中国先进研究堆中子散射工程中子导管模拟研究

为使依托中国先进研究堆（CARR）进行的冷中子散射实验拥有更高质量的中子束流,本工作对中子散射工程中的中子导管系统各参数进行分析研究,并首次在国内应用等效中子导管理论,结合解析计算确定出优化的导管方案。同时,应用VITESS程序对各导管方案得到的中子束流进行了模拟,在综合考虑导管系统几何布局及中子束流的发散度影响后,探讨出若干符合实际的设计方案。尔后,利用导管位置计算程序NGPS,计算出各导管方案中每个导管单元的位置坐标。最终,根据各项指标对模拟的各导管方案进行对比,优选出CNGA、CNGB、CNGD3套中子导管系统的最佳参数,为即将进行的中子导管系统的设计和安装提供理论参考。     

中子残余应力谱仪静态屏蔽体表面辐射剂量率初算

中子残余应力谱仪静态屏蔽体主要用于对谱仪装置的附加闸门、中子导管等组件的辐射剂量的屏蔽,使装置操作人员可以安全地在装置周围活动。通过MCNP5程序对谱仪装置静态屏蔽体的屏蔽能力进行了计算,可为该方案的改进、优化提供依据,以便最终制造出满足辐射剂量要求的屏蔽体。     

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。     

EAST托卡马克装置上TOF谱仪屏蔽体设计的模拟计算

采用中子飞行时间谱仪测量EAST装置上的中子能谱时,对于散射量的屏蔽是能否得到有效数据的关键。本文利用三维蒙特卡罗输运程序,通过对EAST托卡马克装置的细致建模,对大厅环境的散射量进行了模拟计算,在考虑了各散射体贡献的基础上,采用叠代计算的方法,提出了满足双晶TOF谱仪屏蔽体的优化设计方案,为后续EAST装置上TOF的有效运行提供了关键技术支持。     

钨-铜合金影锥屏蔽体屏蔽性能的MCNP程序计算

利用MCNP程序对影锥屏蔽体的屏蔽性能进行计算和深入分析。结果表明：影锥屏蔽体对于周围及样品造成的散射中子本底影响低于1.4%。中子穿透影锥屏蔽体而产生的γ射线泄漏率为10^-16～10^-14数量级，对于中子散射微分截面的实验测量，其影响可以忽略不计。W-Cu合金影锥屏蔽体的设计模型符合设计标准，就飞行距离为4～10 m的范围而言，影锥屏蔽体可使源中子注量衰减10^-7，屏蔽效果显著。     

中子导管的输运特性计算

为提高整台中子散射谱仪的性能,通常需要采用中子输运导管,中子导管类型的选用及性能优化对于谱仪理论设计非常重要.采用数值计算方法,对固定输入谱的聚焦中子输运导管和单道直中子导管进行了理论计算.结果表明:中子散射谱仪中中子导管的选用需要根据相应的谱仪分辨需求来选择导管类型,导管最佳长度的选择需要根据客观物理条件进行优化.计算结果可作为相关中子散射谱仪导管的选用及优化设计的理论依据.     

MCAM4.8在ITER建筑大厅子学建模中的应用

国际热核聚变实验堆ITER的基准中子学分析模型只包含了托克马克装置.为了进行托克马克装置生物屏蔽以外的中子学分析,需要建立其建筑大厅的中子学计算模型.本文利用蒙特卡罗计算自动建模软件MCAM,在最新的ITER建筑大厅的工程CAD模型基础上,建立了ITER装置生物屏蔽层外墙的建筑大厅中子学计算模型.该模型是第一个包含托克...     

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。     

中国散裂中子源靶站中子通道初步屏蔽计算分析

基于中国散裂中子源靶站中子通道设计,采用二维离散纵标程序DORT对中子导出通道各种设计方案的屏蔽效果进行计算分析。计算得出二维剂量场分布及通道中心处剂量当量率轴向分布,并得到较优化的屏蔽方案及模型,确保谱仪大厅内工作人员接受的剂量低于规定的标准。结果表明,未安装谱仪的中子通道屏蔽模型中心含有SS316合金钢时的屏蔽效果较好,剂量在辐射防护标准以下,符合设计要求。中子孔道开闭装置屏蔽模型中前端加入钨板屏蔽效果较好,并随钨板长度的增加,屏蔽效果提高。     

利用Mcstas对两种中子导管模型的模拟计算

对于一台中子散射谱仪,中子导管对中子的传输性能很重要,文中利用Mcstas程序对中子小角散射谱仪中平行中子导管和锥形中子导管以及平行中子导管的几种准直长度对中子的传输性能进行了模拟计算,通过对样品台处束流轮廓和中子注量率的计算,可以看出,相对于锥形中子导管,平行中子导管为中子传输性能更优良的排列模式,平行中子导管模式下几种准直长度具有不同的中子的传输效率,设计时要兼顾准直度和注量率这两个因素。     

热中子照相装置屏蔽的蒙特卡罗模拟

中子照相装置的屏蔽对降低反应堆大厅本底及提高中子照相质量具有重要意义。使用蒙特卡罗模拟方法,对热中子照相装置各组成部分的屏蔽进行模拟计算。结果表明：在照相装置的准直器部分使用厚130cm、密度4.6t/m3的重混凝土,飞行管部分使用厚75cm、密度3.6t/m3的重混凝土可保证屏蔽外的辐射当量剂量达到反应堆大厅的监督区要求。     

Construction of Neutron Guide Tubes in Upgraded JRR-3

Five neutron guide tubes have been installed in the upgraded JRR-3 (Japan Research Reactor No. 3). Two of them are for thermal neutrons and the other three are for cold ones. The characteristic wavelength of the thermal neutron guide tubes is 2 Å, and those of the cold neutron guide tubes are 4 and 6 Å. The longest guide tube is 59.9 m long and the total length of guide tubes is 232.1 m.

The beam sizes are 2 cm × 20 cm for the thermal neutron beams and 2 cm × 12 cm for the cold neutron beams. A curved part of the neutron guide is assembled by a polygonal approximation with use of 85 cm long straight units. The neutron mirrors of these units are made of natural Ni deposited borosilicate glasses. The Ni layer is about 2,000 Å in thickness.

The mean fabrication error of guide tube units is 4 μm. The mean installation errors are 8 μm for the positional abutment error and 5 × 10^?6 rad for the angular error. The neutron losses by these errors will be about 5%, and the neutron fluxes at the exits of the neutron guides are estimated to be about 2 × 10⁸ n/cm²·s.     

Annual Report on Neutron Guide Project and Project Interface

After the negotiation with MIRROTRON Ltd, a company in Hungary, we signed the production and installation contract of the cold neutron guide system with them in February 2006. Then we evaluated the Preliminary Engineering and Conceptual Design Documentation in detail before June 2006. The plan of the cold neutron guide installation was made at the end of 2006. And we started the design of the new divergent cold neutron guide CNGD which will be used for the Small Angle Neutron Scattering Spectrometer in June, 2006. A new theory has been used to simulate the CNGD system.     

Supermirror neutron guide system for neutron resonance spin echo spectrometers at a pulsed neutron source

A neutron guide system for neutron resonance spin echo spectrometers has been constructed at BL06 of the Japan Proton Accelerator Research Complex, Materials and Life Science Experimental Facility. The spectrometers consist of two types of neutron spin echo instruments, a modulated intensity by zero effort instrument (MIEZE) and a neutron resonance spin echo instrument (NRSE), to cover a wide energy range for various sample environments. A neutron beam from the moderator is deflected by supermirror neutron guides, split, and separately guided into the MIEZE and NRSE. The characteristic wavelengths of the neutron guide tube for the MIEZE and NRSE are 2.9 and 4.9 Å, respectively. The cross sections of the exit of the MIEZE and NRSE guides are 15 mm × 50 mm and 30 mm × 50 mm, respectively. The neutronics and shielding design were optimized by using the heavy ion transport code system (PHITS), and the absolute average neutron fluxes at the exits of the MIEZE and NRSE guides are estimated to be 2.7 × 10⁸ and 6.9 × 10⁸ n/cm²/s/MW, respectively. The measured fluxes of the MIEZE and NRSE neutron guides are 0.56 and 0.95 times the calculated values, respectively.     

导管中冷中子传输过程的数值模拟

中子导管是利用中子全反射原理将中子束以很小的传输损失传递到远离中子源处的物理装置。利用蒙特卡罗方法模拟中子在导管中输运过程,在中子导管的设计和实验应用中可发挥重要作用。某座反应堆上正建设包括有3束导管的冷中子导管系统,以蒙特卡罗方法为基础,开发出该导管系统的数值模拟程序,并利用该程序计算得到该导管各个输出口的中子注量率及能谱分布,为布置在导管周围的中子散射谱仪和其它应用装置的设计提供了必要的输入条件。     

14MeV中子治癌机中治疗头屏蔽体的优化设计

应兰州大学１４ＭｅＶ中子治癌机中治疗头屏蔽体的设计需要,利用Ｍｏｎｔｅ Ｃａｒｌｏ方法（ＭＣＮＰ）模拟计算了一个复合屏蔽的（采用１００ｃｍ源皮距下,国际上一般脸用１００－１２０ｃｍ）中子输运过程,计算了１４ＭｅＶ快中子源在复合屏蔽的不同组合时的透射剂量率,优化设计了最经济实用的屏蔽体的方案,为治疗头的屏蔽设计提供了可靠的科学依据。     

5MW低功率堆厂房屏蔽设计和安全分析

本文给出了5MW 低功率堆厂房屏蔽的设计准则和设计要求,给出了正常和事故工况的源项和相应的辐射剂量场,给出了单晶硅吊运的辐射剂量场,论证了事故工况下主控室的可停留性,发现原设计中主回路设备间和堆厅的屏蔽能力不足,通过恰当的辐射分区和严格的管理措施可以保证工作人员和附近居民的辐射剂量安全。