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.     

提高14MeV中子热化效率的研究

为了提高14 MeV中子的热化效率,采用MCNP模拟,用多种材料、多层结构的组合对其慢化.用铅反射中子、慢化快中子,用镁聚集热中子,用水慢化中子.MCNP模拟结果显示,快中子反射层、快中子慢化层、热中子聚集层以及中子反射层可以使热化效率分别提高185％,37％,80％和538％.     

反应堆中子边缘增强效应成像初步研究

中子边缘增强效应是近年来发展的基于中子波动性的新型中子成像技术.相较于传统的中子照相技术利用样品中不同元素对中子衰减能力的差别来得到样品内部的结构潜像,边缘增强效应成像利用中子射线穿过物体时各种元素对中子的折射率不同来反映物体的内部结构.为研究中子边缘增强效应成像的实际工业应用可行性,通过数值模拟方法分析了边缘增强效应的产生过程,并基于反应堆进行了不同条件下的多色热中子边缘增强效应成像实验.模拟与实验结果表明在适当准直比条件下,铝材料边缘将出现明显的边缘增强效应,该效应与准直比、样品与转换屏之间的距离密切相关.     

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.     

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。     

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.     

基于MCNP程序模拟的14 MeV中子准直屏蔽材料的研究

利用MCNP程序模拟,计算了3种常见慢化材料(石蜡、聚乙烯、水)和4种金属(铁、铋、铅、钨)对14 MeV中子的作用,并研究了碳化硼含量不同的硼聚乙烯对中子的屏蔽效果.计算结果表明:聚乙烯和石蜡的慢化能力相差不大,且二者均强于水;4种金属对中子慢化能力由强到弱的顺序依次为:钨、铁、铅、铋;4种金属所产生的特征γ谱显示,铁的γ信号很强,其余三者相差不大,远低于铁的γ计数;碳化硼质量分数为9%时,热中子计数降为0.     

水泥Cl元素浓度分布测量的模拟研究

对瞬发γ中子活化分析(PGNAA)技术在水泥检测中的应用,本文提出一种结构装置来对水泥中Cl元素浓度分布进行检测并且通过MCNP程序对其慢化体厚度、屏蔽体厚度、扫描宽度等参数进行了模拟分析。计算结果显示:通过该结构对水泥中Cl元素浓度分布检测是可行的。模拟结果显示当慢化体厚度为5.5 cm,屏蔽体厚度为70 cm,扫描宽度为5 cm时为宜。     

利用中子技术检测爆炸物的实验研究

用脉冲快热中子活化分析技术(PFTNA)设计开发出一种爆炸物检测实验装置.该装置采用了14 MeV脉冲中子发生器、锗酸铋(BGO,50 mm×50 mm)探测器和4 096道多道分析器.用爆炸物检测装置对爆炸物进行了测量,并讨论该系统存在的问题和解决方案.     

一台慢正电子束实验装置

本文介绍一台磁聚焦传输的慢正电子束装置.在该装置上用Ni+MgO 慢化体产生了慢正电子,测量了慢正电子能谱,并和其他实验组用Au(Pt,不锈钢)+MgO慢化体所得实验结果进行了比较.     

Neutron imaging at Peking University

： Neutron imaging techniques were investigated at Peking University based on a 4.5 MV Van de Graaff accelerator. The thermal neutron radiography, fast neutron radiography and fast neutron resonance radiography were tested. The low neutron flux limits the image quality. A new radio frequency quadrupole （RFQ） accelerator based on neutron source with a yield of 1 012 n/s is being set up.     

The latest progress of thermal neutron tomography at SPRR 300 reactor

Thermal neutron radiography is a useful complementary tool of the other non-destructive testing methods for the hydrogenous materials and heavy metal subassembly. By the use of MC method program and the thermal neutron digital radiography facility at SPRR-300 reactor, the simulation and experimental study of the thermal neutron tomography has been developed. Its method and result has been introduced and analyzed.     

Neutron Radiography of Space Pyrotechnics

ＮｅｕｔｒｏｎＲａｄｉｏｇｒａｐｈｙｏｆＳｐａｃｅＰｙｒｏｔｅｃｈｎｉｃｓＭｏＤａｗｅｉ（貊大卫）；ＬｉｕＹｉｓｉ（刘以思）；ＣａｉＱｉｎｇｓｈｅｎｇ（蔡庆胜）（ＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＮｕｃｌｅａｒＥｎｅｒｇｙＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ，ＴｓｉｎｇｈｕａＵ...     

双热中子束流治疗孔道低浓化BNCT堆初步设计

以我国已经建成的高浓铀为燃料的BNCT堆为研究对象,将其堆芯低浓化并且添加水平热中子双束流治疗孔道,开展双热中子束流BNCT堆堆芯低浓化初步设计,计算分析该BNCT堆的keff、控制棒价值、顶铍效率、堆芯能谱、堆芯径向通量、轴向通量、辐照管通量等参数,得到双热中子束流治疗孔道低浓化BNCT堆初步设计方案.     

加速器驱动的次临界系统生产233U的可行性研究

加速器驱动的次临界系统（Accelerator Driven Sub-critical System,ADS）是加速器技术和核反应堆技术的结合,其主要目的是应对当今快速增长的放射性核废料处理需求.本文初步探讨了在ADS系统中利用232Th生产可裂变核233U的可能性,估计了所需加速器的性能及其生产233U的产率和效率.我们建议用Be做中子慢化剂和增殖剂,将反应堆的中子能量大部分控制在1keV–1MeV,从而最大限度地降低232U的含量.也可进一步利用重水做慢化剂高233U的纯度.所生产的233U既可经分离取后在热堆中燃烧,也可直接用于钍基熔盐堆的初始装料,发挥233U优异的热中子性能.我们的结果表明,在技术上和经济上利用ADS生产233U很可能是可行的.我们的结果还表明,如果这一ADS系统主要目的是生产233U,所选择的次临界堆的最佳是快中子堆,而不是慢中子堆或快慢结合堆.最后我们建议对钍基核反应堆、233U的取分离工和辐射防护等方面的课开展进一步深入研究.     

核级石墨氧化后孔隙结构表征

 高温气冷堆是第4代先进核能系统的候选堆型之一,核级石墨作为高温气冷堆重要的中子慢化剂、反射层和结构材料,对于保证反应堆的安全运行和完整性至关重要。核级石墨的氧化会引起其内部孔隙结构的变化,从而对其力学、热学、辐照等性能产生影响。本文介绍了定量描述核级石墨氧化后孔隙结构特征的参量,包括孔隙率、失重率、孔径及BET面积等。系统地总结了国内外用于核级石墨氧化后微观结构表征的常用方法和应用现状,包括直接测量方法和间接测量方法两大类,前者主要有质量-体积法、压汞法、气体吸附法等,后者主要有光学显微成像、X射线成像、显微CT技术、超声波法等;讨论了各种方法和技术的工作原理、应用范围和优缺点,并对核级石墨氧化后的性能研究进行了展望。