乏燃料贮运用铝基碳化硼复合材料的屏蔽性能计算

采用蒙特卡罗方法, 利用MCNP程序计算了在中子能量为0.5–20 MeV, ²³⁵U核热中子裂变源条件下, 厚度为3–9 cm、碳化硼含量5%–15%的铝基碳化硼复合材料在空气、水、200–1400 ppm (1 ppm=10^-6) 硼酸溶液介质中的中子透射系数. 结果表明: B₄C/Al复合材料的透射系数随碳化硼含量和材料厚度的增加而减少, 随中子能量的升高而增大, 而硼酸浓度的改变对中子透射系数影响不大. B₄C/Al复合材料在水中比硼酸中更能发挥其屏蔽效果, 在空气中屏蔽特性显现出“反转”现象, 中子能量高于5 MeV时透射系数几乎没有变化. 在裂变源条件下的B₄C/Al复合材料中子透射系数均比稳定源20 MeV 低. 介质的中子屏蔽效果是硼酸溶液>水> 空气, 水介质的中子透射系数与介质厚度呈指数下降关系, 裂变源和稳定源条件下分别近似为e^-0.71x和e^-0.669x, x为厚度(cm). 关键词： 蒙特卡罗 乏燃料设备 中子吸收材料 4C/Al')" href="#">B₄C/Al     

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）.     

氧化镁中子过滤器研究

核电厂反应堆乏燃料水池格架材料在生产和使用过程中需要对其中子吸收性能进行监测和检测,针对这两方面需求,研制了乏燃料水池格架B₄C_Al材料的中子吸收性能检测设备。为了降低检测过程中超热中子本底的影响,考虑采用氧化镁超热中子过滤器滤除超热中子。对10 和5 cm氧化镁单晶的中子透射率与宏观总截面进行了理论计算,对慢化体表面中子成分进行蒙特卡罗模拟计算并开展实验测量。实验结果表明,10 cm氧化镁对采用8 cm聚乙烯慢化后的252Cf中子源的中子透射率为60.16%,相对镉比值比未加10 cm氧化镁时提高了93.85%,证明常温下采用氧化镁单晶做B₄C_Al检测装置的超热中子过滤器是可行的。     

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。     

基于2.5 MeV质子加速器BNCT装置的中子慢化材料性能模拟研究

基于加速器中子源的硼中子俘获治疗(Boron Neutron Capture Therapy, BNCT)是新一代的放射治疗方法,束流整形体(Beam Shaping Assembly, BSA)作为硼中子俘获治疗装置的重要组成部分,其作用是将中子源中的快中子束流慢化至超热中子能区(0.5 eV~10 keV),并尽可能减少快中子、热中子以及$\gamma $射线的成分,使其满足BNCT用于治疗的中子束要求。本工作基于蒙特卡罗软件包Geant4(Geometry and Tracking),以2.5 MeV,10 mA质子流强的7Li(p, n)7Be中子源为对象,研究分析了AlF₃ 、Fluental、Al₂O₃、Al作为慢化体材料时,不同的厚度对束流出口处的超热中子注量率、超热中子注量与热中子注量比值、快中子成分、$ \gamma $成分所产生的影响。计算表明,当选用厚度为25 cm的AlF₃作为慢化体材料时,经过整形慢化后的超热中子束的束流参数,均满足国际原子能机构(International Atomic Energy Agency, IAEA)的中子束流参数推荐值。     

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。     

B4C_Al材料中子吸收性能检测设备研制

当前基于燃耗信任制的乏燃料密集贮存方式,对乏燃料水池格架中子吸收材料的可靠性和有效性,都提出了更高的要求。在格架材料生产和使用过程中需要对其中子吸收性能(硼含量)进行无损检测和监测,针对这两个方面的需求,我们研制了核电厂乏燃料水池格架B₄C_Al中子吸收材料检测设备。该检测设备主要由中子源(3枚252Cf放射源)、中子探测器(10个锂玻璃组成的探测阵列)、中子屏蔽准直和慢化系统等组成,通过测量中子透射率来推算待测样板上各个测量点的10B面密度,从而达到对于乏燃料水池贮存格架材料B₄C_Al合金硼含量的无损检测。使用该套设备进行了两种B₄C_Al合金20 cm×30 cm悬挂样片的检测,结果可靠。该B₄C_Al材料中子吸收性能检测设备为国内首创,推动了我国含硼中子吸收材料的无损检测研究,能为核电厂乏燃料水池的临界安全监测提供有力保障。     

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。     

B$lt;sub$gt;$lt;i$gt;n$lt;/i$gt;$lt;/sub$gt;Y($lt;i$gt;n$lt;/i$gt;=1–11)团簇的结构和电子性质

利用密度泛函理论TPSSh方法对B采用6-311+G(d), 对Y采用Lanl2dz相对论有效势基组, 研究了B_nY (n=1–11)团簇的平均结合能、二阶能量差分、最高分子占据轨道和最低空轨道之间的能级间隙、极化率和第一静态超极化率等物理化学性质. 结果表明, 随着尺寸的增大, B_nY (n=1–11)团簇的最低能量结构从平面逐步演变为立体结构. 随硼原子数n的增加, 团簇的平均结合能表明了较好的热力学稳定性, 有利于Y掺杂B团簇形成较大的块体材料.二阶能量差分表明基态B₃Y, B₅Y和B₇Y团簇较相邻团簇稳定. 能隙表明了基态B₃Y, B₅Y, B₇Y和B₉Y的化学稳定性较高. 综合说明B_nY (n=1–11)硼团簇中, 基态B₃Y, B₅Y和B₇Y具有较好的稳定性. 极化率表明基态B_nY团簇的电子结构随B原子的增加趋于紧凑, 第一静态超极化率表明基态B₅Y, B₄Y, B₃Y和B₆Y平面结构的团簇具有明显的非线性光学性质, 为寻找性能优异的非线性光学材料提供了一定的参考. 关键词： 密度泛函TPSSh方法 nY (n=1–')" href="#">B_nY (n=1– 11)团簇 几何结构 电子性质     

新型热中子敏感微通道板探测效率的蒙特-卡罗模拟研究

基于microchannel plates (MCP)的中子探测技术近年来发展迅速, 因其具有较高的空间分辨率和中子探测效率以及优异的时间分辨能力, 可用于高分辨率中子照相和能量选择中子成像. 本文利用蒙特-卡罗(MC)程序, 对栅格为15 μm的热中子敏感MCP板进行MC模拟计算, 获得了不同几何结构和材料组成情况下, 掺杂型和镀膜型热中子敏感MCP板的探测效率. 计算结果表明, 增加中子敏感材料的比例可以获得更高的中子阻挡效率, 但同时也加大了次级粒子发射进入MCP板通道的难度, 掺杂型MCP 板的通道直径和镀膜型MCP板的镀膜厚度均存在最优值. MCP板厚度为0.4 mm时, 对¹⁰B₂O₃材料, 掺杂型MCP板的热中子探测效率可以超过40%, 镀膜型MCP板的热中子探测效率可以接近60%.     

镀膜型nMCP探测效率和位置分辨优化的蒙特卡罗模拟研究

中子敏感微通道板(Neutron sensitive microchannel plate,nMCP)因其具有高探测效率和位置分辨,配合先进的读出电子学可作为能量分辨中子成像探测器的优先选择.相比于基体掺杂型的nMCP,基于原子层沉积技术(Atomic Layer Deposition,ALD)的nMCP具有原材料消耗...     

磁控溅射法制备极紫外6.8~11.0 nm波段Mo/B4C横向梯度多层膜

用直流磁控溅射法结合掩模板控制膜厚的方法在Si衬底上制备了工作于6.8~11.0 nm波段的[Mo/B₄C]₆₀横向梯度多层膜。利用X射线掠入射反射测试以及同步辐射反射率测试对梯度多层膜的结构及性能进行了测试。X射线掠入射反射测试结果表明,多层膜周期厚度沿着长轴方向从4.39 nm逐渐增加到7.82 nm,周期厚度平均梯度为0.054 nm/mm。对横向梯度多层膜沿长轴方向每隔5 mm进行了一次同步辐射反射率测试,结果显示,横向梯度多层膜在45°入射角下的反射率约为10%,反射峰的半高全宽介于0.13 nm到0.31 nm之间。     

HL-2A�����������ϵͳģ��

The physical model of the neutron camera Monte-Carlo partical transport (MCNP) for HL-2A was established by using Monte-Carlo simulation code. The shielding of D-D fusion neutrons and gamma rays was simulated. The shielding effects were compared for four common shielding materials, including mixture of paraffin lithium carbonate, polyethylene, lead, 316L stainless steel. Calculation results show that mixture of paraffin lithium carbonate and lead are the best shielding materials for neutron camera, among them the mixture of paraffin lithium carbonate is used for slowing-down and absorpting neutrons, while lead is used for blocking neutrons and gamma rays. In addition, both the required thickness of shielding material for neutron and gamma ray and the neutron scattering rate of collimator tube have been obtained by using MCNP simulation.