球形环嬗变堆包层冷却管道热工设计与热结构力学分析

利用球形环托卡马克作为聚变中子源、处置裂变堆长寿命放射性核废料的嬗变堆作为聚变能早期应用的重要途径。因核废物的日益积累和已具备现实的技术基础而受到广泛的重视。也是目前国际聚变界研究的前沿课题。     

Quasielastic Scattering of the Halo Nucleus ^6He at 25 MeV／u from a ^9Be Target

The differential cross sections of quasielastic scattering of a 25 MeV/u ^6He from ^9Be target have been measured.The double-folding model approach is applied to generate the real part of the optical potential. The imaginary potential parameters as well as some of the real potential parameters are studied in comparison with the experimental data. The effect of the unstable nucleus is discussed.     

一项富有社会意义的模拟实验探究活动--人口增长游戏

摘要：用掷骰子的游戏能够模拟人口增长和其他统计过程，如资源消耗、放射性衰变和统计平衡的过程．中学和大学水平的理科或文科生都能用此游戏来模拟人口的增长，考虑平均寿命、计划生育、出生率和人口增长势头这些因素的影响，实现人口如何保持长期的可持续的发展．     

BNCT蒙特卡洛剂量计算的混合网格算法研究

在硼中子俘获治疗(BNCT)的蒙特卡洛(MC)剂量计算中,通常使用单一的网格模式,如16mm,8mm,4mm.使用细网格计算资源太大,使用粗网格,计算精度不够,为此,根据粒子穿透深度和计数量的变化梯度,采用混合网格模拟计算,达到了细网格的精度,时间仅为细网格的37%.     

D-T中子源旋转靶活化计算与分析

为实现14 MeV D-T中子源旋转靶活化特性计算与分析,首次采用一种新的技术途径,将自主研发的活化程序BURNDOT与蒙特卡罗自动建模系统MCAM、蒙特卡罗粒子输运程序MCNP相结合,通过中子输运、材料活化、光子输运模拟计算的耦合,考察了材质、栅元、主要活化核素对靶室活化特性的影响。结果表明,约以辐照后68 h为界,材料铜、316不锈钢先后作为旋转靶室活度的主要贡献者,前者其产生的缓发γ剂量因⁶²Cu, ⁶⁴Cu核素的存在而达到活化剂量最大值,后者因有长半衰期核素⁵⁵Fe, ⁵⁷Co, ⁵⁴Mn等的存在,但其产生的剂量率值低于安全限值10 μSv/h。采用新方法的计算结果与采用欧洲活化程序FISPACT-2007的计算结果符合较好。     

基于液氮低温冷刀系统的冻结组织温度场分布研究

设计了基于液氮的低温冷冻治疗系统,并进行动物组织实验研究,得到组织关键测温点的温度变化;并对冷冻过程进行数值模拟,将实验结果与模拟冷冻结果进行对比,根据二者的差异对数值模拟中采用的组织热物性参数进行修正,使模拟结果更接近于实际冷冻过程.     

NaI闪烁探测器测量感生放射性及其蒙特卡罗模拟

描述了如何使用蒙特卡罗方法评估产生在加速器屏蔽混凝土中的感生放射性. 使用EGS4程序模拟了NaI闪烁探测器测量屏蔽混凝土块表面剂量率时, 对于半径和厚度的响应. 结果发现,在屏蔽混凝土块半径和厚度分别达到40cm和30cm时, 表面剂量率达到饱和. 研究了东京大学SF回旋加速器北墙位置8和位置9的表面剂量率, 并和使用NaI闪烁探测器的测量结果进行了对比, 发现模拟和实验结果符合很好. 并且, 获得了表面剂量和表面感生放射性之间的转换系数, 对于⁶⁰Co转换系数为0.90(Bq·g^－1)·(μSv·h^－1)^－1, 对于¹⁵²Eu转换系数为1.26(Bq·g^－1)·(μSv·h^－1)^－1. 这样, 就可以通过NaI闪烁探测器表面剂量的测量结果简单评估加速器设备屏蔽混凝土中的感生放射性.     

Systematic studies on α-decay half-lives for super heavy nuclei

Radioactive decay of super heavy nuclei via the emission of α-particles has been studied theoretically in the preformed cluster model （PCM）. The nucleus-nucleus （NN） potential is obtained by double folding the density distributions of the α-particle and the daughter nucleus with a realistic effective interaction. The M3Y effective interaction, supplemented by a zero-range pseudo-potential for exchange term, is used to calculate the NN potential. The α decay half-lives for 317 nuclei at Z=102 120 are performed in the PCM framework with the theoretical Q values extracted from the MSller-Nix-Kratz and Liran-Marinov-Zeldes mass tables and are compared with the experimental data. The calculated results are also compared with those obtained by using Q values from the Muntian-Hofmann-Patyk-Sobiczewski and Myers-Swiatecki mass estimates.     

基于3.5 MeV射频四极质子加速器硼中子俘获治疗装置的束流整形体设计

在硼中子俘获治疗(BNCT)装置中,束流整形体(BSA)的作用是将中子源产生的快中子束流慢化至超热中子能区(0.5 eVE10 keV),并尽可能减弱快中子、热中子和γ射线的成分,同时保证中子的方向性,其设计与优化是BNCT装置设计工作的核心内容之一.本文采用3.5 MeV,10 mA的质子束轰击锂靶,由核反应~7Li(p,n)~7Be产生的中子为源项,针对BSA的慢化体材料和结构、γ屏蔽层和热中子吸收层的厚度等参数进行蒙特卡罗模拟设计与优化.研究发现,采用Fluental和LiF两种慢化材料间隔2 cm层状堆叠的三明治BSA构型,在保证快中子剂量成分(D_f/φ_(epi)),γ剂量成分(D_γ/φ_(epi))和热中子比例φ_(th)/φ_(epi)满足IAEA-TECDOC-1223报告推荐要求的同时,在BSA出口处超热中子注量率优于单独使用Fluental和单独使用LiF的BSA设计.BSA出口处修正的Synder人头几何模型中的剂量分布计算结果显示:上述三明治构型的深度剂量分布与单独使用Fluental材料构型的结果基本相当,优于单独使用LiF构型,表明Fluental和LiF层状堆叠的三明治BSA构型是一种可行的BSA结构.     

HIAF高能辐照终端感生放射性

本工作是基于蒙特卡罗模拟软件FLUKA对高能强流重离子加速器（HIAF）高能辐照终端感生放射性进行初步研究。该终端可运行质子最高能量为9.3 GeV,最大流强是1.45×1012 pps（particle per second）。研究内容包括:（1）预测高能辐照终端内活化物质的放射性活度特性;（2）预测不同冷却时间高能辐照终端内残余剂量率分布。研究结果表明,HIAF正常运行时高能辐照终端内的感生放射性主要受束流垃圾桶活化产生的放射性核素影响。当加速器连续运行100天冷却4小时,垃圾桶表面残余剂量率为2.375 mSv·h-1。终端内空气中13N和15O动态饱和比浓度大于其对应的导出空气浓度。冷却水中13N和15O的活度大于对应的ALI_min。该研究是HIAF辐射防护基础研究以及加速器环境影响评价的一项重要内容。The Monte Carlo code FLUKA was used to predict the induced radioactivity of high-energy irradiation terminal of HIAF. The maximum energy of proton is 9.3 GeV, and the maximum current is 1.45×1012 pps (particle per second). In this study we were to predict:(1) the activity properties of activated substances in the experimental terminal; (2) the residual dose rate distribution in the experimental terminal at different cooling time. The results indicate that the induced radioactivity in the high energy irradiation terminal of the HIAF is mainly affected by the radionuclide induced in the beam dump. The residual dose rate on the surface of the beam dump is 2.375 mSv·h-1, after 100 d irradiation and 4 h cooling. The dynamic saturation ratio of 13N and 15O induced in the air inside the terminal is higher than its corresponding derived air concentration. The activity of 13 N and15O induced in cooling water is higher than its ALI_min. This study is a part of radiation protection basic research and environmental impact assessment for HIAF.