14 MeV快中子照相准直屏蔽系统的设计与优化
电大目标等离子体隐身的矩量法优化设计
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式 中，
表示各 散射 中心 的复 数 散射 场 ，＿ ２ 是从 雷 Ｒ
达到该 散射 中心 的双 程距 离 。 而 对于雷 达和 目标 特 性 的 总体 设 计 师 而言 ， 们 他
并 不 太 关 心 Ｒ Ｓ起 伏 的 细 节 ， 更 多 地 是 关 注 Ｒ Ｓ Ｃ 而 Ｃ
１ 引 言
一
可适 用于 任意频 率 范 围 ， 实 际 上 这 种方 法 在 高 频 区 但 般并 不被 使用 ， 这是 由于 ：１ 对 电大尺 寸的物 体 ， （） 其 矩 阵 变得 十分庞 大 ， 即使 使 用 大 型 高速 计 算 机 对其 求
解 也 十分 困难 ；２ 在 高 频 区 ， （） 由于 散射 变 成 了 局部 效
果［ ４ 。一般 情 况下 ， １］ － 应先 利用 数 值仿 真手 段 ， 得到 满 足隐身需 求 的等离 子体参 数 ， 于指 导实 验研究 ， 用 以减
少 实 验 中 的 盲 目性 。
一
明显 降低 。因此 ， 矩量 法 仅 限 于处 理 低 频 区 和谐 振 区
的散射 问题 ， 对于卫 星 、 舰船 这 样 的 电大 目标 ， 散 射 其
的总效果 。此 时常用 随机相 位求 和法 给 出其 非相 关叠 加 结果 ， 即各散 射 中心 Ｒ Ｓ的代 数 和 ： Ｃ
Ｎ
— ＝
一
口
ｌ
（） ２
ｙ
２ ２ 典 型 几 何 散 射 中 心 替 代 法 ．
根据 上述 高频散 射特征 ， 于 电大 目标 ， 散 射场 对 其 可 由各个 独立散 射 中心 的散 射场 叠加 而得 ， 此 ， 据 本文
基于MCNP程序模拟的14MeV中子准直屏蔽材料的研究
１ 中子准直原 理
由于中子呈 电中性 ， 目前为止人们还没有办法人为改变中子的径迹 ， 到 若想得到一束 中子 ， 只能利 用带孑道的物体将周围中子吸收掉 ，Ｌ 中的 中子以准直束 的形式射 出． Ｌ 孑道 这就是最基本 的中子准直方
法．
中子与物质发生相互作用时 ， 主要是 中子与原子核之间短程核力 的相互作用 ， 反应类型主要有 ： 弹 性散射 ［ ］非弹性散射［ ］辐射俘获 ［ ｙ 等 ． ， 、 ， 、 ， ］ Ｄ Ｔ中子发生器发 出的 １ Ｖ中子［ 与物质 ４Ｍｅ ］ 作用时， 首先发生非弹性散射反应 ， 其能量降低 ， 然后比较倾向于弹性散射， 当中子能量降低到热中子能
Ｏ 引 言
蒙 特 卡罗 （ ｎｅＣ ｒ ） 法或 称计算 机 随机模 拟 方法 是 一种 基 于“ Ｍｏｔ ａｌ 方 ｏ 随机 数” 的计 算 方 法 ， 是计 算 粒 子输运 问题 的一 种重 要方 法 ． ＮＰ是 美 国 Ｌ ｓＡａ ｓ ＭＣ ｏ ｌ ｍｏ 实验 室开发 的一个 通 用 Ｍｏ ｔ Ｃ ｒ ｎｅ ａｌ ｏ程序 ， 于 用 计算 中子 、 光子 、 电子 或 中子 一光子 一电子 耦合 输运 问题 ， 当前 的核物 理研究 领域 得 到 了广泛 应用 ． 在 在
（ 东北师范大学辐射技术研究所 ， 吉林 长春 １０２ ） ３０４
［ 摘 要］ 石蜡、 乙烯 、 和 ４种金属 聚 水） （ 、 、 、 对 １ Ｖ 中子 的作用 ， 铁 铋 铅 钨） ４Ｍｅ 并研 究 了碳 化硼含 量不 同的硼 聚 乙烯 对 中子 的屏 蔽效
维普资讯
东 北 师 大 学 报 （ 然 科 学 版） 自
第３ ８卷
区时 ， 就很容易发生辐射俘获反应， 被物质所吸收［ 中子屏蔽通 常采用多层结构 ， 引． 最内层一般为重金 属， 如铁、 、 、 铋 铅 钨等 ， 它们具有较大的［ ， ， ［ ］ ］ ２］ 和［ ” 反应截面 ， 可以把中子能量迅速降至 １
基于MCP的快中子像探测器模拟研究
在类G4VProcess中被定义，不同的物理过程的设计在细节上是不同的。
（5）粒子和材料的定义
用于描述粒子和材料的物理特性来实现粒子与物质相互作用的模拟。粒子的 定义基于类G4ParticleDefinition
兰州大学
基于MCP的快中子像探测器模拟研究与设计
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目录
一、选题背景 二、Geant4简介 三、 MCP的模拟研究与设计
基于MCP的快中子像探测器模拟研究与设计
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设计概述
构成要素：事件产生器、探测器模拟、数据的重建和分析等 要求：(1)各个要素之间要有良好的交互窗口；
(2)这几个基本要素要能够被其它模块调用并使用。
设计理念（1）模块化
模块化的编写方式可以让使用者能够迅速 地调用所需的元素，提高了工作的效率
（2）灵活化
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天体物理
Geant4简介
加速器 设计
粒子 物理
原子核物理应用探测器 Nhomakorabea设计医学 物理
辐射防护
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Geant4简介
物理模型（核心）：包含了几乎所有的已知的粒子间相互作用（电磁
相互作用、弱相互作用、强子间强相互作用和光学现象）
Geant4简介
蒙卡方法：依靠重复的随机抽样以得到理想的数值结果
蒙卡方法解决问题的三个主要步骤： （1）构造或描述概率过程 （2）实现从已知概率分布抽样 （3）建立各种估计量
Geant4（for GEometry ANd Tracking）：基于蒙卡方法编写的程序
模拟粒子在物质中的输运过程的工具包，主要由粒子跟踪、几何模型、物 理模型和碰撞过程等几大模块组成。
一台215MeV电子辐照加速器系统的屏蔽
第35卷第1期原子能科学技术Vol.35,No.1 2001年1月Atomic Energy Science and Technology Jan.2001文章编号:100026931(2001)0120079204一台215Me V电子辐照加速器系统的屏蔽宋文杰,陈思富(中国科学院近代物理研究所,甘肃兰州 730000)摘要:介绍了一台能量215MeV、流强40mA、功率100kW的电子辐照加速器系统的屏蔽设计。
实际测量结果表明:屏蔽外的辐射水平低于国家标准规定的限值,设计是合理的。
关键词:电子辐照;加速器;屏蔽中图分类号:TL75+2 文献标识码:A电子加速器大部分是低能的(小于100MeV),它们的突出优点是束流功率强,束流和能量在较宽范围内可调,在工农业生产、医疗卫生和科学研究等领域得到广泛应用。
电子束辐照交联已广泛应用到电线电缆工业,它具有低成本、低能耗、无污染、省场地、性能好等优点,现已有几十个国家的一百多台电子辐照加速器投入使用。
215MeV电子在物质中的最大射程为1220mg・cm-2,且呈束状,范围小,易屏蔽,但在运动中受到加速器部件、作为辐照对象的电缆及阻档板和地板等材料的阻挡后,产生很强的韧致辐射。
韧致辐射的最大能量为215MeV,不会产生光致中子[1,2];韧致辐射发散的范围大,成为该加速器的主要辐射防护对象。
1 设计依据中国科学院近代物理研究所与一家电缆厂合作建造的辐照交联电线电缆生产线采用电子加速器作为辐射源,对聚氯乙烯或聚乙烯护套电缆进行辐照,生产性能优越的交联电缆并降低原材料的用量,同时也考虑用以生产热收缩材料和其它辐照工艺产品。
采用引进的ELV型电子辐照加速器,能量为215MeV、流强为40mA、最大功率为100kW。
该生产线布置在一座三层建筑物的一、二层中。
一层为辐照和传输设备等工艺间。
二层布置辐照电子加速器、控制室和其它工艺设备。
加速器室和辐照室的墙和楼板为钢筋混凝土结构,同时也是屏蔽体。
小型中子源高能中子照相装置准直屏蔽系统设计
射效果 比较好 （ 散射截面较大 、吸收截面较小 、
散射后 中子能量变化较小 ）的材料 ；第 ２层选择
经反光镜反射经透镜组将光信号传递到电荷耦合 元件 （ Ｃ Ｃ Ｄ） 靶面上转换为数字 图像信号。 若图 像质 量不合格 ，可适当变化 中子源强度 、成像物
收 稿 日期 ：２ ０ １ ２ － ０ ３ ． ２ ６ ；修 回 日期 ：２ ０ １ ２ ． ０ ８ ． ３ ０
２ 小型 中子 源高能 中子 照相装 置简介
小型中子源高能中子照相装置包括小型加速 器中子源 、准直屏蔽系统 、样 品台、转换屏 、成
像系统及附属支撑辐射屏蔽材料等组件 。其工艺 流程简述为 ：由小型可移动加速器中子源中引出 中子 ，中子束经准直器准直和限束后 ，辐照待检 物件 。利用携带样品内部结构信息 的中子束轰击 中子转换屏 ，激发荧光物质产生可见光。可见光
３ 设 计 原 则 要 求 高能中子穿透能力较热 中子强 ，但其探测效
率却很低 ，因此要求成像位置 的中子注量率高于 １ ０ ｃ ｍ－ ２ ． ｓ ～ 有效准直 比大 于 １ ０ ０ 、ｎ ￣ 比不低 于
，
１ ×１ ０ｌ Ｏｃ ｍ－ ２ ． Ｓ ｖ～
。
高能 中子照相装置 的准直屏蔽系统设计考虑
的高能 中子照相系统设计中 ，以氘氚靶小型加速 器作为 中子源 ，为降低环境剂量和较少实验室散
射中子影响 ，需在 中子源处加装准直屏蔽装置 。
中子照相技术及其应用(PDF 8页)
中子照相技术及其应用裴宇阳 唐国有 郭之虞(北京大学物理学院 重离子物理教育部重点实验室 北京 100871)摘 要 本文简述中子照相的原理、方法和特征。
包括中子源,中子转换屏,中子成像技术等关键技术。
给出在415M V静电加速器上快中子照相的结果。
并概述中子照相技术的一些应用实例。
关键词 中子照相 快中子 中子转换屏 无损检测概述我国的中子照相可以追溯到60年代初,中国原子能科学院朱家等人在研究性重水反应堆上由中子通过有关材料的强度变化,完成了我国第一颗原子弹引爆中子源的最终质量检测。
80年代初,清华大学核能研究院等单位曾在反应堆上开展过热中子照相的研究工作,是我国首批建成的能投入正式运行的堆热中子照相系统1,若干年来为航空国防等部门完成许多热中子照相任务。
东北师范大学自1985年起开始进行过小型中子照相装置的实验和研究2。
中子照相对中子源有较高的要求,也制约中子照相的发展,反应堆中子源中子流密度高,可获得优质的中子照相的照片,但费用高,设备笨重,随着中子照相的推广,为满足工业应用,中子照相小型化的要求越来越迫切,以致成为当今中子照相研究中的主要课题之一。
如采用中子管,加速器中子源的可移动式中子照相装置等。
近些年来,中子的成像技术也有迅猛的发展,特别是电成像,实时成像等成为显示中子图像的主要手段,这也是当前该领域的主攻课题之一。
中子照相技术具有其他无损探测技术无可替代的特点和优点,能够获得很多其它传统技术不能得到的重要信息。
射线检测是从X射线开始的,与X 射线无损检测相比较,X射线穿透物体时,受到核外电子作用而被衰减,因此其质量衰减系数,与材料原子序数有确定的函数关系。
与X射线不同,中子不带电,能轻易的穿透电子层,与原子核发生核反应,因此其质量衰减系数与入射的中子能量和物质的原子核截面有关,和原子序数关系复杂。
由于上述机理的区别,使中子照相具有下列X射线所没有的功能:中子能够:a)穿透重元素物质,对大部分重元素,如铁、铅、铀等,质量吸收系数小;b)对某些轻元素,如水、碳氢化合物、硼等质量吸收系数反而特别大;c)区分同位素;d)能对强辐射物质成高质量的图像等。
快中子照相在武器质量检测中的可行性研究
快中子照相在武器质量检测中的可行性研究鲁昌兵;王宋;文刚;许鹏;张显鹏;鲍杰【摘要】为研究快中子照相技术(FNR)在武器质量检测中的可行性,以公开的武器模型数据建立模拟模型,利用Monte Carlo(MC)方法对快中子照相在武器质量检测中的安全性进行评估,由评估数据得出在14.1 MeV快中子累计照射2×108n条件下,铀、钚两种裂变材料损伤极小.同时,参考国外研究模型和预设缺陷,设计加工了类比模型实验样品,通过实验和模拟相结合的方式对武器检测中可能出现的内部狭缝、圆孔和中心位移等问题进行研究.实验结果表明FNR可以识别5 mm钢包裹条件下的1 mm的狭缝缺陷.模拟结果显示FNR可以实现对特定厚度的特殊材料进行中心位移缺陷诊断,模拟评估和实验结果表明快中子照相技术在武器质量检测中具有可行性.%In order to study the feasibility of fast neutron radiography technology(FNR) in weapon quality detection,the research object was established on the basis of the open hypothetical weapon model,and the MC method was used to evaluate the safety of the fast neutron radiography in the weapon quality detection.Results showed that the fissile materials of uranium and plutonium have minimal damage under 14.1 MeV fast neutron irradiation with a total dose of 2×108n.On the basis of referring to the foreign research model and the default defects,the author designed and manufactured the experimental samples,and studied the internal slit,round hole and center displacement which may appear in the weapon inspection by means of both experiments and simulations.The experiment results show that FNR can identify the defects of 1-mm-thick slits inside a steel block of 5 mm thickness.The simulations further showthat FNR is able to diagnose the center displacement with certain thicknesses for particular materials.Therefore,our results suggest FNR could be a feasible and potential technique in weapon quality testing.【期刊名称】《含能材料》【年(卷),期】2018(026)002【总页数】6页(P167-172)【关键词】快中子照相技术(FNR);武器质量检测;安全性评估;可行性研究;Monte Carlo(MC)方法【作者】鲁昌兵;王宋;文刚;许鹏;张显鹏;鲍杰【作者单位】中国原子能科学研究院核数据重点实验室,北京102413;中国人民解放军第92609部队,北京100071;复杂航空系统仿真重点实验室,北京100076;西安高技术研究所,陕西西安710025;西北核技术研究所,陕西西安710024;中国原子能科学研究院核数据重点实验室,北京102413【正文语种】中文【中图分类】TJ551 引言快中子照相技术具有比传统X射线照相能量更高、穿透力更强的优点,可利用物质的截面差对放射性材料中的轻物质进行检测[1-2]。
γ_辐照装置屏蔽方案评价
第43卷第5期(总第257期)辐射防护通讯2023年10月•研究通报•γ辐照装置屏蔽方案评价陶由之,赵红(四川省核工业辐射测试防护院,成都,610051)摘㊀要㊀依据‘γ辐照装置的辐射防护与安全规范“,针对典型γ辐照装置升源状态不同辐射照射途经进行计算分析,以验证屏蔽设计的可靠性;对不同照射途经的辐射剂量率进行比较,提出优化屏蔽计算及设计建议㊂结果表明:①该γ辐照装置屏蔽设计方案满足辐射屏蔽要求;②屏蔽计算过程中,屏蔽体外天空反散射剂量率贡献大于直射辐射剂量率,迷道入口散射辐射剂量率贡献大于直射辐射剂量率;③考虑γ辐照装置工作负荷较大,并遵循辐射防护最优化原则:在屏蔽设计过程中应考虑一次散射照射剂量率贡献,必要时进行局部加厚处理,对于迷道散射设计次数应在5次以上,楼顶区域不建议布置长期人员居留场所㊂关键词:㊀γ辐照装置;屏蔽计算;辐射防护中图分类号:R144㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀文献标识码:A㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀文章编号:1004-6356(2023)05-0001-00100㊀引言γ辐照加工中使用的放射源属Ⅰ类放射源[1],γ辐照装置须设计足够的实体屏蔽㊂考虑到经济性及适用性,γ辐照装置实体屏蔽首选材料为混凝土㊂实践中需对其屏蔽结构进行校核,确保其外辐射剂量率满足相关标准限值要求㊂本文采用‘γ辐照装置的辐射防护与安全规范“[2]中的计算方法对某单位SQ(H)型移动式悬挂γ辐照装置典型辐射屏蔽结构进行量化分析,验证其屏蔽可靠性;通过对比各种辐射照射途经的剂量率贡献,优化计算程序,为同类型γ辐照装置的屏蔽设计和辐射环境影响评价提供参考㊂1㊀γ辐照装置概况某单位设计的SQ(H)移动式悬挂γ辐照装置采用水井贮源,属于固定辐照室湿法贮源γ辐照装置[3],设计额定装源量为400万Ci(1.48ˑ1017Bq),共装载1200枚60Co放射源㊂γ辐照装置辐照室设计为单层结构,建造面积446.5m2,主要包括:辐照大厅㊁贮源水井㊁货物迷道㊁人员迷道等,配套功能区包括:控制室㊁水处理间㊁工具间㊁收发室等㊂2㊀不同照射途经辐射剂量率计算对于γ辐照装置屏蔽体外关注点的照射途经包括:升源后直射辐射㊁迷道散射辐射(一次散射㊁多次散射)㊁天空反散射及降源后贮源水井表面直射辐射等,各照射途经对周围关注点的辐射剂量率计算方法不同,不同辐射途经计算分析如下㊂2.1㊀关注点设定对于关注点依据最不利照射途经进行设定,即人员可到达的最短照射路径,根据辐照室的设计方案,设定的计算关注点包括:A㊁B㊁C1㊁C2㊁D㊁E㊁F㊁G㊁H㊁I㊁J㊁P㊁Q㊁R,如图1㊁图2所示㊂2.2㊀直射辐射剂量率计算在放射源与计算点之间无屏蔽介质的情况下,计算点的γ射线能通量密度的计算公式为:Φ=S04πR2(1)式中,Φ为γ射线能通量密度,MeV/(cm2㊃s);S0为点源能量强度,S0=A0ˑ2.5MeV(γ射线总能量)=2.5MeVˑ4ˑ106Ciˑ3.7ˑ1010衰变/s=3.7ˑ1017MeV/s;R为点源与计算点之间的距离,cm㊂1㊀收稿日期:2023-05-23作者简介:陶由之(1989 ),男,2012年毕业于四川农业大学环境科学专业,本科;工程师㊂从事核与辐射类环境影响评价方面工作㊂E-mail:457417090@图1㊀一层计算关注点图2㊀屋顶计算关注点示意图2 辐射防护通讯㊀2023年10月第43卷第5期㊀㊀由式(2)~(4)计算该关注点有屏蔽体时的剂量率大小:D m =D K=Φ㊃H pK(2)K =1B e -μx(3)B =A 1e-a 1μx+(1-A 1)e -a 2μx(4)式中,D m 为有屏蔽体情况下计算点的剂量率,μSv /h;D 为无屏蔽体情况下计算点的剂量率,μSv /h;H p 为γ光子对应能量为1.25MeV 时的通量密度与剂量率的转换因子,取1.765ˑ10-5(mSv /h)/(MeV /cm 2s)[4];K 为屏蔽体的有效减弱倍数;μ为线性减弱系数,混凝土取0.127cm -1[5];x 为屏蔽厚度,cm;B 为累积因子;a 1㊁a 2㊁A 1是γ射线能量的函数,E γ=1.25MeV 时,对混凝土,取a 1=-0.06485,a 2=-0.0117,A 1=23.3615[5]㊂屏蔽体外不同关注点的直射辐射剂量率计算结果列于表1㊂表1㊀辐照室四周关注点剂量率计算参数取值及计算结果表参考点距离(cm)屏蔽厚度(cm)累积因子减弱倍数通量密度(MeV /cm 2s)辐射剂量率(μSv /h)㊀A 1275260165.9 1.32ˑ1012 1.81ˑ1010 2.42ˑ10-4㊀B 1358309262.3 4.21ˑ1014 1.60ˑ1010 6.70ˑ10-7㊀C 11148342353.5 2.06ˑ1016 2.24ˑ1010 1.91ˑ10-8㊀C 21488326306.1 3.12ˑ1015 1.33ˑ10107.52ˑ10-8㊀D 888262169.1 1.67ˑ1012 3.74ˑ1010 3.95ˑ10-4㊀E 880260165.9 1.32ˑ1012 3.80ˑ1010 5.09ˑ10-4㊀F931275191.37.69ˑ1012 3.40ˑ10107.80ˑ10-5㊀G 1260308259.9 3.74ˑ1014 1.86ˑ10108.75ˑ10-7㊀H 1325210101.2 3.78ˑ109 1.68ˑ10107.83ˑ10-2㊀I 888260165.9 1.32ˑ1012 3.74ˑ1010 5.00ˑ10-4㊀J1463333326.17.14ˑ1015 1.38ˑ1010 3.40ˑ10-8㊀P54020091.21.18ˑ109 1.01ˑ1011 1.51ˑ100㊀Q 1255380494.9 1.84ˑ10181.78ˑ10101.71ˑ10-102.3㊀迷道多次散射剂量率计算γ射线在迷道中经辐照室屏蔽墙㊁屋顶和地板的多次散射,到达辐照室出入口㊂迷道多次散射计算的路径如图3所示㊂散射剂量率的计算公式为:D i =D i -1㊃αd ㊃cos θ㊃Sr i 2(5)式中,D i 为经过i 次散射后某测点位置处的反散射剂量率,Sv /h;S 为散射面积,m 2;r i 为从散射点到计算点的距离,m;D i -1为入射到面积元S 处的剂量率,Sv /h;αd 为微分反照率㊂αd 计算公式为:αd =c ㊃k (θs )ˑ1026+cᶄ1+cos θ0cos θ(6)式中,θ0为入射γ射线的入射角;θ为散射γ射线的反射角;k (θs )为公式换算中间量,见式(7);c ㊁cᶄ为与入射γ射线能量和散射介质有关的系数,由‘γ辐照装置的辐射防护与安全规范“表A.2取值㊂k (θs )=r 022p [1+p 2-p (1-cos 2θs )](7)p =E E 0(8)E =E 01+E 00.511(1-cos θs )(9)式中,r 0为经典电子半径,取2.818ˑ10-13cm;p为公式换算中间量;θs 为散射方向与入射方向的夹角,θs =180ʎ-(θ0+θ);E 0为入射γ射线能量,MeV;E 为一次散射后γ射线能量,MeV㊂γ射线反射简化示意如图4所示㊂迷道多次散射计算结果见表2和表3㊂根据表3,为使迷道入口辐射剂量率控制在2.5μSv /h 限值以下,其散射次数须大于5次㊂3 γ辐照装置屏蔽方案评价㊀陶由之图3㊀迷道散射路径(多次散射至迷道口)示意图图4㊀计算反散射示意图表2㊀到达第一次散射点的辐射剂量率散射路径参考点距离(cm)通量密度(MeV /cm 2s)辐射剂量率(μSv /h)货物入口散射路径a 物12451.90ˑ1010 3.35ˑ108货物出口散射路径a 物10952.46ˑ1010 4.34ˑ108人员通道散射路径a 人4641.37ˑ10112.42ˑ1094 辐射防护通讯㊀2023年10月第43卷第5期表3㊀迷道散射计算所用参数及结果散射线路散射次数θ0θθs 散射面积(m 2)距离(m )散射后能量(M e V )pk (θs )c c ᶄαd 剂量率(μS v /h )㊀人员通道散射路径1㊀(O ңa ңb ңc ңd ңe ңC 2)㊀人员通道散射路径2㊀(O ңa ᶄңb ᶄңc ᶄңd ᶄңf ңC 2)㊀货物出口散射路径㊀(O ңa ᶄңb ᶄңc ᶄңd ᶄңe ᶄңB )㊀货物入口散射路径㊀(O ңa ᵡңb ᵡңc ᵡңd ᵡңe ᵡңJ )第1次232713041.56.00.250.208.23ˑ10-272.78ˑ10-22.77ˑ10-22.49ˑ10-28.56ˑ106第2次62843414.615.20.230.926.79ˑ10-272.78ˑ10-22.77ˑ10-23.94ˑ10-22.23ˑ103第3次67110319.64.300.150.643.62ˑ10-262.39ˑ10-23.38ˑ10-22.97ˑ10-22.28ˑ101第4次71406925.22.350.120.845.73ˑ10-261.51ˑ10-24.89ˑ10-29.50ˑ10-27.58ˑ100第5次205011011.27.390.090.754.68ˑ10-261.51ˑ10-24.89ˑ10-24.86ˑ10-24.86ˑ10-2第1次221913939.56.340.240.197.77ˑ10-272.78ˑ10-22.77ˑ10-22.49ˑ10-21.00ˑ107第2次71832625.213.80.230.967.25ˑ10-262.78ˑ10-22.77ˑ10-26.25ˑ10-21.01ˑ104第3次76810520.73.840.150.643.61ˑ10-262.39ˑ10-23.38ˑ10-23.29ˑ10-21.75ˑ102第4次69169526.31.800.110.764.81ˑ10-261.51ˑ10-24.89ˑ10-28.85ˑ10-21.21ˑ102第5次25609510.46.460.090.815.32ˑ10-261.51ˑ10-24.89ˑ10-24.59ˑ10-26.90ˑ10-1第1次74412927.515.90.250.208.28ˑ10-272.78ˑ10-22.77ˑ10-22.13ˑ10-24.04ˑ106第2次4660746.383.160.180.744.52ˑ10-262.04ˑ10-24.09ˑ10-25.57ˑ10-27.19ˑ104第3次302712312.32.970.120.643.59ˑ10-261.51ˑ10-24.89ˑ10-25.23ˑ10-24.67ˑ103第4次27876618.520.50.100.886.19ˑ10-261.51ˑ10-24.89ˑ10-27.90ˑ10-28.50ˑ10-2第5次3581198.40.760.080.774.84ˑ10-261.51ˑ10-24.89ˑ10-24.23ˑ10-22.77ˑ10-2第1次221913939.56.340.240.197.77ˑ10-272.78ˑ10-22.77ˑ10-22.49ˑ10-21.00ˑ107第2次71832625.213.80.230.967.25ˑ10-262.78ˑ10-22.77ˑ10-26.25ˑ10-21.01ˑ104第3次76810520.73.840.150.643.61ˑ10-262.39ˑ10-23.38ˑ10-23.29ˑ10-21.75ˑ102第4次69248726.32.250.120.785.01ˑ10-261.51ˑ10-24.89ˑ10-28.94ˑ10-27.42ˑ101第5次86610610.28.420.090.774.91ˑ10-261.51ˑ10-24.89ˑ10-23.58ˑ10-21.60ˑ10-15 γ辐照装置屏蔽方案评价㊀陶由之2.4㊀迷道一次散射透射剂量率γ射线在辐照室内第一次散射后能量及剂量仍然较大,可以以最短的路径穿过屏蔽墙体到达G点和Q点,其路径如图5所示㊂迷道一次散射透射剂量率的计算结果列于表4㊁表5㊂2.5㊀天空反散射剂量率计算γ光子会在屏蔽室上方散射产生比直射屏蔽体更大的辐射圆柱体,这种散射是从建筑物的天花板或者上方空气镜面反射产生,散射后γ光子会在地面形成二次辐射场,即成为 天空反散射 [6]㊂天空反散射如图6所示㊂天空反散射剂量率由式(10)计算:D z=8.775ˑ10-3AΩ1.3kH2X2(10)式中,D Z为图中Z点的剂量率,μSv/h;A为辐射源的放射性活度,取1.48ˑ1011MBq;Ω为放射源对辐照室屋顶所张得立体角,Sr;k为屏蔽层对γ射线的有效减弱倍数,根据表1取1.18ˑ109;H 为放射源到屋顶上方2m处的距离,取7.1m;X 为放射源到Z点的距离,m㊂放射源对辐照室屋顶所张得立体角Ω如图7所示㊂对于图7(a),a㊁b分别为O点至A点㊁B点的距离;c㊁d分别为放射源Y点至O点㊁E点的距离㊂平面OAEB对Y点所张的立体角Ω为:Ω=arctan ab cd(11)㊀㊀放射源对屏蔽墙所张立立体角经常为图7 (b)所示的情况,这可把平面EFGH对Y点所张立体角视为S E㊁S F㊁S G㊁S H对Y点所张立体角ΩE㊁ΩF㊁ΩG㊁ΩH之和:Ω=ΩE+ΩF+ΩG+ΩH(12)㊀㊀天空反散射剂量率计算参数见表6,计算结果列于表7㊂图5㊀一次散射穿墙透射的路径示意图6辐射防护通讯㊀2023年10月第43卷第5期表4㊀到达第一次散射点的辐射剂量率路径距离(cm)通量密度(MeV/cm2s)辐射剂量率(μSv/h) Oңgᵡ468.4 1.34ˑ1011 2.37ˑ109Oңgᶄ463.9 1.37ˑ1011 2.42ˑ109表5㊀散射一次穿过墙体透射剂量率参数参考点Q G㊀㊀㊀路径OңgᵡңQ OңgᶄңG㊀㊀㊀θ04250㊀㊀㊀θ3719㊀㊀㊀θs101111㊀㊀㊀散射面积(m2)21.07.5㊀㊀㊀距离(m)15.416.2㊀㊀㊀散射后能量(MeV)0.32(保守取0.5MeV)0.29(保守取0.5MeV)㊀㊀㊀p0.260.23㊀㊀㊀k(θs) 1.08ˑ10-269.68ˑ10-27㊀㊀㊀αd 2.99ˑ10-2 3.25ˑ10-2㊀㊀㊀屏蔽前辐射剂量率(μSv/h)9.91ˑ106 2.13ˑ106㊀㊀㊀屏蔽厚度(cm)162.1148.4㊀㊀㊀a11)-0.148-0.148㊀㊀㊀a21)-0.106-0.106㊀㊀㊀A11)38.238.2㊀㊀㊀μ(cm-1)2)0.2060.206㊀㊀㊀累积因子 4.07ˑ103 2.57ˑ103㊀㊀㊀减弱倍数7.81ˑ10107.35ˑ109㊀㊀㊀屏蔽后辐射剂量率(μSv/h) 1.27ˑ10-4 2.90ˑ10-4㊀1)a1㊁a2㊁A1由‘辐射防护导论“[5]表3.4查得;2)μ由‘辐射防护导论“附表1查得,一次散射能量保守按0.5MeV进行计算㊂图6㊀天空反散射示意图7γ辐照装置屏蔽方案评价㊀陶由之图7㊀放射源对屋顶屏蔽墙所张立体角示意图表6㊀放射源对屋顶屏蔽墙所张立体角计算表点位立体角核算参数(m)a b c dΩ(Sr)E 3.5 6.1558.670.46F 3.510.85512.50.55G 6.15 4.5159.120.55H 6.1510.85513.40.78合计 2.34表7㊀天空反散射剂量率计算结果表关注点辐射源到关注点的距离(m)剂量率(μSv/h)㊀A12.75 4.02ˑ10-4㊀B13.58 3.55ˑ10-4㊀C111.48 4.96ˑ10-4㊀C214.88 2.95ˑ10-4㊀D8.888.29ˑ10-4㊀E8.888.29ˑ10-4㊀F9.317.54ˑ10-4㊀G12.60 4.12ˑ10-4㊀H13.25 3.72ˑ10-4㊀I8.888.29ˑ10-4㊀J14.63 3.05ˑ10-4㊀Q12.55 4.15ˑ10-4㊀P 2.00 1.65ˑ10-2 2.6㊀贮源状态水井表面剂量率计算贮源井设计深度为7.5m,贮源井内设置有水位报警系统,当水位线低于7.0m将进行报警,并进行自动补水,本次评价保守考虑7.0m极限水位时贮源井表面(R点)辐射剂量率水平,源架在贮存位置时的几何关系如图8所示㊂采用式(1)~式(4)进行计算,计算参数和结果见表8㊂图8㊀源架贮源井中的几何示意图8辐射防护通讯㊀2023年10月第43卷第5期表8㊀贮源状态水井表面剂量取值及结果放射源状态㊀㊀㊀贮存㊀放射源活度(Bq)1.48ˑ1017㊀水屏蔽层厚度(cm)415㊀距井口外30cm 处距离(cm)495㊀减弱倍数1)5.70ˑ109㊀通量密度(MeV /cm 2s) 1.11ˑ1011㊀剂量率(μSv /h)1.17㊀1)根据‘辐射防护导论“附表1查得,水的线性减弱系数取0.063cm -1,对于水,根据‘辐射防护导论“表3.4,取a 1=-0.08108,a 2=-0.01409,A 1=17.8538㊂2.7㊀辐射剂量率汇总根据前述分析,源架升起后屏蔽体外各关注点辐射剂量率汇总情况见表9㊂3㊀讨论(1)SQ(H)移动式悬挂γ辐照装置典型屏蔽结构外辐射剂量率满足‘γ辐照装置设计建造和使用规范“[3]规定的在距屏蔽体表面30cm处,由放射源辐射产生的平均剂量率不大于2.5μSv /h 限值要求;在迷道口外30cm 处平均剂量表9㊀辐射剂量率汇总表关注点辐射途经剂量率(μSv /h)合计(μSv /h)㊀㊀A 直射辐射天空反散射 2.42ˑ10-44.02ˑ10-4 6.44ˑ10-4㊀㊀B 直射辐射货物迷道多次散射辐射天空反散射 6.70ˑ10-70.693.55ˑ10-40.69㊀㊀C 1直射辐射天空反散射 1.91ˑ10-84.96ˑ10-44.96ˑ10-4㊀㊀C 2直射辐射人员迷道多次散射辐射货物迷道多次散射辐射天空反散射7.52ˑ10-82.77ˑ10-20.162.95ˑ10-40.19㊀㊀D 直射辐射天空反散射 3.95ˑ10-48.29ˑ10-4 1.22ˑ10-3㊀㊀E 直射辐射天空反散射 5.09ˑ10-48.29ˑ10-41.34ˑ10-3㊀㊀F 直射辐射天空反散射7.80ˑ10-57.54ˑ10-48.32ˑ10-4㊀㊀G 直射辐射一次散射透射辐射天空反散射8.75ˑ10-72.90ˑ10-44.12ˑ10-47.03ˑ10-4㊀㊀H 直射辐射天空反散射7.83ˑ10-23.72ˑ10-47.87ˑ10-2㊀㊀I 直射辐射天空反散射 5.00ˑ10-48.29ˑ10-41.33ˑ10-3㊀㊀J 直射辐射货物迷道多次散射辐射天空反散射 3.40ˑ10-84.86ˑ10-23.05ˑ10-4 4.80ˑ10-2㊀㊀P 直射辐射天空反散射 1.511.65ˑ10-2 1.53㊀㊀Q 直射辐射一次散射辐射天空反散射 1.71ˑ10-101.27ˑ10-44.15ˑ10-45.42ˑ10-4㊀㊀R直射辐射1.12 1.129 γ辐照装置屏蔽方案评价㊀陶由之率不应大于2.5μSv/h限值要求;贮源井在极限水位时,井口表面30cm处平均剂量率不大于2.5μSv/h限值要求㊂(2)在进行辐照室迷道设计时,第一次散射后因其剂量率及能量可能较高,应在对应的一次散射照射野墙体进行局部加厚处理,同时为使迷道入口达到辐射屏蔽要求,迷道设计应充分考虑弯折次数,γ射线在迷道中的设计散射次数至少应在5次以上㊂(3)通过各辐射照射途经分析,屏蔽体外主要辐射剂量率贡献来源于天空反散射,部分区域远大于直射辐射剂量率贡献,因此在辐射环境影响评价中对于周围职业人员及公众的受照剂量计算不可忽略天空反散射的贡献计算,若设计过程中存在天空反射辐射剂量率偏大的情况,可通过加厚辐照大厅顶部屏蔽体的措施进行处理;迷道入口(人员㊁货物)辐射剂量率贡献主要来源多次散射辐射,在辐射屏蔽计算过程中为简化计算程序,可忽略穿过墙体的直射辐射剂量率贡献㊂(4)该典型γ辐照装置屏蔽体外最大辐射剂量率关注点位于辐照大厅屋顶,在实际运行过程中,考虑γ辐照装置工作负荷较大,在辐照大厅楼顶不建议布置长时间人员居留场所(如:办公室㊁控制室等)㊂(5)本文以实际案例对典型γ辐照装置屏蔽结构进行了详细的计算,可为同类大型γ辐照装置辐射环境影响评价提供参考及比对㊂参考文献:[1]国家环境保护总局:公告2005年第62号.放射源分类办法[S].2005.[2]中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局,中国国家标准化管理委员会.γ辐照装置的辐射防护与安全规范:附录A:GB10252 2009[S].2009.[3]国家市场监督管理总局,中国国家标准化管理委员会.γ辐照装置设计建造和使用规范:GB/T17568 2019[S].2019.[4]ICRP.Conversion coefficients for use in radiologicalprotection against external radiation[R].ICRP Publi-cation74.1996:179.[5]方杰.辐射防护导论[M].北京:原子能出版社,1988.[6]NCRP.Radiation protection for particle accelerator fa-cilities[R].NCRP Report No.144.2003:311.Evaluation of Shielding Scheme for Gamma Irradiation FacilitiesTao Youzhi,Zhao Hong(Radiation Detection&Protection Institute of Nuclear Industry,Chengdu610051) Abstract㊀Based on‘Radiation protection and safety regulations for Gamma irradiation facilities“,a detailed quantitative calculation and analysis were carried out for the different radiation paths of the typical gamma irradiation facilities in the source up-state,in order to verify the reliability of the shield design.Radiation dose rates of different radiation paths were compared,and the optimization of the shield calculation and design suggestions were put forward.The results show that:①the design scheme of the typical gamma irradiation facilities meets the requirements of radiation shielding;②During the shielding calculation,the contribution of sky back scattering dose rate outside the shielding is greater than that of direct radiation,and the contribution of scattered radiation dose rate at the entrance of the labyrinth is greater than that of direct radiation;③Considering the large work load at gamma irradiation facilities, and follow the optimization principle of radiation protection:in the shielding design process the contribution of a scattering radiation dose rate should be considered;and if necessary,some local thickening should be added;for the scattering design the scattering number should be more than5times; the roof area is not recommended for long term personnel residencet.Key words:㊀Gamma irradiation facilities;Shielding computation;Radiation protection(责任编辑:赵宁)01辐射防护通讯㊀2023年10月第43卷第5期。
新型耐高温中子屏蔽复合材料的设计制备及性能研究
化。MCNP模拟计算表明，对于从热中子至10 MeV的中子,cm厚新材料的中子剂量穿透率和中子注
量穿透率均优于文献报道的同等厚度的铅硼聚乙烯材料。Am-Be中子源屏蔽试验的实测数据和模拟计 算数据表明，两者随屏蔽材料厚度的变化趋势几乎完全一致，两者的差异随屏蔽材料厚度的增加逐渐减
小，在 10. 5 cm 处仅 1. 34% °
关键词：耐高温；表面改性；中子屏蔽复合材料
中图分类号:TL7
文献标志码：A
doi： 10. 7538/yzk. 2020. youxian. 0535
文章编号：1000-6931(2021)07-1323-08
Design, Preparation and Property Study of New High Temperature Resistant Neutron Shielding Composite
摘要：采用表面改性处理技术，制备了由环氧树脂、B。C(或BN)和聚丙烯酸铅组成的新型耐高温中子屏
蔽复合材料，重点研究了材料制备工艺及主要性能指标，利用蒙特卡罗程序MCNP对材料中子屏蔽性
能进行了模拟计算，并与文献报道的屏蔽材料铅硼聚乙烯进行了比较。结果显示，由环氧树脂.B4C和
聚丙烯酸铅组成的复合材料各项力学性能良好，具有良好的耐高温性能,10 C烘烤7 h外观无明显变
氢原子和中子发生弹性散射作用截面较 大，且由于两者质量相当，每次弹性碰撞损失的 能量与其他核素相比更大，因而通常采用富含 氢元素的材料作为中子慢化材料。虽然金属材 料和中子发生非弹性散射的能量阈值较高，但 每次损失的能量很大，因而在富含氢元素的材 料中添加一些金属材料有助于优化减速慢化效 果。10B对热中子的吸收截面可达3 837 X 10—24 cm2，产生的次级%射线能量低，自然界 中的丰度达19. 8%，且能制备成不同形态的化 合物，非常适合制备中子屏蔽材料，如B』C、 BN都是常见的中子吸收材料。Cd、Gd、Hf等 少数金属对热中子的吸收截面非常高，有些 学者也在研究将这些金属材料掺入传统中子 屏蔽材料，但这些金属吸收热中子后放出能 量很高的次级％射线，限制了其应用场合。
14 MeV快中子照相用光纤转换屏研究
14 MeV快中子照相用光纤转换屏研究吴洋; 霍合勇; 李航; 王胜; 曹超; 孙勇; 尹伟; 刘斌; 唐彬【期刊名称】《《原子能科学技术》》【年(卷),期】2019(053)012【总页数】5页(P2460-2464)【关键词】快中子; 照相; 光纤转换屏【作者】吴洋; 霍合勇; 李航; 王胜; 曹超; 孙勇; 尹伟; 刘斌; 唐彬【作者单位】中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳 621900; 中国工程物理研究院中子物理学重点实验室四川绵阳 621900【正文语种】中文【中图分类】TL99快中子(能量超过10 MeV以上的中子)较热中子和冷中子具有更高的能量和穿透能力，因此快中子照相技术在厚重样品或热中子强吸收材料(如U材料)方面弥补了冷中子、热中子照相技术和其他射线照相技术的不足，具有很大的发展潜力和较好的应用空间[1-8]，但快中子照相技术与相对成熟的热中子照相技术相比，由于快中子探测效率低、散射影响大以及对某些材料属性的影响大等难题，具有很高的技术难度，是目前中子照相领域研究的重点和难点。
中子探测技术是快中子照相的关键技术。
极低的探测效率(1%以下)一直是制约快中子照相技术发展的瓶颈问题，2005年美国的研究人员通过微通道板作为探测器开展了快中子照相实验[8]，将探测效率提升到5%左右，但该方法由于成本高昂、探测面积小(cm级)等问题，迄今也仅处于探索阶段，基本不具备工程化应用的价值。
有学者采用气体探测器和塑料闪烁体耦合光电倍增管开展过相关研究，但都因种种原因效果欠佳，也没有后续进展的报道。
目前主流的快中子照相系统多采用中子-可见光转换屏通过光学透镜组耦合科学级CCD或CMOS相机，该类系统具有探测视场大、部件成熟度高、成本相对低廉等优势。
转换屏的主要作用是将中子转换为可见光而被探测系统接收成像，其性能对成像效果的影响很大。
目前可用于快中子照相的转换屏有混压荧光屏、塑料闪烁体、光纤阵列等，基本原理均通过中子轰击转换屏内氢元素产生反冲质子后激发荧光物质发光而实现对快中子的探测，因此屏内的材料含氢量、荧光物质光激发特性、屏结构等对转换屏综合性能的影响很大。
14 MeV快中子照相准直屏蔽系统的设计与优化
14 MeV快中子照相准直屏蔽系统的设计与优化王捷;李雅男;李桃生;王永峰【摘要】基于强流氘氚中子源科学装置HINEG设计了一套快中子照相准直屏蔽系统.采用中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC和ENDF/B-Ⅶ.0数据库计算了准直中子束的中子能谱及注量率、γ射线能谱及注量率、直射中子注量率与γ射线注量率比值(φd/φr)、直射与散射中子注量率比值(φd/φs)、准直束中子注量率的不均匀度等特性参数,并采用MCNP5程序进行了对比验证.研究了准直屏蔽系统的内衬材料、尺寸等对特性参数的影响规律,并通过优化获取了最优设计方案.计算结果显示,在同等计算条件下,SuperMC计算结果与MCNP计算结果相对偏差小于1％,准直屏蔽系统的φd/φr为50.1,φd/φs为5.7,在φ30 cm视野范围内的中子注量率为4.80×107 cm-2·s-1,其中直射中子注量率为4.09×107 cm-2·s-1,中子注量率不均匀度为5.8％,满足快中子照相对准直束特性参数的要求.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2019(053)006【总页数】7页(P1105-1111)【关键词】快中子照相;准直屏蔽系统;中子源;SuperMC;MCNP【作者】王捷;李雅男;李桃生;王永峰【作者单位】中国科学院核能安全技术研究所,中子输运理论与辐射安全重点实验室,安徽合肥230031;中国科学技术大学,安徽合肥 230026;中国科学院核能安全技术研究所,中子输运理论与辐射安全重点实验室,安徽合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所,中子输运理论与辐射安全重点实验室,安徽合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所,中子输运理论与辐射安全重点实验室,安徽合肥230031【正文语种】中文【中图分类】TL99快中子照相是一种优良的无损检测技术，与X射线、热中子照相等具有互补性。
高分辨micro-SPECT成像系统针孔准直器的优化设计
高分辨micro-SPECT成像系统针孔准直器的优化设计
代秋声;漆玉金
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2008(042)006
【摘要】为了最大限度地减少γ射线在针孔准直器上的透射和散射效应,采用蒙特卡罗方法对单光子发射计算机断层(SPECT)成像系统使用的针孔准直器进行优化.模拟计算结果与实验测试得到的系统灵敏度和空间分辨率曲线相符,达到了高分辨小动物成像的要求.
【总页数】5页(P535-539)
【作者】代秋声;漆玉金
【作者单位】中国科学院,上海应用物理研究所,上海,201800;中国科学院,上海应用物理研究所,上海,201800
【正文语种】中文
【中图分类】TL816.9
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光子屏蔽快速评估软件设计
光子屏蔽快速评估软件设计
廖燕;李佳;陈志
【期刊名称】《核电子学与探测技术》
【年(卷),期】2017(037)008
【摘要】本文设计了一款用于光子屏蔽问题的快速评估软件——GSC程序,可实现不同源项对应不同屏蔽材料的屏蔽厚度计算及屏蔽后照射量率的快速评估.程序基于光子线性衰减公式,采用双对数插值法计算线性衰减系数μ值,不变嵌入法计算照射量积累因子B值.将GSC计算结果与国外同类软件及蒙特卡罗模拟计算结果进行了对比,误差<5%的符合率达到80%以上,验证了其正确性和有效性,保证了GSC可用于光子屏蔽的快速评估.
【总页数】5页(P783-787)
【作者】廖燕;李佳;陈志
【作者单位】中国科学技术大学,合肥230027;中国科学技术大学,合肥230027;中国科学技术大学,合肥230027
【正文语种】中文
【中图分类】TP311.11
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