镍合金对γ辐射屏蔽的蒙特卡罗模拟

随着核技术的广泛应用,辐射屏蔽安全越来越引起人们的关注。γ辐射防护中,典型屏蔽材料铅对人体有害,寻找绿色环保的屏蔽材料具有重要意义。本文运用蒙特卡罗MCNP-4C程序,模拟了铅和2种型号镍合金(Inconel600和Monel400)对不同能量的γ射线的屏蔽情况。模拟结果表明:镍合金的质量吸收系数随γ射线能量的增加减小缓慢,能量较高时(大于1.2Me V)与铅相近,表明可采用镍合金作为γ射线屏蔽材料。由于能量散射影响,镍合金相比铅会产生较多的低能γ射线,可采用多层屏蔽结构的方法消除这一影响。上述结果可为设计出更加有效、环保的γ辐射防护提供指导。     

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。     

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.     

钨和铅作为γ射线屏蔽材料的性能对比研究

首先通过对钨和铅的物理特性、价格、环保等方面特性进行了对比.当光子的能量为0.1、0.2、0.51、和1.25 MeV时,通过理论计算得出钨镍合金和铅在γ射线衰减10倍的情况下,分别所需两种物质的厚度,并作出对比图,其中钨镍合金是一种含钨量超过90%的钨基高比重合金,它是钨在工程应用中的主要存在形式.最后基于MCNP程序建立了常用的屏蔽模型,模拟计算结果显示理论计算的厚度都能够实现有效屏蔽.结果表明:钨作为新型的屏蔽材料具有很多的优势,对γ射线的屏蔽能力远高于铅.     

硫酸渣辐射屏蔽材料制备与效果评价

采用直接掺杂法分别制备了硫酸渣—混凝土、硫酸渣—粉煤灰—混凝土和铅—混凝土屏蔽材料,用Na I(TI)探测器、多道脉冲幅度分析仪和WINXCOM软件分析它们对γ射线的辐射防护能力.结果表明:硫酸渣制备的屏蔽材料辐射防护性能优于已有的石灰岩制备的屏蔽材料和FPPB屏蔽材料,可用作射线屏蔽材料,并有望实现固体废弃物的合理利用.     

基于倾角传感器的MC法优化设计60Co辐射屏蔽装置

实验室自主研发“葫芦娃”机器人在完成自动换装过程中需要倾角传感器对机械臂转动角度进行实时反馈。针对电子元器件耐辐照能力较弱的情况,本文为倾角传感器设计辐射屏蔽装置,利用MCNP程序建立屏蔽装置模型,通过对5个面的辐射通量分析,通过优化各面铅的厚度,减小整个屏蔽体的重量,研究开散热孔对屏蔽体整体性能的影响以及辐射衰减与距离之间的关系,初步验证了本文设计的辐射屏蔽装置作为高辐射场下屏蔽γ射线的模型所具有的合理性。     

基于MCNP安全作业舱辐射屏蔽特性研究

采用蒙特卡罗软件MCNP5程序建立挖掘机安全作业舱及内部驾驶人员实验模型,研究在辐射源(钴-60)类型不同和源距不同的情况下,不同材料及不同结构的安全作业舱屏蔽γ射线的能力.分析讨论人体各部位剂量率值以评价安全作业舱的屏蔽效果,并依据电离辐射防护与辐射源安全基本标准(GB18871—2002)规定的工作人员的照射水平应低于0.01 m Sv/h的剂量限值,确定安全作业舱结构的设计方案.此次研究为挖掘机驾驶舱屏蔽设计提供必要的研究数据和设计依据,使驾驶舱在野外高放射环境下能够有效地屏蔽γ射线,保护驾驶人员的辐射屏蔽安全.     

基于MC法的PLC控制器辐射屏蔽研究

控制器的耐辐照性能是核环境作业机器人能否应用于高剂量率γ射线测量技术的基本指标之一,通过局部屏蔽或封装的方法可提高电子器件的耐辐射能力。论文采用MCNP5(基于蒙特卡罗方法计算中子、光子、电子输运问题的通用软件包)模拟研究了钨、铅等多种重金属及合金对γ射线的屏蔽性能,在模拟计算的基础上对屏蔽层材料及其厚度进行了优化设计。     

中子受激辐射计算机断层扫描成像系统的MCNP模拟

本文对中子受激辐射计算机断层扫描成像(NSECT)系统进行了仿真计算,包括中子源的选择、准直屏蔽系统的设计、屏蔽墙和靶体的设置以及探测器的布置.采用MCNP程序模拟了D-T中子源产生的14MeV左右中子束在NSECT系统中轰击代替人体组织的圆柱体水体模的中子输运过程,记录并获得了元素特征γ射线和出射中子的通量分布及能谱图,该研究对中子成像平台的搭建有指导作用.从特征γ射线和出射中子的通量分布及能谱可知,在Z=0的平面上与中子束传播方向呈43.6°–50.9°的方向上布置高能γ探测器更利于得到可靠的成像数据,其中48.5°方向上可得到最佳的成像数据.从特征γ射线能谱找到了~(16)O对应的特征峰,特征峰能量与靶体元素的激发能完全一致,说明NSECT具备元素识别和确定元素浓度的能力,证明了NSECT被应用到癌症的早期或超早期诊断以及检查藏匿的炸药、毒品等领域的可能性.     

数字式一体化γ射线物位计的研制

本文介绍了一种基于微处理器技术和一体化结构形式的γ射线物位计,简述了γ射线物住计的测量原理,并从结构设计、电路设计和软件设计三个方面介绍了仪表的设计方法.该核物位计具有数字标定、测量准确、反应时间快、抗干扰能力强和测量灵敏度高,在检测点处辐射强度达到75uR/h物位计即可正常工作等性能.     

高纯锗—塑料闪烁体反康普顿 γ 能谱仪

本文报告了一台采用自制大塑料闪烁体作反符合屏蔽的高纯锗γ能谱仪的结构及主要性能.主探测器体积为77C.C.,对1332kev 的γ射线能量分辨率为1.90Kev.相对效率为13%.符合探测器采用φ76×76mm 的低本底 NaI(TL)探测器。作为反符合屏蔽的环探测器为φ500×500mm的自制大塑料闪烁体.在有物质屏蔽和反符合屏蔽条件下,谱仪在50Kev—2700Kev 能区的积分本底为31CPM.在源距为3—4cm 处,对~(137)Cs 源的康普顿减弱因子为4.1,峰康比为320.     

某企业新建工业X射线探伤室的辐射防护评价

根据辐射防护基本原则及相关国家标准,对某企业新建工业X射线探伤室的屏蔽厚度进行了计算,得出其设计的屏蔽厚度满足辐射防护的要求。并通过现场检测,得出该企业X射线探伤室屏蔽墙外30cm处空气吸收剂量率满足《工业X射线探伤放射卫生防护标准》（GBZ117-2006）中不大于2.5μGy/h的要求。从而给出了一种工业X射线探伤室的辐射防护评价方法。     

基于声音传感器在高剂量60Co源辐照条件下的一种辐射屏蔽筒的设计

本文以在高辐射剂量场下设计一种声音传感器的辐射屏蔽筒为主要目的.在总活度为1016Bq数量级的钴源环境下,以筒状屏蔽体的材料体积限值V0=960 cm3为条件,对屏蔽体的相关长度、角度参量值进行合理优化,通过MCNP程序的运算,得出探测器的壁厚l、窗厚s、传声孔夹角β与其内部传感器受照辐射剂量率D的对应关系,并依据模拟结果,初步验证了柱状屏蔽筒作为高辐射场下屏蔽γ射线的模型所具有的合理性.     

Blazar的γ射线和低频射电6cm波段辐射关系研究

给出了一个带有射电5 GHz和γ射线辐射流量密度的含有94个γ噪Blazar的大样本,其中有66个FSRQs,20个BL Lac天体,利用该样本研究了射电5 GHz和γ射线流量最大值,最小值以及平均值之间的辐射相关.结果表明:γ射线流量最大值和平均值与射电5GHz辐射有较强的相关,最大相关系数r=0.651,置信度均好于10-4;γ射线流量最小值与射电辐射之间没有相关;3C273辐射的最大值不是爆发态时的观测值,若令γ射线谱指数αG=1.0,则3C273的最大辐射流量为(450.8±39.4)×10-8photon.cm-2.s-1.因此,Blazar的γ射线辐射与低频射电辐射确有关联,γ射线的辐射应来自同步加速自康普顿辐射过程.     

浅谈γ射线料位计在矿浆液位测量中的应用

本文通过对γ射线料位计测量原理的分析,提出了采用γ射线料位计来测量具有高温、高压特性的矿浆液位的方案,并对料位计的选择、安装以及放射性幅射的防护等方面都作了详细说明.经实践证明,该方案完全满足工艺生产的特殊要求.     

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.     

层次多结点样条曲线逼近

提出层次多结点样条曲线逼近算法,使得逼近的过程能够根据设定阈值自动的选择最优逼近段数。同时,引入最优逼近曲线判定方法,实验表明该方法对于γ射线能谱等离散数据的平滑具有良好效果。     

用D-T中子发射器检测煤炭含H量的改进

以D-T中子发生器为中子源分析煤炭中含H量时,煤炭内的热中子通量不是一个常数,含H量与其特征γ射线总计数间不再是线性关系.MCNP程序模拟结果显示,含H量三次方与其特征γ射线计数呈线性关系.用此关系计算含H量,测量结果的绝对误差小于0.25%,达到了煤炭工业应用的要求.     

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。     

智能化原油含水率分析仪原理与应用简述

本文介绍了一种原油含水率自动分析仪表系统。它同时采用了先进的核物理技术、核电子学技术和单片机技术。它利用测量γ射线穿过原油后强度的变化来测量含水率，测量探测器并不直接接触原油介质，是一种非接触式自动在线测量仪表。并且，由于γ射线和物质相互作用的机制是γ射线直接作用于介质的分子，故在γ射线穿过原油介质的径向上的密度和成分比例的分布不同并不影响测量精度，而且它对测量原始数据的处理有一种非常科学合理的数学算法，所以我们介绍的这种原油含水率自动分析仪的测量精度还非常高。它还可同时测量多种参数，除了原油含水率之外，还可测量温度、压力、流量等。