蒙特卡罗计算在中子残余应力谱仪屏蔽优化设计中的应用

在反应堆上进行中子残余应力谱仪(RSND)的建设工程中,生物屏蔽是降低谱仪测量本底,保证工作人员安全的主要技术手段。为了对屏蔽系统进行优化设计,采用蒙特卡罗方法对其进行模拟计算。采用McStas和MCNP5两种计算程序,理论分析提高计算效率的方法和技巧,并分三步进行谱仪辐射场的计算。首先用McStas程序模拟热中子在导管中的输运过程,然后用MCNP程序计算了屏蔽块之间接合处的拼缝对谱仪辐射场的影响,最后建立整个谱仪屏蔽系统的MCNP模型,并进行计算。将经过用影响因素修正后的计算结果与现场剂量仪实测值进行比较,结果表明二者在允许的误差范围内基本一致。     

CSR的辐射防护

CSR(cooling storage ring)按计划将于2005年底建成调束,届时从¹²C到²³⁸U的重离子将可以分别被加速到900和400MeV的能量. HIRFL(兰州重离子加速器Heavy Ion Research Facility in Lanzhou)将 用作CSR的注入器. 为了CSR的屏蔽设计,本文利用现有的实验数据计算了由于束流损失产生的中子及其能谱、角分布,同时也估算了屏蔽体外表面的中子剂量、环境中子剂量及天空返照中子剂量. 在源项计算中使用了400MeV/u ¹²C+Cu反应的中子产额、能谱、角分布的实验数据. 计算表明, CSR对环境剂量影响最大的是天空返照中子.     

中子半影成像的数值模拟

 半影成像具有灵敏度高的特点，该技术是未来惯性约束聚变（ICF）中子成像的主要技术路线。基于中子半影成像的基本要求，利用蒙特卡罗方法，采用偏移抽样法和面通量的体通量替代技巧，模拟中子在半影成像系统中的输运，得到2维图像，并通过图像重建程序得到重建的源区图像。利用模拟结果，对编码孔屏蔽材料的选择和外径设计进行了初步优化，最终选择5 cm厚的钨屏蔽材料，其编码孔外径为1 cm。     

中子与9Be和6,7Li反应的次级中子发射谱实验研究

测量了8.17MeV与10.27MeV中子与⁹Be和^6,7Li作用的次级中子双微分截面. 对于10.27MeV, 为了消除从D(d,np)破裂反应来的源破裂中子对双微分截面测量结果的影响, 采用了常规多探测器快中子飞行时间谱仪和非常规多探测器快中子飞行时间谱仪相结合的办法. 用Monte-Carlo方法对实验测量得到的飞行时间谱进行了详细的模拟, 通过测量谱与模拟谱的比较, 得到了实验测量的次级中子双微分截面. 实验测量结果以n-p(常规谱仪)和n-C(非常规谱仪)弹性散射微分截面作为归一. 测量结果与评价数据以及其他测量数据进行了比较. 用一个基于Hauser-Feshbach和激子模型的轻核核反应理论模型对^6,7Li的次级中子双微分截面进行了计算, 理论计算结果与实验结果符合得较好.     

聚变中子能谱测量系统脉冲中子灵敏度的实验研究

为多种复杂环境下的稳态和脉冲DT聚变中子能谱测量建立了一种灵敏度优化反冲质子磁谱仪. 使用成像板和同位素α源测量了谱仪的反冲质子能量-位置投影关系. 利用稳态加速器中子源平台、通过单粒子计数方法结合三维带电粒子输运程序模拟,研究了谱仪脉冲中子灵敏度能量响应. 通过高探测效率参数设置使谱仪对DT中子的探测效率达到2×10^-5 cm²水平,从而在较弱中子源上获得了较高统计精度实验数据. 程序模拟结果与谱仪α粒子刻度和DT中子标定实验结果取得了良好的一致性,可由此发展精细解谱技术,以提高脉冲中子能谱测量的灵敏度和能量分辨. 关键词： 聚变中子能谱 磁反冲质子 脉冲中子灵敏度 粒子输运     

基于冷中子谱的紧凑型中子自旋倒相器设计

为节省极化中子散射谱仪传输光路的空间,实现特定冷中子谱的极化中子高效率自旋翻转,使用在空间上自然衰减的前端多层膜极化器静磁场作为中子自旋倒相器的导向磁场,在空间上形成了紧凑型冷中子自旋倒相器设计模型。介绍了实际模型物理参数的计算方法。对前端极化器静磁场在空间上的自然衰减进行了实验测试,根据测试结果及拟使用冷中子波段,针对设计的紧凑型中子自旋倒相器的相关参数进行了优化计算。模拟了极化中子在实际复合磁场中的自旋翻转图像,计算了自旋倒相器的翻转效率。对设计的紧凑型中子自旋倒相器进行了翻转效率物理实验测试,测试结果表明：设计的中子自旋倒相器翻转效率可在99.2%以上,达到了预期设计指标,可用于极化冷中子散射谱仪。     

应用MORSE程序计算中子的天空反散射

用中子源模拟粒子加速器，以MORSE程序分析计算由于天空反散射引起的中子剂量当量的变化规律，揭示了天空反散射的实质，计算结果可供加速器或核设施环境评价和防护设计使用．计算模型采用将中子源置于空心圆柱体中，圆柱体分为有顶盖屏蔽和无顶盖屏蔽两种情况．中子源能量分别为2.38MeV、14Mev和巨共振中子．中子源为各向同性．此外，还分析计算了不同的发射立体角和不同散射介质的影响．     

样品转动方式对中子全息成像结果的影响

在中子全息成像实验中, 为避免透射中子干扰, 入射中子束方向与样品-探测器方向不能在一条直线上, 同时采用探测器移动结合样品转动或仅样品转动的方式, 避免探测系统的大范围移动. 因此在样品的转动过程中, 入射中子束和探测器相对于样品的位置同时发生改变, 内源全息项和内探测器全息项作为变量被记录在同一幅全息图中, 并在重建过程中相互干扰. 本文对基于中子三轴谱仪和四圆谱仪的三种不同转动方式进行了中子全息记录和重建模拟研究, 并讨论其修正方法. 结果表明, 各转动方式都可以通过适当的方法消除或减轻相关影响, 而其中基于三轴谱仪的纯样品转动方式可以使用两个探测器记录的方式, 避开入射中子束方向与样品-探测器方向不能在一条直线上的限制, 得到完整的全息图, 同时通过数据处理能基本消除相对转动造成的干扰, 达到理想的重建结果, 在条件允许的情况下应予优先采用.     

中子屏蔽虚拟仿真实验系统的设计与开发

结合兰州大学核学科特色和核工程类专业人才培养方案,从以学习者为中心的角度出发,设计开发了基于LabVIEW和MCNP的中子屏蔽虚拟仿真实验系统.系统采用友好的人机交互界面,通过模拟中子与物质的相互作用过程,可以实现不同种类、不同厚度的中子慢化/屏蔽材料和材料组合对常用中子源辐射场屏蔽效果的模拟仿真以及实验结果的可视化输...     

基于蒙特卡罗方法的中子屏蔽材料设计

基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP,设计了一种强度高、密度低、具有优异中子屏蔽性能的新型玻璃纤维/B4C/环氧树脂复合材料,模拟计算了镅-铍（Am-Be）中子源产生中子对该材料的透射率;研究了该材料的中子屏蔽性能与传统屏蔽材料的差异以及不同B4C质量分数对该材料的屏蔽性能影响;根据模拟结果分析了该材料对不同能区中子（慢中子、中能中子、快中子）具有的不同屏蔽性能。研究发现:B4C质量分数为10%的该种新型玻璃纤维/B4C/环氧树脂复合材料的中子屏蔽性能,尤其是慢中子屏蔽性能较传统的含硼聚乙烯和Al-B4C合金材料更为优异;但随着B4C质量分数的增大,屏蔽性能提升不明显。结果验证了蒙特卡罗方法用于中子屏蔽材料优化设计的可行性。     

Simulation of the response functions of an extended range neutron multisphere spectrometer using FLUKA

In this paper, the distribution of radiation field in the CSNS spectrometer hall at Dongguan, China, was simulated by the FLUKA program. The results show that the radiation field of the high energy proton accelerator is dominated by neutron radiation, with a broad range of neutron energies, spanning about eleven orders of magnitude.Simulation and calculation of the response functions of four Bonner spheres with a simplified model is done with FLUKA and MCNPX codes respectively, proving the feasibility of the FLUKA program for this application and the correctness of the calculation method. Using the actual model, we simulate and calculate the energy response functions of Bonner sphere detectors with polyethylene layers of different diameters, including detectors with lead layers, using the FLUKA code. Based on the simulation results, we select eleven detectors as the basic structure for an Extended Range Neutron Multisphere Spectrometer(ERNMS).     

Preliminary shielding analysis in support of the CSNS target station shutter neutron beam stop design

The construction of China Spallation Neutron Source (CSNS) has been initiated in Dongguan, Guangdong, China. Thus a detailed radiation transport analysis of the shutter neutron beam stop is of vital importance. The analyses are performed using the coupled Monte Carlo and multi-dimensional discrete ordinates method. The target of calculations is to optimize the neutron beamline shielding design to guarantee personal safety and minimize cost. Successful elimination of the primary ray effects via the two-dimensional uncollided flux and the first collision source methodology is also illustrated. Two-dimensional dose distribution is calculated. The dose at the end of the neutron beam line is less than 2.5 μSv/h. The models have ensured that the doses received by the hall staff members are below the standard limit required.     

Analysis of radiation environmental safety for China's Spallation Neutron Source(CSNS)

The China Spallation Neutron Source(CSNS)is going to be located in Dalang Town,Dongguan City in the Guangdong Province.In this paper we report the results of the parameters related with environment safety based on experiential calculations and Monte Carlo simulations.The main project of the accelerator is an under ground construction.On top there is a 0.5 m concrete and 5.0 m soil covering for shielding,which can reduce the dose out of the tunnel's top down to 0.2 μSv/h.For the residents on the boundary of the CSNS,the dose produced by skyshine,which is caused by the penetrated radiation leaking from the top of the accelerator,is no more than 0.68 μSv/a.When CSNS is operating normally,the maximal annual effective dose due to the emission of gas from the tunnel is 2.40×10-3 mSv/a to the public adult,and 2.29×10-3 mSv/a to a child,both values are two orders of magnitude less than the limiting value for control and management.CSNS may give rise to an activation of the soil and groundwater in the nearest tunnels,where the main productions are 3H,7Be,22Na,54Mn,etc.But the specific activity is less than the exempt specific activity in the national standard GB13376-92.So it is safe to say that the environmental impact caused by the activation of soil and groundwater is insignificant.To sum up,for CSNS,as a powerful neutron source device,driven by a high-energy high-current proton accelerator,a lot of potential factors affecting the environment exist.However,as long as effective shieldings for protection are adopted and strict rules are drafted,the environmental impact can be kept under control within the limits of the national standard.     

400 MeV/u碳离子打靶的屏蔽参数计算

为了给医用重离子加速器提供一种专用的快速计算屏蔽厚度或对蒙特卡罗模拟结果进行验证的方法.采用FLUKA程序完成了400 MeV/u碳离子打不同靶的屏蔽参数计算.首先研究了打厚靶(铁、水)产生的次级辐射场的角度分布及主要成分;接着给出了不同角度范围下周围剂量当量在屏蔽体中的衰减曲线,通过拟合数据进一步得到不同角度范围下的...     

用于中国散裂中子源多功能反射谱仪的高气压多丝正比室探测器的研制

中国散裂中子源需要建设一台多功能反射谱仪中子探测器,满足在10年运行期间内,50%(@2A)以上的探测效率、好于2 mm的二维位置分辨、200 mm×200 mm的灵敏面积、3倍的n/γ分辨能力及良好的二维成像性能.基于此要求,探测器因此采用基于高气压~3He气体的多丝正比室,并以满足反射谱仪的探测效率、位置分辨、长期稳定工作和n/y分辨能力为目标进行探测器的设计.本文经过模拟和实验计算得出:以9 mm厚的铝合金入射窗、铝丝密封的高气压腔体和6 bar~3He+2.5 bar C_3H_8的工作气体的设计,可满足探测器对2 A中子10年运行期间内54%以上的探测效率要求;探测器对中子的位置分辨可达到1.4 mm左右;设计的气体净化系统,拥有2 L/min的气流速度可有效去除探测器内的负电性杂质气体,气体循环净化后可提高探测器约27%的气体增益,保证探测器长期稳定的运行;通过对~(252)Cf中子源的能谱测量和成像测量,得出探测器的n/γ分辨能力在5倍以上和均匀的成像结果.研制的探测器满足反射谱仪需求,并已在中国散裂中子源反射谱仪靶站就位联调.     

中国散裂中子源在大气中子单粒子效应研究中的应用评估

由于缺少可用的散裂中子源,多年来我国在大气中子单粒子效应方面主要依靠模拟仿真和单能中子试验的方式开展研究.随着中国散裂中子源(CSNS)通过国家验收,基于CSNS开展大气中子单粒子效应研究成为可能.本文利用CSNS反角白光中子源开展多款静态随机存取存储器器件的中子单粒子效应试验,并与早期开展的高原大气试验结果进行对比,对CSNS在大气中子单粒子效应研究中的应用进行评估.结果表明,相同器件在CSNS反角白光中子源测得的单粒子翻转截面小于大气试验的结果,且不同器件的翻转截面与特征尺寸没有明显的单调关系.分析得到前者由于CSNS反角白光中子谱偏软;后者由于特征尺寸降低导致的临界电荷变小和灵敏体积变小对截面的贡献是竞争关系.针对截面偏小的问题,根据能谱差异分析了中子能量阈值对器件翻转截面的影响,发现能量阈值取12MeV进行计算时,器件在CSNS反角白光中子源和高原大气中子环境中能够得到较一致的截面.研究结果表明CSNS反角白光中子源能够用于加速大气中子单粒子效应试验.考虑到CSNS的运行功率正在逐步提高,且多条规划中的白光中子束线与大气中子能谱更为接近,预期未来CSNS将能更好地应用于大气中子单粒子效应研究.     

卵石材料在中子场下的次级放射性分析

由中国科学院近代物理研究所负责设计和建设的加速器驱动嬗变研究装置（CiADS）将建于广东省惠州市。作为一个核装置,CiADS在运行过程中会对环境造成次级放射性影响,因此评估CiADS对环境造成的次级放射性影响水平不仅对公众健康有重要意义,对屏蔽设计也具有一定的指导作用。利用241Am-Be中子源对兰州重离子加速器研究装置（HIRFL）附近的卵石材料进行了辐照实验,测量和分析了辐照后卵石样品内产生的24Na,54Mn,56Mn和27Mg的比活度等相关信息。通过对实验数据与利用蒙特卡罗程序Geant4模拟得到的各放射性核素比活度的比较,验证了Geant4模拟分析中子场下环境介质次级放射性这一方法的可靠性。进而利用Geant4模拟研究了CiADS质子加速器HEBT隧道底部屏蔽层外的中子能谱以及隧道底部屏蔽层外卵石层因中子活化产生的主要放射性核素的饱和比活度。分析结果表明,在合理的屏蔽设计条件下,CiADS运行期间泄露到屏蔽层外的中子活化环境中卵石材料造成的环境影响几乎可以忽略。The China initiative Accelerator Driven System (CiADS) is the first integrated ADS facility designed to study the safety disposal of nuclear waste. As a nuclear facility, it will cause radiological impact on the environment. Therefore, the assessment of radiological impact on the environment around this facility will not only meaningful to the public health, but also offers significant guides to the shielding design of CiADS. Pebble samplings were collected around the campus of the Heavy Ion Research Facility in Lanzhou (HIRFL) and irradiated by a 241Am-Be neutron source. Based on the γ-spectrum measured by a HPGe detector before and after the neutron irradiation, the specific activities of induced radionuclides 24Na,54Mn,56Mn and 27Mg in these samples were analyzed and compared with the Monte-Carlo simulation values obtained with the Geant4 toolkit. The comparison between the experimental and simulated results indicates that Geant4 toolkit is feasible for radiation impact assessment of nuclear facilities, such as CiADS. Then the neutron spectrum outside the concrete shielding of HEBT tunnel of the CiADS have been simulated by the Geant4 toolkit, and the saturation activities of the induced nuclides in the first 10 cm pebble layer have been predicted. The results show that the saturation activities of induced radionuclides in pebbles outside the CiADS shielding are much lower than their exemption values and their radiation impacts to the environment could be ignored.     

JMCT软件的自动源偏倚抽样功能及其应用

介绍JMCT（J Monte Carlo Transport）软件的多群中子伴随输运功能以及基于伴随通量的自动源偏倚抽样功能.对某商用压水堆屏蔽模型的模拟计算表明,采用自动源偏倚后,JMCT的模拟结果与实验值符合较好,比MCNP程序采用几何重要性方法的计算效率大幅提高.     

Radiation Protection of CSR

The construction of CSR (cooling storage ring) which includes a main ring (CSRm) and an experimental ring (CSRe) will be finished at the end of 2005. Heavy ions of carbon to uranium will be accelerated up to 900MeV/u and 400MeV/u at intensity of 10⁸ pps. The HIRFL (heavy ion research facility in Lanzhou) will be used as the injector. For the shielding design of CSR, the secondary neutrons due to the ion beam loss, their spectra and angular distributions were estimated based on the experimental results. The dose equivalent outside the shielding surface and in the surrounding environment and the neutron skyshine dose equivalent were also estimated in this study. The experimental result, neutron yield, spectrum and angular distribution for 400MeV/u ¹²C+Cu reaction were used for estimating the source term of shielding design. It is found that the most important environmental radiation impact component of CSR is the skyshine neutrons.