金属吸氢材料防护D-T中子发生器的研究

为降低中子防护体厚度，用高密度金属与金属吸氢材料组成的双层材料防护产额为10⁸个/s的D-T中子发生器.MCNP模拟结果显示，在中子辐射剂量小于0.025 mSv/h的情况下，双层材料的最小厚度为45 cm,采用的材料是W和TiH₂,厚度分别为36和9 cm.     

含硼矿物复合材料对1keV;1eV及0.0253eV能量中子的屏蔽性能

以我国辽宁东部地区特有的硼铁矿原矿石、含硼铁精矿、富硼渣为原料,用蒙特卡罗方法研究了不同配比含硼矿物/环氧树脂复合材料对1 keV,1 eV,0.025 3 eV能量慢中子的屏蔽性能及影响因素,并与普通混凝土屏蔽材料进行了对比.结果表明:复合材料对1 keV中子的屏蔽性能随着氢元素质量分数的增加而增加;复合矿物材料对1 eV中子的屏蔽性能主要与复合材料中硼元素的质量分数及氢、硼元素的配比有关;硼元素质量分数是影响0.025 3 eV中子屏蔽性能的主要因素.各配比组成复合屏蔽材料对慢中子的屏蔽性能均强于普通混凝土,有望提高普通混凝土生物防护层对慢中子的防护性能,并为慢中子的屏蔽设计提供依据.     

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.     

重庆市高新区环境γ放射性监测与评价

按国家标准(GB8703-88)评价方法,采用监测仪器对重庆市高新区环境放射性水平γ辐射剂量进行了监测.监测结果:重庆市高新区原野γ辐射剂量率均值为6.3×10-8Gy/h;道路γ辐射剂量率均值为5.3×10-8Gy/h;建筑物室内γ辐射剂量率均值为8.6×10-8Gy/h.道路和建筑物γ辐射剂量率的高低和材料有关.结果表明高新区内人均年有效剂量当量为0.727 7 mSv,低于国家对公众个人的剂量值1 mSv的标准,仅为限制剂量当量值的72.8%,属于较低水平.高新区内自然环境状况下的放射性对人群健康基本不会产生大的影响.     

基于蒙特卡罗方法的D-D中子发生器辐射防护研究

氘氘（D-D）中子发生器具有中子产额高，单色性好，可小型化等优势，因而在中子技术应用领域有着广阔的应用前景. D-D中子发生器产生的?2.5 MeV?中子由于穿透能力强以及穿过屏蔽层时产生二次γ射线因而难以屏蔽. 本课题旨在设计一个符合国家相关规定的D-D中子发生器辐射防护方案. 用蒙特卡罗程序模拟2.5 MeV中子以 1×108 n/s 通量穿过400 mm混凝土屏蔽墙时，工作人员所在监督区中子的最大周围剂量当量率为5.26 μSv/h，高于职业暴露剂量限值. 在此基础上，选用含硼高密度聚乙烯材料进行屏蔽加固. 蒙特卡罗模拟结果表明，屏蔽加固后监督区中子的最大周围剂量当量率为0.49 μSv/h，低于职业暴露剂量限值，其余各区域中子的周围剂量当量率也低于设计时要求的安全标准. 实验测量结果与蒙特卡罗模拟结果基本一致. 本文的研究结果为同类型D-D中子发生器的辐射防护提供了参考和借鉴.     

用蒙特卡罗方法研究双层重金属与有机半导体界面的X射线剂量增强

用蒙特卡罗方法计算不同几何结构的双层重金属对有机半导体界面产生的剂量增强系数, 结果表明, X射线在金-酞菁铜-金界面产生与金-酞菁铜界面相似但更大的剂量增强. 当半导体层-酞菁铜厚度相同（均为2 μm）时, 厚度为4 μm比厚度为2 μm的金产生更大的剂量增强; 当金的厚度相同（均为2 μm）时, 厚度为1 μm比厚度为2 μm的酞菁铜产生更大的剂量增强.      

湖南省境内主要铀矿山的辐射环境现状调查

本文对湖南省境内主要铀矿山的辐射环境现状进行了调查和分析.结果表明,已完成退役治理的铀矿山最大公众个人剂量估算值分别为0.23 mSv/a和0.14 mSv/a,均低于国家退役治理行业标准0.25 mSv/a;未完成退役治理的铀矿山最大公众个人剂量估算值分别为0.93 mSv/a、0.61 mSv/a和0.49 mSv/a,均高于此标准值,需要尽快完成退役治理工作.     

重庆市典型矿区γ辐射剂量率研究

筛选了重庆市10种比较有代表性矿物的20个矿区,开展了矿区γ辐射水平研究;各矿区之间γ辐射剂量率差距比较明显,γ辐射剂量率最大值为439 nGy/h(4#煤矿矿区),γ辐射剂量率最小值为61 nGy/h,平均水平为119.8 nGy/h。通过与环境对照点γ辐射剂量率监测数据的比较,大部分矿区γ辐射剂量处于平均值附近,2#煤矿、4#煤矿和铝矿矿区γ辐射剂量率水平明显高于对照点监测最高值;预测各矿区所致公众、职业照射有效剂量最大值分别为0.61、0.54 mSv/a,均未超过年剂量限值。     

无汞碱锰电池锌负极的研究（Ⅱ）

在碱性锌锰电池负极铜集电体表面用化学方法分别沉积致密的铟、锌、锡单层和锌铟、锡、铟、锌锡双层金属。用动态析氢实验表征,发现沉积单、双层金属的集电体在含锌粉的7．0mol/L KOH溶液体系中的析氢量比无沉积层的铜集电体析氢量要小,其中沉积锌铟、锡铟双层的析氢量最小,与用循环伏安和极化曲线方法测试金属集电体的电化学行为的结果一致。在相同的条件下,将沉积不同镀层的集电体装配成电池进行放电,实验结果表明：集电体表面化学沉积铟、锌、锡单层或锌铟、锡铟、锌锡双层金属用来生产无汞碱锰电池的放电性能均超过这类电池的国家行业标准QB1185－01中的要求。     

膜厚对三元混晶双层系中声子极化激元模的影响

采用改进的无规元素等位移模型和玻恩-黄近似,运用电磁场的麦克斯韦方程和边界条件,研究了薄膜厚度对由极性三元混晶组成的双层薄膜系统中的表面和界面声子极化激元的影响.以GaAs/AlxGa1-xAs双层系统为例,获得了其中表面和界面声子极化激元作为膜厚之函数的数值结果并进行了讨论.结果指出:在双层系统的六支表面和界面声子极化激元模中,当两种薄膜材料的厚度均变化时,只有三支界面声子极化激元的频率随之变化,而另外三支表面声子极化激元的频率则几乎不变.而当只有其中一种薄膜材料的厚度发生变化时,则只对其与另一种薄膜材料界面处且位于此种材料的纵横光学声子频率区间内的界面极化激元的频率有影响,而对其他的表面和界面极化激元的频率则没有太大的影响.     

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.     

用中子飞行时间分析氢同位素深度分布

论述了一种注入或者吸附在材料中的氚和氘的深度分布的测量方法.样品为氚(钛)靶和氘(钛)靶.用2MeV入射质子束,T(p,n)反应研究氚的深度分布;用1MeV入射氘束,D(d,n)反应研究氘的深度分布.用标准的飞行时间方法测量中子能谱。由中子能量确定起反应的质子或氘核的能量。进而得出氚或者氘在钛层中的深度分布.本方法的灵敏度可达0.1at.％.对氚(钛)靶,当靶厚为5mg/cm~2时,深度分辩好于0.5mg/cm~2.     

14.7MeV中子在^9Be核上散射微分截面的测量

用伴随粒子飞行时间谱仪，测量了１４．７ＭｅＶ中子在９Ｂｅ核上的弹性及２．４３ＭｅＶ能级的非弹性散射微分截面．给出了从１５～１３５°（实验室系）范围内散射截面的数据，以及散射角分布的勒让德系数．对中子通量衰减、电子学死时间和初级束形状等作了修正．实验数据的总误差为４．０％～７．０％，其中统计误差为０．５％～３．５％．     

基于碳化硼慢化体和涂硼微结构中子探测器的通用中子能谱仪设计和解谱方法研究

本文提出了一种基于碳化硼慢化体和涂硼微结构中子探测器的通用中子能谱仪设计方法, 获得了计算最优慢化体厚度和探测器响应函数的通用公式, 并用蒙特卡罗方法进行了验证和修正, 可实现对中子能谱仪的快速设计. 该类能谱仪可实现各中子响应函数之间的解耦, 使每个探测器对各个分立能量区间的中子最为敏感, 具有较强适用性和灵活性. 基于该方法, 我们设计了一个用于硼中子俘获治疗（BNCT）超热中子能谱测量的能谱仪, 通过Gravel算法实现了中子能谱解析, 并提出了一种具有良好普适性的基于响应函数的预置谱设置方法. 结果表明, 该能谱仪对单能中子的峰位解析精度约为1%, 对BNCT连续谱的解析均方差约为0.76%, 具有较大技术优势和可行性.     

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．     

慢化体材料对加速器BNCT束流装置中子品质影响研究

基于加速器中子源的硼中子俘获治疗(BNCT)是一种较好的肿瘤治疗技术,通过慢化得到的超热中子可用于非浅表肿瘤BNCT治疗.本文以2.3 MeV、10 mA质子流强的7Li(p,n)7Be中子源为对象,建立了加速器BNCT束流装置模型,采用中子输运程序MCNP研究了慢化体材料对超热中子束流品质的影响.结果表明:采用重水作为慢化体材料可有效的提高束流出口处超热中子水平,对于2.3 MeV、10 mA质子流强的7Li(p,n)7Be中子源,超热中子束流水平为0.669×109n/(cm2.s),超热中子与快中子产额比达62.3,基本达到临床治疗所需109n/(cm2.s)的超热中子水平.     

硼中子俘获治疗中血硼浓度的测量方法

 介绍了硼中子俘获治疗（BNCT）过程中的血硼浓度测量的概念,分析总结了物理测量法、化学测量法、核测量法这3 种测量血硼浓度方法的不足。其中,着重介绍了基于核测量法的血硼浓度测量技术。血硼浓度的快速精确的测量是硼中子俘获治疗过程中的关键,综述了核测量法--瞬发γ射线中子活化分析（PGNAA）技术的发展及应用;PGNAA装置测量血硼浓度的技术现状;当前核测量方法存在的问题及解决办法。认为未来硼浓度测量技术的发展方向是BNCT治疗肿瘤时四维估算照射剂量技术。     

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。     

以水作为慢化体的多球中子谱仪模拟与解谱研究

中子能谱的测量是核辐射探测领域的一个重要研究课题,它在整个中子辐射防护检测中具有重要地位,与中子辐射剂量关系密切.多球中子谱仪是进行中子能谱测量的常见工具,具有非常多的优势,首先操作简单方便;其次功能强大,主要表现在测量范围上,相比较于其他类似设备来说要大许多;最后在灵敏性方面十分出色.本研究分别采用水和聚乙烯作为多球中子谱仪的慢化体,使用蒙特卡罗程序Geant4,计算了10~(-9)～10~(2 )MeV能量范围中60个能量点的响应函数,并分析比较;利用Gravel少道解谱算法,对不同中子场中的水慢化体多球中子谱仪测量数据进行解谱,数据显示水可以用作慢化体在设备中使用.该研究为水用作慢化体在设备中使用提供了理论和模拟研究基础.     

D-D中子源孔隙度测井的蒙特卡洛模拟

根据D-D反应中子的能谱和角分布数据,建立了D-D中子源模型.根据标准刻度井数据,建立了井模型.采用MCNP程序模拟了D-D中子在井中的输运,给出了热中子相对通量沿轴线的分布和孔隙度探测灵敏度随源距的变化,结果显示对D-D中子源,孔隙度测量零灵敏约在17 cm附近,探测器的适宜布置区间为25～60 cm.根据D-T反应中子和Am-Be中子源的能谱及角分布数据,建立了其中子源模型,通过MCNP模拟,研究了补偿法孔隙度测井时近远探测器中的热中子计数比值R及测量灵敏度S随孔隙度的变化,并与D-D中子源的模拟结果进行了比较,结果显示D-D源有更高的测量灵敏度和更高的中子利用率.