素剂量率贡献及相应衰减时间进行了分析。通过计算结果与堆厅γ电离室剂量率监测对比验证及堆厅屏蔽层厚度的保守估算,表明目前NTD硅系统转运过程屏蔽设计满足辐射防护要求,并提出有益建议。     

铀样品丰度分析技术研究

用高纯锗半导体γ探测器测量了不同质量的球形高浓铀和贫化铀样品以及两者相组合模型.采用PCFRAM分析软件对测量数据进行了铀丰度分析,研究铀丰度的分析结果与测量时间、不同屏蔽厚度、样品质量和样品的组合模型的关系.结果表明:在一定条件下,测量时间的长短直接影响到分析结果的可靠性;分析结果与铀样品外是否加屏蔽体无关,而是取决于测量能谱中γ射线计数的统计涨落.在保证高质量测量能谱的前提下,可以准确地分析出铀材料的丰度;在高浓铀和贫化铀材料同时存在时,无法区分样品的丰度.     

重屏蔽条件下铀材料丰度的时间关联测量分析

针对高原子序数物质屏蔽下的铀材料,提出了一种新的技术方法来估算其铀丰度。首先,用D-T中子发生器的14 MeV中子对铀材料及屏蔽层进行主动质询,同时利用裂变射线探测器得到裂变中子/γ射线时间关联测量谱。然后,利用成像探测器建立的断层扫描图像得到铀材料及屏蔽层的几何和材料参数,并调用不同的铀丰度参数进行蒙特卡罗模拟计算,得到时间关联计算谱。最后,寻找与测量谱最匹配的模拟谱,确定铀材料的实际铀丰度。通过对比裂变射线探测器实验测量得到的所有裂变中子/γ射线时间关联谱,结果发现在各种屏蔽层状态下,高浓铀材料与贫化铀材料的时间关联谱均存在显著差异,可用时间关联谱作为区分不同铀材料丰度的重要技术特征;对于相同铀丰度和屏蔽状态下的铀材料,模拟谱与测量谱吻合较好,表明时间关联谱的模拟与实验分析可为铀材料铀丰度的估算提供技术基础。     

活化法区分浓缩铀与贫化铀数值模拟研究

铀材料的辐射探测方法是核查技术研究的重要内容,主动法是铀材料探测的有效方法之一.论文利用MCNP程序计算分析了活化法区分浓缩铀和贫化铀的可行性,研究表明通过铀材料的裂变率-慢化体厚度的关系曲线能够判断是贫化铀还是浓缩铀.计算分析了~(252)Cf和14MeV中子源在铀材料探测中的优缺点,结果表明~(252)Cf中子源优于14Mev中子源.最后从测量的角度,重点分析了探测对象--缓发γ射线和缓发中子,分析表明探测缓发中子优于缓发γ射线.     

贫化铀球装置内的~(238)U(n,2n)反应率实验研究

采用两套不同尺寸的贫化铀球装置开展了装置内部的238 U(n,2n)反应率实验研究,利用PD-300加速器D-T中子源辐照实验装置,源强变化采用伴随粒子法监测,238 U圆片放置在实验装置的45°孔道内,分布在距中子源不同距离处,辐照结束后,采用HPGe探测器测量238 U圆片活化γ射线。实验结果与蒙特卡罗程序模拟计算结果进行了比较和分析。结果表明,238 U(n,2n)反应率实验结果与模拟计算值较吻合,238 U(n,2n)反应率随球体半径r的增加,近似服从e-ar/r2分布规律。     

中子符合计数器在设计与应用时应注意的几个问题

在核材料衡算中,对铀、钚的分析可以采用化学的方法,但需要对样品进行破坏,且操作复杂,测量周期较长。由于铀、钚都可以自发裂变产生中子,可以进行中子测量,中子测量不需要破坏样品,可以对大体积样品进行快速分析,且误差较小。就中子符合计数器进行了参数优化实验,更好地理解了中子探测器的设计原理,包括中子计数统计、屏蔽厚度、不同材料对中子的散射、高压影响、门宽设置、死时间的修正、衰减时间确定、探测效率验证和γ干扰影响等;同时进行了测量条件实验,包括偶然事件影响等。为更好地使用此技术,具有一定的借鉴意义。     

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%。     

主动法探测贫化铀的实验研究

用有源（主动）的方法研究了贫化铀及其组合系统的中子诱发裂变缓发中子的探测技术。在不同质量和不同屏蔽体条件下测量和比较了贫化铀系统的裂变缓发中子随时间的分布,进一步分析了有源探测的入侵性和可核查性。探讨了采用缓发中子区分核与非核、贫化铀和浓缩铀系统的方法。     

Measurement and analysis of fission rates in depleted uranium and depleted uranium–polyethylene shells with neutrons from D-T reaction

To validate the concept design of a novel fusion–fission hybrid energy reactor, a depleted uranium assembly and a combined assembly of uranium and polyethylene were designed and assembled based on a depleted uranium spherical shell and a polyethylene spherical shell. The distribution of the fission rates for the depleted uranium and enriched uranium in the two assemblies, as a function of the distance of the detection position to the centre, was measured using a plate fission chamber bombarded by D-T neutrons. The addition of a polyethylene shell significantly changed the neutron spectrum; in particular, the neutron fluxes with energies of 1 MeV and lower were changed. Using MCNP5 and the attached libraries, the fission rate experiments were simulated, and the experimental configuration, including the wall of the experimental hall, was described in detail in the model. The fission rate distributions for depleted uranium and enriched uranium in the two assemblies were reproducible. The difference between the calculated results with different libraries and different tallies is as small as 1.0%. By considering the neutron flux, the fission rate and the C/E values, it is concluded that the fission rates of depleted uranium and enriched uranium induced by the fast neutrons were overestimated, and it is proposed that the fission parameters of uranium for fast neutrons should be re-evaluated, or the margin of the concept design should be enlarged, to make the concept effective.     

Neutron and photon doses in high energy radiotherapy facilities and evaluation of shielding performance by Monte Carlo method

Medical accelerators operating above 10 MV are a source of undesirable neutron radiations which contaminate the therapeutic photon beam. These photoneutrons can also generate secondary gamma rays which increases undesirable dose to the patient body and to personnel and general public. In this study, the Monte Carlo N-Particle MCNP5 code has been used to model the radiotherapy room of a medical linear accelerator operating at 18 MV and to calculate the neutron and the secondary gamma ray energy spectra and the dose equivalents at various points inside the treatment room and along the maze. To validate our Monte Carlo simulation we compared our results with those evaluated by the recommended analytical methods of IAEA Report No. 47, and with experimental and simulated values published in the literature. After validation, the Monte Carlo simulation has been used to evaluate the shielding performance of the radiotherapy room. The obtained results showed that the use of paraffin wax containing boron carbide, in the lining of the radiotherapy room walls, presents enough effectiveness to reduce both neutron and gamma ray doses inside the treatment room and at the maze entrance. Such evaluation cannot be performed by the analytical methods since room material and wall surface lining are not taken into consideration.     

GdI3:Ce闪烁体中子探测性能测试与改进研究

为改善GdI₃:Ce闪烁体在探测中子过程中的γ抑制能力,使用Geant4和XCOM计算了其γ线性吸收系数,并通过模拟计算与实验测量研究了铅屏蔽法抑制γ的有效性。结果表明：GdI₃:Ce闪烁体在探测中子过程中易受低能γ射线的干扰;随着铅层厚度的增加,100 keV~1 MeV的γ射线对中子探测的干扰减小,而3~10 MeV的γ射线的干扰呈先增加后减小的趋势。对²⁵²Cf中子源的实验测试发现,在碘化钆闪烁体外围添加铅层后,中子峰得以显现;随着铅层厚度的增加,中子峰内净计数减小,而净计数与本底计数的比值上升。模拟和实验结果均表明,在使用GdI3:Ce闪烁体探测中子时,应根据中子探测效率和信噪比的优化确定γ屏蔽铅层的厚度。     

Relation between material configuration and radiation shielding capability - application of radiation shielding characteristic functions

For the purpose of finding a principle for material configuration which an ideal radiation shielding in slab geometry should obey, radiation energy dependence of material configuration is studied. In the course of study, radiation shielding capability for each system of different material configuration is evaluated by using radiation shielding characteristic functions defined as dose rates of transmitted radiations in response to isotropic incidence of radiations to the slab shield with pulse-like narrow energy distributions.In shielding neutrons by steel and water layers, recommendable material configuration depends on energy distribution of incident neutrons; all steel layers should be located in the source side of all water layers, if incident neutron energies are above 5 MeV: either homogeneous array of steel and water layers or above mentioned material configuration is recommendable, if incident neutron energies are between 2 MeV and 5 MeV: all water layers should be located in the source side of all steel layers, if incident neutron energies are below 2 MeV or incident neutrons have energy spectrum of fission neutrons.Above recommendation can be understood well by considering both energy dependence of neutron cross sections of each material and the maximum amount of energy degradation at elastic scattering in each material.In designing a neutron shield, shielding of secondary gamma rays is important as well as neutron shielding. This importance is demonstrated for several types of actual cask walls which are composed of many material layers by using the characteristic functions of neutrons and gamma rays for cask walls.