锶-90同位素放射源韧致辐射降低方法模拟计算

为降低锶-90放射源产生的韧致辐射,利用MCNP程序,对锶-90同位素放射源的韧致辐射强度进行计算,得出放射源表面韧致辐射的剂量当量率。依据韧致辐射相关性质,即β粒子在与物质发生作用产生韧致辐射时,其韧致辐射产生的强度与物质的原子序数呈正相关,设计在放射源中加入低原子序数值的物质石墨,以降低放射源所产生的韧致辐射,并利用MCNP进行计算,得出掺入石墨后放射源表面的剂量当量率。MCNP计算结果表明,在锶-90放射源中掺入石墨后,放射源的韧致辐射剂量当量率有一定程度的降低。研究结果将对锶-90同位素放射源的设计提供借鉴。     

基于cosRMC的同位素电池屏蔽计算研究

热电式同位素电池系统作为一种新型能源系统,在深空、深海探测任务中有广泛应用。钛酸锶热源中的放射性同位素⁹⁰Sr和⁹⁰Y会发射β射线,β射线与物质作用产生韧致辐射,韧致辐射具有很强的穿透力,需要为热源安装屏蔽层,以降低辐射剂量。当屏蔽层厚度超过一定值后,蒙特卡罗方法计算结果的统计误差显著增大,采用减方差技术可以提高热电式同位素电池屏蔽计算的准确性。同时,直接电子输运模拟耗时很长,可以通过厚靶韧致辐射模型处理电子产生的光子,从而提高计算效率。本文开展了cosRMC程序的减方差技术和厚靶韧致辐射模型在同位素电池屏蔽计算中的应用研究与验证,基于美国SNAP-21结构的设计方案,采用cosRMC程序对同位素电池进行了精细建模,通过改变外屏蔽层厚度分析其对表面剂量率的影响,并与MCNP结果进行比较。结果表明,在电池径向和轴向使用不同厚度的屏蔽层,cosRMC与MCNP计算的贫铀屏蔽层表面的剂量率的相对误差在±3σ区间内符合良好。采用栅元重要性减方差后,两程序统计误差均减小,且在电池径向5 cm处和轴向4 cm处,结果在±3σ区间内符合良好,进一步验证了c...     

锶-90同位素放射源屏蔽结构设计

在~(90)Sr放射源结构设计基础上,利用Monte Carlo程序MCNPX计算~(90)SrTiO_3陶瓷源表面的轫致辐射能谱和放射源外空间的剂量当量分布情况,并计算和设计屏蔽层。结果表明,90SrTiO_3陶瓷放射源表面的平均光子通量率约1.2×10~(10)cm~(-2)·s~(-1),表面最小剂量当量率约20Sv/h;应用厚度为7cm的钨材料屏蔽后,表面和1m处最大剂量当量率分别约为1.35mSv/h和0.027mSv/h,满足放射源运输要求。     

MC法模拟韧致辐射对屏蔽材料积累因子的影响

本文用MCNP程序模拟计算了有无韧致辐射时屏蔽材料的积累因子,研究在不同条件下γ射线产生的次级电子的韧致辐射对积累因子的影响。模拟结果表明:低能(2 MeV)γ射线下韧致辐射对积累因子影响很小,高能(6 MeV)γ射线下韧致辐射对积累因子影响很大;γ射线能量越大、屏蔽厚度越大或屏蔽材料原子序数Z越大,韧致辐射对积累因子影响越大。并且在涉及或不涉及韧致辐射情况下,用MCNP模拟计算的积累因子与理论计算值基本一致。     

压水堆乏燃料运输容器对工作人员的辐射剂量计算

根据NAC-STC型乏燃料运输容器基本参数,用MCNP程序构建乏燃料运输容器、17×17压水堆乏燃料组件和简单人体模型;分别对乏燃料运输容器卡车司机和侧旁工作人员的当量剂量进行计算。计算结果表明:距乏燃料运输容器前端木质减震器1 m处的司机当量剂量为1.82 m Sv/a,距乏燃料运输容器侧面2米处侧旁工作人员的当量剂量为1.78 m Sv/a,均小于(GB18871-2002)《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定的放射性工作人员剂量水平限值20 m Sv/a,乏燃料运输容器能够满足辐射屏蔽与安全的要求。计算结果将为受人工放射源照射的工人辐射剂量评估提供参考。     

核热推进反应堆外环境辐射场研究

核热推进反应堆因其独特的优点渐渐受到人们重视,但其不具有完善的辐射屏蔽措施,会在运行后对外界环境造成大量的辐射,有必要对其辐射特性进行研究。本文针对美国“冥王星”TORYⅡ-C反应堆运行后产生的放射性裂变产物造成的辐射进行研究,采用点核积分算法计算得到该种反应堆满功率运行10 h后的剂量当量率分布。计算结果表明,TORYⅡ-C屏蔽层外表面剂量当量率最大可达到67.185 Sv/h,其中尾部的剂量率最高,侧面剂量率最低。TORYⅡ-C运行后会产生大量辐射物质,必须加装辐射屏蔽设施。     

ν射线参考辐射周围剂量当量标准电离室的蒙特卡罗模拟

由放射源^137Cs和^60Co产生的ν射线参考辐射在辐射监测仪表的校准中起着重要作用。对于场所辐射监测仪表的校准,参考辐射需提供周围剂量当量H^＊（10）的约定真值。本研究采用H^＊（10）标准电离室法测定周围剂量当量H^＊（10）的约定真值,利用MCNP4C蒙特卡罗模拟程序,提出了基于双金属补偿法的电离室结构设计方案。结果表明,在15～1500keV能量范围内,该电离室能量响应满足国际标准ISO4037—4的要求,该研究结果对H^＊（10）标准电离室的建立具有重要的指导作用。     

基于蒙特卡罗方法的新型乏燃料干式贮存容器辐射安全仿真验证

针对自主设计的贮存24组燃耗深度为45 GWD/MTU的乏燃料组件的CHN-24型专用容器临界及辐射屏蔽问题,采用蒙特卡罗程序MCNP,建立CHN-24容器临界及辐射屏蔽计算模型。研究结果表明:正常贮存条件下容器内乏燃料的有效增殖因数(k_(eff))为0.283,发生浸水事故时,k_(eff)随着容器内水位升高逐渐增大,注满水时keff达到最大值0.706;容器表面剂量当量率随浸水量增大而减小;正常贮存条件下,即无水浸入时,容器表面及距表面1 m处的最大剂量当量率值分别为0.42 m Sv·h~(-1)、0.08 m Sv·h~(-1)。以上均符合国际原子能机构规定的临界及剂量安全标准,同时表明蒙特卡罗方法可应用于乏燃料容器的临界及辐射屏蔽安全验证。该研究为我国研发具有自主知识产权的核电乏燃料贮存专用容器提供了一定的参考依据。     

土壤样品中^90Sr含量的直接测量

为适应大批量普查土壤样品中^90Sr含量的快速检测的要求，开展了通过利用^90Sr的子体核素^90Y发射的2．28MeV高能p电子与物质相互作用产生的韧致辐射效应测量样品中^90Sr含量方法的研究。韧致辐射具有与γ射线相似的性质，有相对较强的穿透能力，     

核电厂通风系统碘吸附器效率试验辐射模拟计算

本文基于MCNP程序对某核电厂碘吸附器现场试验进行辐射模拟计算,程序中建立试验设备及放射源模型与简易人体模型,模拟试验过程中γ光子输运过程,能够真实反映现场环境空气比释动能率、人体器官能量沉积以及吸收剂量。计算结果是对现场放射性试验进行前人员剂量的预估。     

Si(Li)探测器低能区的效率刻度

通过测量19keV电子束轰击厚碳靶产生的韧致辐射能谱，在低能区（>1keV）对Si(Li)探测器进行了探测效率刻度。厚碳靶的理论韧致辐射能谱由Monte-Carlo程序PENELOPE计算，并用²⁴¹Am标准放射源确定出效率刻度曲线的绝对值。采用本工作的刻度方法确定的效率刻度曲线误差主要来源于用标准放射源绝对化的误差，约为5%。将所得初步实验结果与理论计算值进行了比较，并采用最小二乘法对探测器各厚度参数进行了拟合，除Au接触层厚度外，拟合的各厚度值与探测器生产商提供的数据较为吻合。     

宽能HPGe γ谱仪测量土壤样品中^90Sr含量的方法研究

为适应大批量普查土壤样品中^90Sr含量快速检测的要求，本课题开展了通过利用^90Sr子体^90Y发射的2．28MeV高能β电子与物质相互作用时产生的韧致辐射效应测量土壤样品中^90Sr含量的方法研究。韧致辐射具有与γ射线相似的性质，有相对较强的穿透能力，可利用宽能型HPGe探测器直接对土壤样品进行测量。     

EAST在不同加热模式下的辐射响应研究

利用EAST(Experimental Advanced Superconducting Tokamak)上的在线辐射剂量监测系统,对氘氘等离子体实验期间各种加热模式下装置主机厅内中子、γ剂量进行测量。对比分析了欧姆加热、低杂波加热、中性束注入加热,以及中性束与射频波协同加热实验时的中子、γ辐射强度随时间演化的规律。结果显示:在纯欧姆加热模式,辐射剂量主要来源于逃逸电子轫致辐射产生的高能γ(X)射线和光中子;低杂波辅助加热时,通常会出现环电压下降的现象,离子温度和聚变反应率提高有限,而逃逸电子产生的韧致辐射却被有效抑制,使得总体辐射剂量水平反而低于纯欧姆加热模式;中性束注入加热时,束靶反应使得中子产额提高2～3个数量级,聚变中子以及中子与周围物质核反应产生的γ射线成为辐射剂量的主要来源。通过统计归纳得到在中性束注入加热时,中子周围剂量当量与γ周围剂量当量存在近似的线性关系。该线性关系对于中性束与各种射频波协同加热实验时,中子、γ射线来源于多种途径的情形并不完全适用。     

积分法评估回收~(192)Ir工业探伤源操作人员有效剂量

为了评估回收192Ir工业探伤源操作人员有效剂量,根据南京2014年192Ir源辐射事故场景,利用MCNP程序构建男性MIRD人体模型、192Ir工业探伤源模型,对回收放射源操作人员在电离辐射场的吸收剂量率进行了计算;按指数衰减律拟合出吸收剂量率随一维空间变化的曲线和函数;采用积分法对操作人员手持1 m长柄工具,以2 m/s匀速靠近、夹起、转移放射源、将放射源放入铅屏蔽容器的回收过程的有效剂量进行了计算。结果表明:操作人员回收放射源操作,共花费时间为125 s,整个过程受照有效剂量为1.67 m Sv,与相关文献中个人剂量计的检测数值相吻合。     

苏联研制出照射血液和淋巴液的装置

【日本《原子力工业》1980年第7期报道】苏联全苏辐射技术研究所,研制出一种使用锶-90放射源的实验用辐射装置。该装置可用于对血液及淋巴液进行照射,研究在液相循环系统中的辐射过程。该装置的外观如图所示,外层为屏蔽体,其中设有两个照射室、放射源、循环液     

一种新型中子周围剂量当量(率)测量装置的性能实验

本文介绍一种新型中子周围剂量当量（率）监测方法,搭接了一套单球多计数器的中子周围剂量当量（率）监测装置,利用蒙特卡罗MCNP4A程序模拟计算了中子注量的响应函数,借用“少道”解谱软件进行解谱并对一些辐射防护量进行了计算.通过对^252Cf和Am-Be两种中子参考辐射场的测试,表明对中子注量率、周围剂量当量率、单位注量平均周围剂量当量和剂量当量平均能量的计算结果与参考值相比,偏差均小于10%, 这种监测方法较好地解决了中子剂量仪表的能量响应问题.     

高灵敏度环境中子剂量当量仪的能量响应计算

利用MCNP4C程序计算1种高灵敏度环境中子剂量当量仪的响应曲线.计算结果在感兴趣能量区间与ICRP建议书中的H*(10)曲线符合较好.对MCNP程序计算结果的合理性进行了计算验证.计算结果表明,用MCNP程序优化设计探测器可提高设计效率,并可同时为实验验证提供参考数据.     

一种新型中子剂量当量仪的能量响应性能分析

介绍了对一种新型中子剂量当量仪的能量响应性能的分析.用MCNP程序分别计算了它的各探测单元的中子注量能量响应,并按照中子剂量当量指示值的算法计算了它的中子周围剂量当量能量响应性能,从计算结果看,在热中子～15 MeV的能量范围内它的能量响应变化范围大约在0.55～1.95之间.计算了它在Am - Be源和Cf - 25...     

双探测器中子剂量当量仪的探头设计

针对单探测器中子剂量当量仪的能量响应性能普遍不好的问题,设计了一种新型中子剂量当量仪,该中子剂量当量仪的探头包含有两个不同厚度慢化体球壳和两个球形3He正比计数管。用MCNP程序对分别嵌入到两个慢化体球壳中心的两个3He正比计数管的能量响应进行了计算。在周围剂量当量的结果计算时,用两个探测器的计数率之比确定1个修正因子以对探测器的计数率转换成中子周围剂量当量率进行修正。经过理论分析和实验验证,该中子剂量当量仪的能量响应性能有一定改善,可使热中子～14MeV范围内的能量响应缩小到0.7～1.3范围内。     

基于模拟退火算法的加速器能谱重建

<正>在利用加速器打靶的韧致辐射光子束进行治疗时,剂量计算软件为加速器治疗计划系统的基础。任何剂量计算程序都需用到光子能谱数据。然而在实际治疗系统中,有些情况下很难直接测量能谱数据。本研究用模拟退火算法针对某加速器光子韧致辐射谱进行能谱重建,为后续剂量计算奠定基础。模拟退火算法基本流程如下:1)对光子各能量箱赋予一定的权重,经验表