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。     

不同材料中子反射与屏蔽效应研究

利用Monte Carlo粒子输运计算程序Super MC对厚度1-5 cm的多种材料进行中子反射和屏蔽性能分析计算。这些材料包括金属材料铍、铅、铜、含硼钢以及~(238)U和非金属材料聚乙烯、氢化锂、混凝土,中子能段选取10~(-5) e V-20 MeV。结果显示,中子反射能力和屏蔽性能都会随着材料厚度而增加,但增加的幅度逐渐减小。铍和聚乙烯在中子反射和屏蔽方面性能优越,而常用来屏蔽γ射线的铅在这两方面性能都是8种材料中最差的。~(238)U只在材料厚度很小时性能卓著,随着材料厚度增加,其性能便远不如大部分材料。考虑到聚乙烯的力学性能较差,在屏蔽材料的选择上有很大的限制,所以在8种材料中,铍的综合性能相对较好。     

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。     

不同材料的中子透射Monte Carlo模拟计算

用Monte Carlo粒子输运计算程序(M-C程序)对入射能量从0.025 ev到20MeV的中子及入射厚度1-40cm的多种材料进行了中子透射性能计算.这些屏蔽材料有主体材料聚乙烯、水和混凝土、铁、铜,铅和聚乙烯.碳化硼复合材料,以及功能添加剂碳化硼和氧化钆.结果显示,随着材料厚度的增加,中子透射系数降低;同一种材...     

慢化球探测器组合法测试中子屏蔽性能应用

随着核技术在各领域的应用推广,中子屏蔽材料得到越来越广泛的应用,而目前国内外还没有测试中子屏蔽性能的统一标准。为了探索一种简单可行、能够在较宽中子能量范围内测试材料屏蔽性能的方法,本文对3He正比计数管、计数管外包镉及计数管外包不同直径的聚乙烯(Polyethylene,PE)慢化球共12个模型进行了MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)模拟计算,得到一种慢化球探测器组合测试方法,使测试能够在1×10-5-1.25 Me V能量范围内有较一致的响应。利用这种方法测试了2 cm和4 cm厚PE对252Cf中子的透射率,与多球谱仪解谱法得到的结果在±1.0%内相吻合,对几种材料的测试结果也符合不同类型材料对中子的屏蔽规律,证实了这种简易组合测试方法的可行性。     

各种孔隙度水砂地层中子-γ能谱Monte Carlo模拟

利用自行开发的中子—γ能谱测井和中子—γ射线随空间、能量、时间分布蒙特卡罗(Monte Carlo)模拟软件包,在裸眼井、井眼里无下井仪器、淡水饱和砂岩地层、井眼注淡水的条件下,在井轴和井壁同源距的两个确定点,计算了各种孔隙度地层中子—γ射线随能量、时间分布及其射线能谱,并对结果进行了讨论。     

四中子-中子探测器脉冲中子测井仪

一种应用于矿场地球物理领域中的四中子一中子探测器脉冲中子测井仪，主要解决现有的中子探测器脉冲中子测井仪一次下井只能获得两组测井数据、信息量较少的不足。其特征在于：所述脉冲中子发生器为小直径井下脉冲中子发生器，所述热中子探测器单元由4个热中子探测器构成，分别为上端近源距热中子探测器、上端远源距热中子探测器、下端近源距热中子探测器、下端远源距热中子探测器。具有一次下井可获得4组地层物质测井数据、信息量大且可减少放射性统计起伏误差、增强测井曲线的可靠性、提高仪器的测量精度的特点。     

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。     

可控中子源中子-伽马测井仪中屏蔽结构的优化

本文设计了一种使用遗传算法调用蒙特卡罗计算软件MCNP的方案,用以优化设计中子-伽马测井仪中的屏蔽结构。以D-D聚变中子源和BGO探测器为研究对象,以最小化探测器内的辐照本底为优化目标,设计出了3种不同厚度的屏蔽结构。模拟结果表明,这些屏蔽结构具有优异的屏蔽性能,可有效地降低探测器中的辐射本底。     

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。     

D-T中子管屏蔽过滤系统设计

中子监测是辐射场所监测的常规项目之一,提高辐射监测仪的标校技术在确保监测质量方面显得尤为重要,针对辐射监测仪受现场和工作条件限制不能上溯至较高的国家计量标准进行校准的问题,提出了贮存场所辐射监测仪现场标校技术研究。为获得单能中子源,实现涉核场所的现场标校,分析了D-T中子管的结构特点和中子源特点,采用蒙特卡罗方法模拟了典型材料与不同能量中子的作用效果,将多层屏蔽材料进行组合优化,得到了屏蔽中子管中子源的最佳方案。在此基础上,设计了锥形准直过滤结构,利用蒙特卡罗方法模拟了准直结构作用效果。结果表明,锥形准直过滤结构可获得单色性能较好的14.1MeV、0.18MeV和热中子等单能中子,为现场标校提供了多个单能源。     

用于核素在线瞬发伽马数据测量的热中子源设计

基于MCNP程序建立了西安脉冲堆热中子源设计的蒙特卡罗深穿透耦合屏蔽计算方法;采用MCNP临界源模型计算了热柱方腔前表面的中子、伽马平面源的参数,并与实验值进行了对比,给出了平面源的修正系数;基于中子、伽马等效平面源,采用新型硼铝复合材料以及铅、铋等材料,优化设计了热中子束流滤束装置,给出了热中子束流滤束装置的升级改造方案,得到热中子通量密度较原设计方案提高3倍、中子伽马通量密度比值大于10的平行热中子束,且束流外侧区域的中子、伽马本底剂量率接近0.025 mSv/h的辐射防护标准。     

Progress and prospects of calculation methods for radiation shielding

Progress in calculation methods for radiation shielding are reviewed based on the activities of research committees related to radiation shielding fields established in the Atomic Energy Society of Japan. A technological roadmap for the field of radiation shielding; progress and prospects for specific shielding calculation methods such as the Monte Carlo, discrete ordinate Sn transport, and simplified methods; and shielding experiments used to validate calculation methods are presented in this paper.     

三维瞬态输运程序在中子点火中的应用

基于广义半马尔科夫过程模拟方法开发了一套三维中子输运瞬态蒙特卡罗程序GSMP3D,该程序使用ACE格式连续截面,适用于随机中子场瞬态和强中子场瞬态问题的求解。以美国劳伦斯利弗莫尔国家实验室(LLNL)和洛斯阿拉莫斯国家实验室(LANL)提供的中子点火对算模型为例,对比了GSMP3D与美国点火程序Mercury的计算结果,二者吻合很好,GSMP3D不仅给出了中子点火概率,还提供了定态点火实验的中子爆发等待时间的统计结果。表明该程序可用于处理中子点火问题。     

241Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置及辐照器设计

²⁴¹Am-Be中子源被广泛用于实验研究,为保护实验人员免受中子及γ射线照射,需要设计适当的屏蔽。利用蒙特卡罗方法计算中子透射不同材料后的能谱分布与剂量,优选各层屏蔽材料种类与厚度,设计一套²⁴¹Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置。装置由内而外采用钨+聚乙烯+含硼聚乙烯+不锈钢进行防护,外表面周围剂量当量率H^*(10)低于10μSv/h,满足辐射防护要求。同时对装置内部热中子、超热中子和快中子注量分布进行研究,确定装置快中子和热中子输出通道最佳位置。在辐照装置同时开放快中子和热中子通道进行实验测试时,需要设置距离大于130 cm的控制区,以保障操作人员安全。     

Neutron generator for the array borehole logging

The performance mechanism of the array neutron generator to be used to porosity logging is presented.The neutron generator utilizes a drive-in target ceramic neutron tube,which cursts nerutron with fast-slow period selectively pressure.Regulation of the neutron tube is accomplished by pulse width modulation.The high voltage power supply is poerated at optimum frequency.     

蒙特卡罗方法在中子能谱研究中的应用

针对快中子能谱实验测量数据的修正 ,开发了FAMS MC蒙特卡罗计算程序 ,对 5 9、6 4和1 4 1MeV中子在Be核上产生的次级中子双微分截面的实验结果进行了修正计算 ,并与用MCNP蒙特卡罗程序修正的结果进行了比较。用FAMS MC程序进行中子能谱实验测量数据修正得到满意结果。     

密度测井探测深度与源距的理论研究

针对20％孔隙度饱和水的石灰岩地层，应用蒙特卡罗方法模拟了探测器计数在地层径向、纵向和空间上的变化，进而模拟得到不同源距处探测器计数随地层径向深度变化的关系曲线。这些可为优化仪器设计提供源距参数。