面向个人剂量计校准的小尺度伽玛参考辐射模拟研究

针对伽玛射线个人剂量计基于标准伽玛参考辐射进行校准时检定效率低、校准工作复杂和需要远程送检的关键技术问题,建构了1 Ci 137Cs放射源小尺度参考辐射场物理模型,采用蒙特卡罗方法,研究了小尺度参考辐射场内的剂量分布、装置结构和待检剂量计变化导致散射射线对剂量场的影响,获得了待检剂量计形状、数量、类型和装置结构产生的散射伽玛射线对小尺度参考辐射量值定度的影响结果。研究结果表明,1 Ci 137Cs可以为小尺度参考辐射辐射场检验点提供1.5 mSv/h的伽玛遂行剂量率,辐照个人剂量计载台直径30 cm束斑上的剂量率相对标准偏差约为0.48%。当载台厚度为20 mm时,散射射线对小尺度参考辐射检验点处剂量率值的影响率为3.27%,高于剂量计尺寸（1.62%）和剂量计数量（0.56%）的影响。     

SSRF前端区锯齿墙束流孔洞中子屏蔽的蒙特卡罗估算

主要关于上海同步辐射装置(SSRF)储存环电子引发产生的韧致辐射和中子辐射的研究. 中子和光子经多种组合材 料(厚度在5cm～115cm之间)屏蔽后的剂量特征由蒙特卡罗代码MCNP和EGSnrc估算得到; 蒙特卡罗计算表明, 单一的材料如铅, 铁和聚乙烯对高能中子是无效的生物屏蔽材料, 而组合材料如铅或者铁加聚乙烯和铅或者铁加混凝土被认为是屏蔽高能中子很好的组合材料. 铅铁等高Z材料加点包含有氢的低Z材料如聚乙烯是同时屏蔽高能中子和韧致辐射的一种比较好的组合材料选择.     

激光聚变实验装置屏蔽性能模拟计算北大核心CSCD

主要采用了蒙特卡罗方法对激光聚变实验装置外表面的中子和光子能谱及剂量进行模拟与分析,引入了MCAM软件绘制激光聚变实验装置的三维模型图,并自动转化为MCNP的输入文件,进行了靶室屏蔽性能的蒙卡模拟,从辐射防护的角度为屏蔽系统的建立、人员的辐射防护以及靶室材料的选择提供理论依据。通过模拟结果得出,CLAM钢作为靶室材料时,其屏蔽中子产生的瞬发光子剂量,在非孔道处是铝合金的1/2左右,40cm厚的混凝土屏蔽层对中子和光子起到了很好的屏蔽作用,均降低了一个数量级,另外在孔道处的中子和光子剂量,加了混凝土的情况反而比裸靶室时高10%左右,建议对靶室孔道外部考虑额外的防护。     

放射源辐射场Monte Carlo模拟计算

选取Pu-238为放射源，采用简化的级联衰变链对其进行源项分析，得到放射源各衰变子体原子数及放射性活度的变化曲线，在此基础上，采用MCNP程序，对放射源进行了精确建模，对放射源辐射场及其有效屏蔽问题进行了模拟计算，得到放射源周围中子、能谱及辐射场分布，辐射场计算值与参考实验剂量吻合较好，屏蔽体的采用可有效降低放射源的辐射剂量，其中，剂量降低为裸源的0.1%左右，中子剂量降低为裸源的13%～17%。     

10 MeV同轴腔电子加速器辐射屏蔽设计

中国科学院近代物理研究所自主研制了一台同轴腔电子加速器,能产生10 MeV,10 mA的辐照电子束,建成后有望成为我国首台国产化的花瓣形电子辐照加速器。为保证该装置运行时的辐射安全,为今后同类型装置的辐射屏蔽设计提供参考,对该加速器开展了辐射屏蔽研究。首先结合装置的使用情况给出了一种地上为主机室地下为辐照室的半地下机房结构,然后采用蒙卡程序FLUKA计算了相关墙体的厚度。在蒙卡计算中,基于同轴腔加速器的束流损失特点,建立了适用于该类型装置的蒙卡源项输入模型,充分考虑了决定辐射场的主要束损点,同时设置相对简单。结果表明:在设定的屏蔽外剂量率目标下,以普通混凝土作为屏蔽材料,主机室的侧墙、顶板和辐照室顶板的厚度分别需要160～220,110～150,150 cm。     

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。     

γ辐射多层组合屏蔽设计的仿真研究——Monte Carlo方法模拟

运用蒙特卡罗(Monte Carlo)方法,模拟研究七种γ辐射非均匀屏蔽组合(碳-硫,硼-硅,硅-铅,硫-铝,锂-铝,铝-铅,锂-铁)的防护性能,通过编写MCNP程序来计算防护屏蔽的透射率,并对比各种组合方法的优劣,进而确定最佳方案。同时对非均匀防护屏蔽模拟与理论、实验三者进行比较分析,说明三者结论的一致性,也说明了所用M-C方法来模拟组合屏蔽(非均匀屏蔽)的可行性和设计多层组合屏蔽设计的实际意义。     

241Am-Be中子参考辐射的蒙特卡罗模拟研究

研究用于校准场所中子剂量监测仪表的241Am-Be中子参考辐射场计量特性。采用蒙特卡罗方法模拟了空气自由中子参考辐射(FRNR),GB/T 14055规定的最小尺寸中子参考辐射(SRNR)和实际中子参考辐射(ARNR)中不同检验点处中子周围剂量当量率、散射中子占比和能谱分布特征。研究结果表明,空气对FRNR中的剂量率和能谱分布影响小,近似为理想中子参考辐射;采用5%含硼聚乙烯作屏蔽的最小尺寸SRNR可减少热中子,降低散射中子占比,影锥法不适用于小尺寸中子参考辐射中对散射中子的修正;ARNR中的散射中子更少、占比更低,影锥法所得散射中子占比与理论值基本一致。     

基于VENUS-III国际基准模型的JMCT程序验证

基于自主研制的三维中子-光子耦合输运蒙特卡罗通用程序JMCT（J Monte Carlo Transport Code）,采用连续点截面,对国际基准屏蔽VENUS-III模型开展精细建模和中子输运临界及屏蔽计算.临界计算得到系统k_eff、重要区域的通量及能谱.结果表明,JMCT和MCNP程序的重要区域体通量计数吻合较好,偏差均在1%以内.深穿透屏蔽计算采用外源模式,点探测器计数,JMCT计算值与实验测量值偏差在15%以内,满足屏蔽设计对误差的要求.初步验证了JMCT程序临界及屏蔽计算的可用性.     

蒙特卡罗输运模拟软件JMCT的深穿透屏蔽计算

核设施辐射屏蔽计算,由于其大规模计算及深穿透等特性,一直是蒙特卡罗方法工程应用的难点之一。采用我国自主研发的三维中子-光子蒙特卡罗粒子输运模拟软件JMCT,结合可视化建模工具JLAMT,对OECD国际基准例题Winfrith Iron/Water Benchmark Experiment(ASPIS)两例实验装置进行建模与计算分析, 并将计算结果与实验值及MCNP计算值进行对比。结果表明,JMCT计算值与MCNP计算值符合较好,其中Winfrith Iron Benchmark Experiment(ASPIS)最大偏差不超过7%,平均偏差1.3%;Winfrith Water Benchmark Experiment(ASPIS)最大偏差小于20%,平均偏差小于10%,证明了JMCT在屏蔽计算以及深穿透问题的可靠性与工程应用性。     

CFETR氦冷包层放射性废物包装容器的屏蔽设计

对中国聚变工程实验堆(CFETR)氦冷陶瓷产氚包层放射性废物包装容器进行了屏蔽设计。分析了CFETR氦冷陶瓷包层放射源项特点,阐述了容器屏蔽厚度的计算模型,使用蒙特卡罗程序MCNP5计算容器表面剂量率。结果表明包装容器表面剂量率与容器厚度之间呈现指数衰减关系。再根据中国现行标准,给出普通碳钢材料和普通碳钢-铅夹层材料两种方案。     

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.     

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.     

反应堆235U裂变源辐射防护材料的优化设计

以热中子反应堆²³⁵U裂变源为辐射源,利用MCNP程序对其能谱进行模拟并研究其辐射防护,结果表明对²³⁵U裂变源所发射的能量高于3MeV的瞬发中子,重金属具有良好的屏蔽效果,而对于能量低于1MeV的中子,轻氢材料的防护效果更好;W/LiH,W/B₄C,TiH₂/W三种复合材料当质量比满足：W：LiH=19：1,W：B₄C=9：1,W：TiH₂=3：1时材料的屏蔽效果最佳;通过遗传算法结合MCNP模拟,得到W/TiH₂/B₄C,TiH₂/Cu/Gd,TiH₂/B₄C/Gd三种复合材料的最优组分配比,源每次裂变产生的粒子穿过这三种材料后在等效组织中造成的剂量当量率（10^-11Sv·h^-1）与材料厚度呈指数下降关系,三种材料分别可近似为1.071exp（-0.187 8x）,1.077exp（-0.166 2x）和1.608exp（-0.171 9x）,x为材料厚度（cm）.     

Radiation emission from the ＂Rhodotron-TT200＂ cavity

In this paper, the X-rays emitted from the Rhodotron-TT200 cavity have been studied in depth. We found that the Bremsstrahlung interaction is the only contribution of X-ray generation important to safety. The X-ray dose rate in the Rhodotron vault is calculated for normal conditions based on MCNP4C results. The presented calculation shows good agreement with the experimental measurements, which consequently confirms the reliability of the calculation for use in shielding design and other safety aspects.     

95 MeV射频电子直线加速器辐射防护分析

应相关建设安评、环评、稳评以及职业健康评估的要求,电子加速器设计过程中即应对其辐射情况进行分析。针对电子能量为40～95 MeV可调的光阴极微波电子枪直线加速器,对其辐射源项进行分析,并讨论了可能的辐射防护措施的效果。采用蒙特卡罗软件FLUKA对电子束流和加速器进行建模,通过模拟计算发现,加速器产生的等效剂量分布主要位于废束桶中,废束桶以外辐射剂量迅速下降,在电子加速器实验大厅四周设置混凝土墙体的情况下辐射等效剂量率将随墙体厚度迅速下降。若混凝土墙体厚度设置为1 m,则墙体外工作人员所在区域辐射等效剂量率不高于1 μSv/h量级,能够有效屏蔽加速器产生的电离辐射,给工作人员提供有效防护。研究方法及结果对同能区同类型加速器建设中的辐射分析及辐射防护评估具有一定的参考价值。     

高温堆乏燃料贮罐中子屏蔽性能计算

球床模块式高温气冷堆采用包覆颗粒球形燃料元件,在反应堆运行过程中,不断排出的乏燃料球将被装入乏燃料贮罐。乏燃料贮罐应选取适当的材料和厚度,对光子和中子进行有效屏蔽,使罐外的剂量率满足相应的限值要求。为此,使用张弛长度法和蒙特卡罗模拟法研究乏燃料贮罐的中子屏蔽性能。屏蔽材料为铁和含硼聚乙烯,计算了铁和不同B4C含量聚乙烯的屏蔽性能,并给出了乏燃料贮罐装满乏燃料球后,乏燃料球自吸收对贮罐外剂量率的影响。两种方法计算结果吻合很好,可以为实际工程中的屏蔽设计提供参考意见。     

Numerical simulation and experimental study of PbWO_4/EPDM and Bi_2WO_6/EPDM for the shielding of γ-rays

The MCNP5 code was employed to simulate the 7-ray shielding capacity of tungstate composites.The experimental results were applied to verify the applicability of the Monte Carlo program.PbWO_4 and Bi_2WO_6were prepared and added into ethylene propylene diene monomer(EPDM) to obtain the composites,which were tested in the 7-ray shielding.Both the theoretical simulation and experiments were carefully chosen and well designed.The results of the two methods were found to be highly consistent.In addition,the conditions during the numerical simulation were optimized and double-layer 7-ray shielding systems were studied.It was found that the 7-ray shielding performance can be influenced not only by the material thickness ratio but also by the arrangement of the composites.     

中国散裂中子源多功能反射谱仪屏蔽设计

本文介绍了利用蒙特卡罗粒子输运程序MCNPX2.5.0进行中国散裂中子源多功能反射谱仪屏蔽设计的屏蔽需求、辐射源项、计算方法和设计结果等内容.在计算中考虑慢化器泄漏源项、中子导管损失源项等不同辐射源项,使用分步计算和源项角度偏移、源项能量偏移、几何分裂等多种减方差方法,在保证计算结果精度的同时提高计算速度.在谱仪束线传输段、第二中子开关、散射室等的屏蔽计算中,通过比较了不同条件下的所需屏蔽确定最终屏蔽设计,确保谱仪屏蔽外人员可到达区域的剂量低于安全限值2.5μSv/h.