堆内超临界水回路辐照装置物理参数模拟研究

堆内超临界水回路对我国超临界水堆燃料和结构材料的辐照腐蚀实验具有重要意义,辐照装置位于反应堆堆芯栅格,是超临界水回路的核心部件。采用MCNP程序模拟研究辐照装置的关键物理参数,并考虑超临界水热物特性对物理参数的反馈效应。计算得到辐照装置热中子注量率为4.72×10¹³ cm^-2•s^-1,快中子注量率为1.55×10¹⁴ cm^-2•s^-1,辐照产热率为14.7 kW,反应性引入为0.045%。     

医院中子照射器中子束流出口处热中子注量率的测量

医院中子照射器是基于微型反应堆而设计的专门用于硼中子俘获治疗（BNCT）的核反应堆装置,其额定功率为30 kW。在堆芯相对两侧分别设有一条热中子束流和超热中子束流用于病人照射,在热中子束流内引出一条实验用热中子束流,用于瞬发γ法测量病人血硼浓度。本工作利用²³⁵U裂变靶和白云母探测片测量了热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子绝对注量率。结果显示,在30 kW额定功率运行时,热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子注量率分别为1.67×10⁹、2.44×10⁷和3.03×10⁶ cm^-2•s^-1。以上结果达到了BNCT设计要求,并能满足瞬发γ测量血硼浓度的要求。     

用于n/γ混合场测量的涂硼电离室研制

研制了一种能同时测量混合场中γ和中子注量率的涂硼电离室,并实验测试了其性能。涂硼电离室由两个大小和结构一致的腔室组成：1个仅对γ灵敏,另1个对γ与中子均灵敏。用强度为2.7×10⁷ s^-1 的Am-Be源测得电离室的中子灵敏度达9.2×10^-16 A/(cm^-2•s^-1),在剂量率为5.24 μGy/h的¹³⁷Cs γ场中,电离室的γ灵敏度达7.36×10^-16 A/(MeV•cm^-2•s^-1)。涂硼电离室I-V曲线坪长为600 V,坪斜小于4%/100 V,在工作电压为-400 V时,其γ补偿修正系数<5%,可用于核设施周围的混合场监测。     

基于活化法及MCNP程序的临界装置功率刻度

介绍了临界装置功率刻度的方法,在不同功率台阶下利用活化法测量临界装置的中子注量率分布及归一点的绝对中子注量率,并利用经修改编译的MCNP程序对临界装置的中子注量率分布进行校核计算。基于中子注量率测量及计算结果通过裂变率法计算不同功率台阶下临界装置的功率,同时外推到堆芯最大热中子注量率为1×10⁸cm^-2•s^-1时的功率,实现了临界装置的功率刻度。     

固体径迹探测器测量束流装置内的中子通量密度

在微型反应堆零功率装置上搭建了硼中子俘获治疗拟采用的热中子束流装置。利用固体径迹探测器(SSNTD)测量了束流装置中心轴线上不同位置处的中子通量密度。结果显示,在束流装置入口处中子通量密度为5.39×107cm–2·s–1时,出口处热中子通量密度为5.63×104cm–2·s–1,热中子通量密度衰减到入口处的1/957。而利用热释光(TLD)方法和MCNP/4B程序测量和计算结果分别为1/1032和1/972。     

氟盐冷却高温堆主冷却剂系统16N源项分析

基于SCALE6.1程序包中的三维蒙特卡罗输运程序KENO-Ⅵ对氟盐冷却高温堆（FHR）堆芯中子能谱进行计算,利用Mathematica程序建立了¹⁶N源项在主冷却剂系统内的流动模型,对FHR的主冷却剂系统¹⁶N源项进行定量分析,对不同流速情况下主冷却剂系统不同区域¹⁶N源强分布进行研究。结果表明：当冷却剂体积流量大于4.15×10² cm³•s^-1、小于4.15×10⁶ cm³•s^-1时,流动效应对主冷却剂系统内¹⁶N源项浓度分布影响显著,在FHR的设计基准流量（4.15×10⁴ cm³•s^-1）情况下,堆芯中¹⁶N源项占总¹⁶N源项的76.98%,上腔室为18.89%,其余区域放射性活度占¹⁶N总量的4.13%。所建立分析方法及结论可为FHR的工程设计、辐射防护设计及源项的精确分析等提供参考。     

放射性核素电离空气电子离子对产生率计算

α衰变核素和β衰变核素发射的射线具有电离空气能力而被广泛应用于工业生产中。为研究α或β衰变核素对空气电离能力的大小,本研究采用蒙特卡洛方法模拟理想放射源发出带电粒子在空气中的能量沉积,并结合空气电离理论,计算放射源表面不同距离处电子离子对产生率。利用此计算方法,研究放射源形状、粒子能量、活度和粒子能量分布对电子离子对产生率的影响。结果表明,放射源表面空气中电子离子对产生率的大小主要受放射源活度的影响,而粒子能量及能谱分布等主要影响电离空气范围及电子离子对产生率衰减速率; 3.7×10⁶ Bq/cm²的α放射源最大电子离子对产生率可达10¹¹~10¹² cm^-3•s^-1量级, 3.7×10⁶ Bq/cm²的β放射源最大电子离子对产生率可达10⁹~10¹⁰ cm^-3•s^-1量级。研究结果可提供数据支持,为新的放射性同位素应用技术开发提供理论指导。     

基于CLYC探测器的可控源中子孔隙度测井数值模拟研究

利用Cs₂LiYCl₆:Ce(CLYC)探测器替代中子孔隙度测井中的³He中子探测器,已成为石油测井仪器发展的新思路。为探究在中子孔隙度测井中使用新型探测器的可行性,通过蒙特卡罗模拟,研究了CLYC探测器在不同⁶Li纯度和探测器尺寸下的热中子计数通量,同时与不同内部气压下的³He探测器热中子计数结果进行对比;另外根据仪器使用不同探测器时获取的中子孔隙度响应,验证了CLYC探测器的可替换性。研究表明:新型CLYC探测器在⁶Li纯度高、探测器尺寸大时热中子计数效率高;相比于³He中子探测器,热中子探测效率较低的CLYC探测器经过源距组合分析优化后,得到的中子近远比响应结果与³He中子探测器近似,能够有效应用于地层孔隙度获取。     

重复频率亚纳秒硬X射线源研制及应用

为获得一种多用途X射线源,满足核辐射探测器研制、脉冲成像等多任务应用需要,本文研制出具备重复频率、超快、高稳定性、便于连续调节脉冲电压和脉宽等的多用途X射线源,其上升沿达98.6 ps,运行电压达425 kV,10 cm处峰值注量率高达2.07×10¹⁸ cm^-2•s^-1,为开展相关应用研究提供了理想的辐射条件。     

SiC探测器的中子和γ性能测试

第三代SiC半导体探测器具有体积小、响应时间快、中子/伽马(n/γ)甄别容易等优点,广泛应用于反应堆堆芯剂量监测。本文针对自研的第三代Si C半导体探测器,采用电子束蒸发真空镀膜的技术将中子转换层材料6LiF(6Li丰度为95%)喷镀到SiC基底上,厚度为25μm,实现了中子转换层厚度优化。利用241Am α放射源(活度9.37×10³ Bq)开展α粒子响应信号幅度的测量,并在¹³⁷Cs γ放射源(活度6.23×10⁷ Bq)环境下开展γ射线的响应测试。另外,在标准辐射场系统中进行了SiC探测器的中子注量率响应线性度测量、γ剂量率响应线性度测量以及中子注量率响应线性标定。结果表明：该探测器在1×10³～1×10⁶ cm^-2·s^-1中子注量率范围内线性响应拟合R²=0.996 9,具有良好的线性响应,n/γ剂量响应范围为0.005～20 Gy·h^-1,可用于核电现场反应堆中子和γ剂量的实时、精...     

14 MeV快中子照相准直屏蔽系统的设计与优化

基于强流氘氚中子源科学装置HINEG设计了一套快中子照相准直屏蔽系统。采用中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC和ENDF/B-Ⅶ.0数据库计算了准直中子束的中子能谱及注量率、γ射线能谱及注量率、直射中子注量率与γ射线注量率比值（φ_d/φ_γ）、直射与散射中子注量率比值（φ_d/φ_s）、准直束中子注量率的不均匀度等特性参数,并采用MCNP5程序进行了对比验证。研究了准直屏蔽系统的内衬材料、尺寸等对特性参数的影响规律,并通过优化获取了最优设计方案。计算结果显示,在同等计算条件下,SuperMC计算结果与MCNP计算结果相对偏差小于1%,准直屏蔽系统的φ_d/φ_γ为50.1,φ_d/φ_s为5.7,在Φ30 cm视野范围内的中子注量率为4.80×10⁷ cm^-2•s^-1,其中直射中子注量率为4.09×10⁷ cm^-2•s^-1,中子注量率不均匀度为5.8%,满足快中子照相对准直束特性参数的要求。     

Preparation of High Specific Activity Strontium-89 Solution in High Flux Engineering Test Reactor

⁸⁹SrCl₂ is an important radioactive drug for the bone metastasis. It is included in the new pharmacopoeia in 2015 and has a promising future in the market. Depending on the high flux engineering test reactor(HFETR), the process of preparation of high specific activity⁸⁹SrCl₂ solution by nuclear reaction ⁸⁸Sr(n, γ)⁸⁹Sr was studied. High purity enriched⁸⁸SrCO₃ was used as target material and irradiated for 56 days under the condition of thermal neutron fluence rate about 2×10¹⁴ n•cm^-2•s^-1. After dissolution and filtration, the colorless⁸⁹SrCl2 solution was obtained. The specific activity of⁸⁹SrCl₂ solution was 7.77×10⁹-1.08×10¹⁰ Bq•g^-1, the activity concentration was 3.59×10⁸-1.21×10⁹ Bq•mL^-1, the gamma impurity content was 0.11%-0.14%, the Al impurity content was much lower than 2 μg•mL^-1(activity concentration 7.4×10⁷ Bq• mL^-1).⁸⁹SrCl₂ solution had been tested to meet the requirements of the industry and could be used as raw material for the production of injection. The development of single 7.4×10¹⁰ Bq level preparation device of high purity and high specific activity of ⁸⁹Sr had been finished. This research is important for localization of isotope products.     

低能电子辐照对环氧树脂性能的影响

为了研究低能电子辐照对环氧树脂的体积电阻率、邵氏硬度、拉伸强度和官能团结构的影响,本文在电子辐照能量为30 keV,注量率1×10¹¹ cm^-2•s^-1,总注量为1.6×10¹⁴ cm^-2,真空度10^-6 Pa条件下,结合国家标准对辐照前、后环氧树脂材料的机械性能和结构进行表征。结果表明,辐照后环氧树脂材料的体积电阻率、邵氏硬度、拉伸强度等宏观物理性能均有下降。傅里叶红外光谱图显示环氧树脂主要官能团强度降低,产生的•H、•OH等自由基与聚合物分子上的羟基与氢结合。研究结果对环氧树脂材料在辐射环境中的使用具有重要意义。     

AB-BNCT中子靶物理设计分析

质子加速器适用于为硼中子俘获治疗提供中子源,其中子源强及能谱较反应堆中子源更具可调性。中子靶物理计算分析是加速器中子源设计的基础,为其提供粒子能量、流强等参数需求分析,并为靶体结构尺寸设计、中子慢化和屏蔽分析等提供前端参数。本文利用MCNPX蒙特卡罗程序,通过对质子打靶的中子产额和能谱、靶体能量沉积、打靶后靶材放射性活度和中子出射空间角分布等进行研究,提出能量2.5 MeV质子轰击100～200 μm锂靶的设计,并用模拟计算数据论证其合理性。该设计中子源在1 mA流强质子轰击下,源强可达9.74×10¹¹ s^-1;拟设计15 mA、2.5 MeV质子束产生的中子源,在治疗过程中靶材放射性活度累积最大值约为1.44×10¹³ Bq。     

利用HFETR制备有载体177Lu

¹⁷⁷Lu是一种优良的诊疗一体化医用放射性核素,其标记的放射性药物被广泛用于多种癌症的诊断和治疗。其中,有载体¹⁷⁷Lu的制备具有放射化学处理简单、¹⁷⁷Lu产量高等优点。为此,在高通量工程试验堆(HFETR)中利用热中子辐照¹⁷⁶Lu,开展有载体¹⁷⁷Lu的制备研究。本研究分别辐照天然Lu和富集¹⁷⁶Lu进行热实验验证,结果表明：天然Lu在2×10¹⁴ n·cm^-2·s^-1热中子通量下辐照13 d,生成¹⁷⁷Lu比活度约为0.87 Ci/mg,^177mLu杂质含量为0.009%;富集(86.5%)¹⁷⁶Lu在热中子注量率为1×10¹⁴ n·cm^-2·s^-1条件下辐照28 d,生成¹⁷⁷Lu比活度约为24.9 Ci/mg,^177m...