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.     

Gamma全吸收型BaF2探测装置中子屏蔽体与吸收体的研究

中国原子能科学研究院已经建造完成了我国第一套全吸收型BaF₂探测装置，采用瞬发γ测量法，精确测量中子俘获反应截面。中子源是利用HI-13串列加速器产生的脉冲化质子束，通过7Li(p, n)7Be反应建立。为了有效降低周围环境材料和探测器产生的散射中子本底，约束中子束流的形状，使用MCNP程序模拟设计了屏蔽体，采用含硼聚乙烯(B₄C质量分数为5%)包裹5 cm铅的方案，以及准直器采用平行孔的方案。该设计使样品处的中子束斑平整均匀，直径约为2 cm，束斑外的中子注量降低5个数量级，γ注量降低3个数量级。同时设计了中子吸收体(外半径为10 cm，厚度为7 cm)用于吸收待测样品产生的散射中子。MCNP和GEANT4程序的模拟结果表明:选择含硼聚乙烯(10B₄C质量分数为10%)作为中子吸收体的加工材料，其中子吸收率达到了80%，并设置1 MeV的能量加和阈，能够满足在线测量中子俘获反应截面的实验要求。     

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.     

HL-2A中子相机屏蔽系统模拟

利用蒙特卡罗模拟程序,建立了HL-2A中子相机蒙特卡罗粒子输运(MCNP)物理模型,对D-D聚变中子和γ射线的屏蔽进行了模拟计算。对石蜡碳酸锂混合物、聚乙烯、铅和316L不锈钢4种常用中子慢化吸,收剂组成的屏蔽层材料的屏蔽效果进行了对比。计算结果表明,石蜡碳酸锂混合物和铅组合是中子相机的最佳屏蔽层材料,其中石蜡碳酸锂混合物用于慢化吸收中子,铅用于屏蔽中子和γ射线。此外,利用MCNP模拟计算得到了屏蔽中子和γ射线所需的屏蔽厚度,以及准直管的中子散射率。     

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。     

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。     

(n,γ)反应实验研究中的中子屏蔽设计

用射线全吸收型装置(Gamma-ray Total Absorption Facility,GTAF),可以对中子俘获反应截面进行高精度测量。为了降低实验本底,实验中需要对源中子进行准直和屏蔽,还要对被样品散射的中子进行吸收以减少它们进入探测器后所形成的干扰。采用MCNP对中子的准直器、屏蔽体和中子吸收体进行了模拟设计,中子准直屏蔽体材料选用含硼聚乙烯(BC4 的质量分数为3%) 和铅。准直孔直径为13 mm,长度为500mm,经准直后样品处中子束斑坪顶直径为21 mm。中子吸收体材料选用聚乙烯和碳化硼,吸收体球壳内腔半径30 mm,聚乙烯壳层厚度60 mm,碳化硼壳层厚度10 mm,被样品散射的中子经吸收体后衰减93.7%。Neutron capture cross section can be measured by Gamma-ray Total Absorption Facility (GTAF) with high precision. To reduce the background of experiments, the neutron source must be collimated and shielded, and the neutrons scattered from the sample must be absorbed to minimise interference after they go into the detector. The shield, collimator and absorber were simulated and designed with MCNP code. Boron-ontainingpolyethylene with 3% BC4 and lead are used as the materials for the neutron collimator and shield. The diameter of the collimating aperture is 13 mm, and the length of the collimator is 500 mm. After being collimated, the diameter of neutron beam plateau at the sample position is 21 mm. The neutron absorber is made of polyethylene and BC4, and the thickness of polyethylene shell and BC4 shell are 60 and 10 mm, respectively. The simulated result shows that neutrons scattered from the sample can decay 93.7% through the neutron absorber.     

2.45 MeV小型D-D中子管准直屏蔽结构设计

为获取小角度出射的单能中子源,采用蒙特卡罗软件对小型D-D中子管产生的能量为2.45 MeV的4立体角中子源进行了准直屏蔽结构设计。准直屏蔽结构分为准直器和捕获穴,准直器采用铁+含硼聚乙烯+铅的三层过滤结构,用于屏蔽照射野外杂散中子,捕获穴主要功能是增加反方向中子的弹性散射次数,从而降低出射束低能散射中子的比例。通过MCNP模拟得到了准直器各层材料的最佳厚度和出射孔尺寸以及捕获穴最佳结构。经验证,中子照射野处2.45 MeV的中子通量比照射野外大三个量级,中子照射野处低能中子通量比2.45 MeV的中子通量低一个量级,墙壁外总剂量率（中子+）在2.5 Gy/h以下。该研究对于小角度单能中子源的快速获取具有一定的实用价值,获取的中子源可用于中子剂量仪器有效性检验、中子监测仪性能测试等方面的研究。     

PGNAA系统中D-T中子管的慢化装置优化设计

为了提高PGNAA系统中D-T中子管的中子慢化效率,获得更高的热中子产额,借助蒙特卡罗模拟,确定了以铅为中子反射层、5个聚乙烯层和铅层相互交替作为中子慢化层、碳化硼含量为3%的含硼聚乙烯作为中子吸收层以及铅作为γ屏蔽层的中子慢化装置模型。针对中子产额为3×107 n/s 的D-T中子管,该慢化装置输出面低于5 eV中子通量可达5.28×106 n/s,占总中子通量的30.8%,有效提高了中子慢化效率。经过验证模拟结果能够满足实验要求。To improve the moderating efficiency of D-T Neutron Generator in PGNAA system, and get higher thermal neutron yield, the Monte Carlo code MCNP was used to optimize the moderation setup. The lead was selected as neutron reflector and gamma absorber, 5 polyethylene layers and 4 lead layers constituted the neutron moderator and 3% boron-doping polyethylene was selected as neutron absorber. For the yield of 3107 n/s D-T Neutron Generator, this moderation setup can provide a yield of lower than 5 eV of 5.28106 n/s, accounting for 30.8% of total neutron yield, dramatically improves the moderating efficiency. It is proved that the simulation results can satisfy the requirement of PGNAA system by preliminary experimental verification.     

聚乙烯和铝组合壳体的反照中子测量

在聚乙烯和铝组合壳体上测量反照中子，检验数值模拟计算方法和程序。建立了3种组合装置，即等厚聚乙烯壳和铝壳组合，不等厚聚乙烯壳和铝壳组合，铝壳。D-T聚变中子由K-400中子发生器产生。中子屏蔽体由铁和含氢慢化吸收体组成。采用铀核裂变法测量反照中子。中子探测器为小型平板贫化铀和浓缩铀裂变室。探测器放在屏蔽体后面的铁球壳水平赤道方向上的不同测点上测量。贫化铀中的^235U同位素采用迭代方法扣除。实验大厅的散射中子本底采用实验屏蔽法和数值模拟计算结合的方法扣除。     

μm量级钨掺杂PMP泡沫制备

以聚-4-甲基-1-戊烯（PMP）为泡沫骨架,m量级钨为掺杂材料,超高分子量聚乙烯（UHWPE）为溶液粘度控制剂,通过热诱导倒相技术实现了低密度钨掺杂聚合物泡沫的制备。实验结果表明:当UHWPE质量分数为25%时,能够实现粒径10 m的钨在泡沫体内的均匀掺杂;泡沫密度为20 mg/cm3时,钨掺杂质量分数最高可达60%。     

正电子发射成像回旋加速器屏蔽材料防护性能

计算了11 MeV 正电子发射成像回旋加速器18O(p, n)18F反应的双微分截面数据,并采用蒙特卡罗模拟计算方法,分析了单一材料及复合结构对特定辐射源的防护性能。采用单一材料,质量分数为73.8%的重混凝土的防护效果最佳,经过90 cm厚屏蔽层的衰减,距离辐射源正前方1 m处的总剂量降低约5个量级;复合结构采用多层结构,材料选用铁及硼酸溶液,同样厚度即可达到与重混凝土相同的防护效果,密度可降低至少20%。     

铝基碳化硼材料中子屏蔽性能的蒙特卡罗模拟

采用蒙特卡罗方法, 运用MCNP4C程序研究了碳化硼含量20%–40%、中子能量200 eV–15 keV、材料厚度0.3–2 cm对B₄C/Al复合材料中子屏蔽性能的影响. 结果表明: 碳化硼含量与中子透射系数呈一次线性下降关系; 同含量的碳化硼, B₄C/Al材料的中子屏蔽效果要大大优于聚乙烯碳化硼材料; 在等厚度条件下, 模拟试样B20等的中子屏蔽效果要优于水、铜、混凝土等常规屏蔽材料; 材料厚度与中子透射系数呈指数下降关系, 且单位厚度的增加对中子透射系数改变很大; 含硼量对热中子透射系数影响很大; 在热中子能区, 中子每单位能量的变化对中子透射系数改变较大; 在慢中子能区, 中子每单位能量的变化对中子透射系数改变很小. 关键词： 中子透射系数 蒙特卡罗 铝基复合材料 碳化硼     

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。     

无损检测用15MeV电子直线加速器主束内光中子剂量的测量与MC模拟计算

通过实验和模拟计算研究了无损检测用15MeV电子直线加速器X射线主束内的中子剂量. 加速器采用了铜复合靶和钨加含硼聚乙烯的屏蔽结构, 能够有效地减少光中子的产生, 中子产额在1/1000n/γ以下. 但由于主束内光子剂量很大, 中子的绝对强度也不容忽视. 针对加速器周围强X射线脉冲辐射场的特点, 采用了被 动型的中子剂量测量方法, 加速器正常工作情况下, 使用CR-39片和双电离室测量了等中心处中子对X射线的剂量当量比率, 分别为0.19mSv/Gy X-ray和0.060mSv/Gy X-ray. 利用MCNP5模拟计算了实验相应点的中子对X射线的剂量当量比率, 为0.092mSv/Gy X-ray, 与实验测量结果在数量级上一致. 加速器主射束上D_n/D_γ<1/1000,小于辐射防护标准对中子泄漏剂量的规定值, 从而验证了屏蔽结构的安全性.     

2GW功率下CFETR中子屏蔽的初步中子学研究

在中国聚变工程实验堆(CFETR)真空室最新设计尺寸下,利用蒙特卡洛中子输运程序(MCNP)建立一维中子学模型,在2GW 的聚变功率下进行了计算。分析了中子反射材料ZrH₂ 对中子的屏蔽效果,发现200mm 的反射层可以屏蔽94.3%的中子通量和94.9%的中子核热。研究CFETR 在运行10 个满功率年(FPY)和20FPY 后,对应不同中子壁载荷的最小屏蔽包层厚度。结果显示,装置运行10FPY 后中子壁载荷在1.0MW·m⁻²、1.5MW·m⁻²、 2.5MW·m⁻² 时所对应的最小屏蔽包层厚度分别为44cm、53cm、65cm;而在装置运行20FPY 后,则需要在径向方向更厚的屏蔽包层才能满足中子屏蔽要求。屏蔽包层的尺寸优化将为目前阶段的CFETR 先进包层设计提供参考。     

核医疗船反应堆屏蔽初步设计及优化

核医疗船的概念是在现有微堆(MNSR)技术的基础上提出的,它基于IAEA的癌症关怀项目,开发配备硼中子俘获治疗技术(BNCT)的远洋核医疗船,该项目开辟核科技应用的新领域。核医疗船的反应堆设计参考了已建成的医院中子照射器-1型(IHNI-1)反应堆,该堆采用重混凝土作为主要屏蔽材料,水池为方形,其体积和质量都很大,不能满足船用要求。为了使反应堆能够满足船用要求,使用蒙特卡罗方法对医院中子照射器的反应堆屏蔽系统进行重新设计和优化,通过对多个方案的综合对比,最终确定采用不锈钢、含硼聚乙烯为屏蔽材料,并将水池设计成结构紧凑的圆柱形结构,该屏蔽方案在保证安全的基础上,使屏蔽系统的质量和体积大大降低,满足了船用要求。     

ST401塑料闪烁体的脉冲中子相对光产额评估方法

介绍了脉冲中子在ST401塑料闪烁体上的相对光产额评估方法.采用Geant4蒙特卡罗软件模拟X射线和中子在闪烁体中的输运行为,记录产生的全部带电粒子类型和能量,由公式计算得到相对光产额.给出了不同能量的单个中子和单个X射线入射到1 mm,3 mm,5 mm,1 cm,2 cm,3 cm,5 cm厚ST401的平均相对光产额.在0.3 MeV脉冲X射线源和14 MeV脉冲中子源上开展验证实验,采用相同的图像测量系统记录相对光产额,给出了单个中子与X射线的平均相对光产额比值.模拟结果与实验结果相对误差小于10%.结果可以为宽能谱脉冲中子束图像测量系统的量程安排提供依据.     

中子管非中子产物性质

采用两只经过标定的ST401闪烁探测器,测量了脉冲中子管的中子产额,在其中一只探测器前端增加铅板屏蔽,1 cm的铅屏蔽使探测器输出减少了18.20%,在加速器中子源上进行的类似实验表明,0.5 cm的铅使探测器的输出减少了2.90%。对两个中子源上测量的情况进行了蒙特卡罗模拟,加速器实验与模拟符合较好,脉冲中子管实验差别较大。对实验和模拟的情况进行了分析,结果表明:中子管除产生中子外,还会产生数量较多的轫致辐射X射线,这些X射线对准确测量中子管中子产额将造成不良影响。     

用于BNCT-SPECT的帕维亚TRIGA MARK II反应堆热柱优化设计

针对坐落于意大利帕维亚大学的TRIGA Mark II反应堆热柱结构进行优化设计,从而满足面向硼中子俘获治疗(BNCT)的单光子发射计算机断层成像(SPECT)研究要求。为提高计算效率并减小统计误差,对比分析使用SSW/SSR方法与直接使用反应堆为源项时热柱内照射位置处中子能谱,其结果基本一致,从而验证了SSW/SSR方法的可靠性。为在该反应堆开展BNCT中SPECT实验,热柱中子束需准直为笔形束。对比分析四种热柱优化方案下束流口处及探测器处热中子和光子通量:40 cm长石墨(射束口5 cm3 cm);0.5 cm厚硼包裹40 cm长石墨(射束口5 cm3 cm);30 cm长天然锂聚乙烯(射束口直径4 cm);30 cm长天然锂聚乙烯(20 cm长射束口直径5 cm,5 cm长射束口直径4 cm,5 cm长射束口直径2 cm)。结果显示,射束口处热中子通量分别为1.05108,2.52107,6.08107和5.10 107 #/(cm2s)。综合考虑中子准直效果及光子污染,方案三具有最优性能。为后续进行BNCT-SPECT理论和实验研究提供了基础,从而有效促进BNCT剂量准确评估方法的研究进程。