压水堆核电站的核辐射屏蔽近似计算

当前国内外广泛采用的分出扩散理论(Removal-DiffusionTheory)三群法和多群法,是计算压水堆核电站本体屏蔽内的中子和γ光子通量分布的方法之一,但该方法计算工作量很大.本文推导的二群扩散近似法,计算简单,又能满足压水堆核电站本体屏蔽设计计算的要求。     

快中子发生器屏蔽的Monte—Carlo估计

本文介绍的是一个在微机上实现的计算快中子屏蔽的Ｍｏｎｔｅ－Ｃａｒｌｏ程序，采用历次飞行法对结果进行统计估计，对中子发生器周围的屏蔽作了简单模型，结果表明采用的物理模型是正确的。该程序改进后也可用于多次散射的计算，或模拟其他中子源的屏蔽，故有一定的实用价值。     

快中子发生器屏蔽的Monte－Carlo估计

本文介绍的是一个在微机上实现的计算快中子屏蔽的Ｍｏｎｔｅ－Ｃａｒｌｏ程序．采用历次飞行法对结果进行统计估计，对中子发生器周围的屏蔽作了简单模拟，结果表明采用的物理模型是正确的．该程序改进后也可用于多次散射的计算，或模拟其他中子源的屏蔽，故有一定的实用价值．     

天然铁屏蔽快中子的Monte Carlo模拟研究

考虑了Ｔ（ｄ，ｎ）＾４Ｈｅ快中子与天然铁的所有反应后，用Ｍｏｎｔｅ Ｃａｒｌｏ方法建立了适用于天然铁球壳的中子输运程度；计算了快中子源屏蔽铁的不同厚度的透射中子能谱分布，统计了不同屏蔽厚度的各种透射率，均得到了满意的结果，与国外数据相比不仅符合，而且为选择铁屏蔽厚度提供了科学依据。     

蒙特卡罗方法在中子测井屏蔽中的应用

利用蒙卡罗方法模拟研究了在套管中子测井条件下，铜、银、含硼聚乙烯（含10％B4C聚乙烯）、钨、镉、铝不同厚度对中子的屏蔽效果．以及中子源到屏蔽层距离对屏蔽效果的影响。结果表明：用不同屏蔽材料对中子进行屏蔽，得到的中子能量分布相差很大。相同厚度下，银做屏蔽材料时．总中子和小于0．1MeV能量范围内的中予计数最小，钨在14MeV～0．1MeV中子能量区的计数最小.     

核辐射综合屏蔽材料的研究进展及发展趋势

核屏蔽实质是屏蔽γ射线和中子,本文详细介绍了γ射线和中子屏蔽材料目前的种类和性能,探讨了现有γ射线和中子屏蔽材料存在的主要问题,分析了各种屏蔽材料的屏蔽性能与不足之处,指出亟待解决的四个主要矛盾（综合屏蔽性能、力学性能、耐热性能及环保性能）。最后,展望了未来核辐射屏蔽材料的发展趋势,提出了随着反应堆技术的发展,功能/结构一体化屏蔽材料已成发展趋势,以及指明了稀土材料在防辐射屏蔽材料方面的应用应作为进一步研究的重点。     

14 MeV中子照相中CCD芯片的屏蔽计算

快中子照相实验中,电荷耦合装置(CCD)是重要的成像器件。快中子辐射不仅会减少CCD的使用寿命,而且会对快中子图像带来影响,因此必须对CCD芯片进行有效的屏蔽,减少快中子辐射对芯片的损伤。该文利用MCNP/4B程序计算了14MeV中子照相中不同屏蔽材料组合条件下CCD芯片的吸收剂量。计算结果表明,在对CCD进行有效的屏蔽后,芯片的吸收剂量是屏蔽前的3%,按源中子数归一后仅为1.29 aGy,已经达到屏蔽要求。计算结果还表明,环境散射中子辐射对芯片吸收剂量贡献较小,可以忽略。     

核反应堆本体屏蔽设计计算程序系统

本文是利用多群分出扩散理论来计算反应堆本体屏蔽区中子通量分布,在此基础上,又计算了γ光子通量、剂量率分布,以及中子和γ光子产生的发热率分布,从而解决了堆内构件辐照损伤和屏蔽区外表面辐射泄漏问题. 计算结果与三群法计算结果相比,本程序可靠,且计算简便,适用于核反应堆本体屏蔽设计的计算要求.     

中子元素分析中干扰γ射线屏蔽研究

用中子发生器做中子源进行元素分析时,在辐照所测元素的同时,中子发生器组成材料、中子防护材料及探测γ射线装置都产生相应的γ射线,这些γ射线会对实际测量元素产生干扰.通过在中子发生器和探测器之间加铅可以屏蔽来自中子发生器一侧的γ射线.实验表明:当铅层厚度为80 mm时屏蔽效果最佳;用中子进行含C,H和O等元素的分析时,加铅层提高了测量精度.     

金属网屏蔽笼屏蔽效能的计算模型及方法

为了研究金属网状屏蔽体屏蔽雷电冲击磁场的屏蔽效能,考虑到雷电波在波头部分的波长远大于一般屏蔽体的尺寸,可用电路方法求解,因此采用回路电流法计算金属网屏蔽体的屏蔽效能。根据场源的对称性,提出将立方形网状屏蔽体简化为圆柱形同轴圆环的计算方法。此算法实现了在微机上对密网孔大体积的屏蔽体的暂态屏蔽效能进行计算。其计算结果与实测值是吻合的。     

14 MeV中子防护体设计的MCNP模拟

用富氢材料防护产额为108个/s的D T中子发生器, 当富氢材料厚度大于76 cm时, 其中子辐射剂量低于0.025 mSv/h. 为降低防护体厚度, 用铜和含硼聚乙烯组成的双层材料作为14 MeV中子防护体. Monte Carlo(MCNP)计算结果表明, 若中子辐射剂量小于0.025 mSv/h, 则双层材料的最小厚度为52 cm, 硼的质量分数为1.00%, 铜和含硼聚乙烯的厚度分别为37 cm和15 cm.     

随钻中子伽马密度测井的双源距含氢指数校正方法

针对中子伽马密度测井中利用单探测器信息进行含氢指数校正计算密度结果的不稳定问题,开展双源距含氢指数校正方法研究;采用蒙特卡罗方法模拟热中子、伽马分布与密度和含氢指数的响应规律,建立热中子、俘获伽马以及氢俘获伽马计数比进行含氢指数校正的密度计算模型,对比不同粒子含氢指数校正效果以及井径、矿化度的影响。模拟结果表明:含氢指数校正后密度准确度明显改善;其中,热中子含氢指数校正后的密度精度和准确度最高,氢俘获校正密度准确度略高于俘获伽马,但其密度精度远小于热中子和俘获伽马。双源距含氢指数校正密度误差随着井径和地层水矿化度的增大而增大;其中,热中子校正受井径和矿化度影响最小,氢俘获和总俘获伽马校正方法受影响较大。研究结果为随钻测井准确计算中子伽马密度提供了校正方法。     

环氧树脂基辐射防护材料研究进展

 介绍了 γ射线和中子射线的特性及屏蔽机理,阐述了具有 γ射线防护功能、中子防护功能、中子伽马混合场防护功能的环氧树脂基复合材料的研究进展,展望了环氧树脂基屏蔽材料未来的发展与挑战。     

在临界实验中墙壁对散射中子贡献的计算

为了得到临界实验中临界装置周围的散射中子强度分布特性,以便为减小散射中子对临界测量准确性的影响提供依据,本文采用蒙特卡罗方法,计算了实验大厅内不同位置处来源于墙壁的散射中子强度和份额.计算结果表明:对单一墙壁而言,墙壁对散射中子的贡献随墙壁厚度的增加而增加,但是厚度达到60cm后散射贡献不再明显变化;在实验大厅内,散射中子强度随离开临界中子源距离先是减小然后增加,呈现明显的"W"形状;而散射中子数所占份额随离开源的距离增加变大;墙壁内表面添加一层含硼材料后散射中子强度明显减小.上述结果对于分析和减小临界实验测量中的散射中子影响具有明显的指导意义.     

强中子注量下球形装置多层介质温度分布

用Monte Carlo方法计算了强中子注量通过较厚轻介质屏蔽层后在多层介质球中造成的温度分布。建立了包括源中子、屏蔽介质和多层球在内的简化几何模型,在源中子方向分别为矢径方向和球面外向各向同性分布两种模式下,用俄罗斯轮盘赌和分裂方法模拟了中子的深穿透输运过程,并采用指向概率方法,求得多层介质球内不同点的温度分布和介质平均温度。结果表明,在两种源中子方向模式下,同一介质不同位置的温度增量随该点离源的距离增大而减小,越内层的介质平均温度越高。     

The clinical practice of 252Cf neutron brachytherapy devices on malignant tumor in China

The 252 Cf neutron brachytherapy devices were designed and manufactured after solving those problems： the shield difficulties for 252Cf neutron; the method and facilities for 252Cf neutron source deliver; the dose calculation and measurement for 252Cf neutron. From 1999 to 2009, more than twenty 252Cf neutron brachytherapy devices had been installed in China. The Chinese radiation oncologists implemented the 252 Cf neutron braehytherapy on more than 5 000 different kinds of cancer patients, including cervix cancer; endometrium cancer and achieved ideal results. For special presentation, they had breakthrough on radical treatment for low lying rectal adenocarcinoma with sphincter preservation and melanoma patients after the modification of 252Cf neutron intracavitary applicator and dose calibration.     

桶型3He中子探测器探测效率标定装置设计分析研究

基于后处理生产的³He中子探测器,开展了桶型中子探测效率标定装置的材料选择及功能结构设计分析,使用MCNP程序构建了装置及³He探测器的相关计算模型,根据生产过程及设计需求,分别分析了桶型中子探测效率标定装置慢化层的慢化效果,及不同位置多根³He管中子探测器的探测效率,并计算了源管、探测器上方及屏蔽体周围的剂量,结果表明该装置的慢化能力及屏蔽效果良好,放射性剂量水平满足辐射防护要求。     

含碳化硼的吸收和屏蔽中子辐射涂料的研究

对碳化硼（B4C）／环氧树脂涂料合成工艺进行研究,制得一种以793树脂作为固化剂的能屏蔽和吸收中子辐射的涂料．对B4C／N氧树脂涂料的成膜条件及不同含量B4C涂料的硬度、抗冲击性、附着力和柔韧性等物理机械性能进行测试研究．结果表明,含有30％B4C的环氧树脂涂料的总体机械性能最佳．在此基础上,考察了不同涂膜厚度下B4C／环氧树脂涂料的防中子辐射的性能,薄膜厚度超过300μm时,可以有效屏蔽中子射线．