新型核辐射屏蔽材料的优化设计

为研制兼具质地轻、体积小、耐高温等特点的新型中子、γ混合辐射屏蔽材料,用遗传算法建立了屏蔽材料优化设计方法。对应用该方法设计出的3种材料进行MCNP软件检验,并与铁等材料进行比较。结果表明:在达到一定厚度后,这些材料对裂变中子、γ的总屏蔽效果均超过铁,且相同屏蔽效果下的铁质量当量显著下降。     

含硼矿物及环氧树脂复合材料的中子屏蔽性能

以我国特有的含硼原矿经选矿和高炉分离后分别得到的含硼铁精矿粉和富硼渣为研究对象,用蒙特卡罗方法研究了二者及其环氧树脂复合材料的中子屏蔽性能,讨论了影响材料屏蔽性能的因素,确定了含硼矿物/环氧树脂复合材料合适的配比范围;得到了材料的快中子分出截面和热中子衰减系数,并与常用的混凝土屏蔽材料进行对比。结果表明：复合材料对14.1MeV快中子的屏蔽性能主要与屏蔽材料中低原子序数元素的含量有关,含硼矿物复合材料对热中子的屏蔽性能与硼元素的浓度有关,伴生γ射线光子的衰减主要与矿物材料中高原子序数元素的含量和材料的密度有关。含硼矿物复合材料中含硼矿物的最优体积比为0.4~0.6;最佳配比对14.1MeV快中子的屏蔽性能与混凝土的接近,对热中子的屏蔽性能强于混凝土的,有望作为辐射场周围混凝土屏蔽层的裂缝灌注及不规则孔洞的填补或直接制备复合屏蔽材料。     

新型柔性中子屏蔽复合材料研制及性能研究

为满足形状复杂核设备外围防护以及辐射防护服对于柔性中子屏蔽材料的需求,研制了一种新型B4C/SEBS中子屏蔽复合材料,重点研究了不同B4C含量对SEBS基复合材料力学性能、热学性能及中子屏蔽性能的影响。实验结果表明:复合材料拉伸强度、扯断伸长率均随着B4C含量的增加而减小;增加B4C含量,复合材料撕裂强度呈现出先增大后减小的趋势,而复合材料邵氏硬度则不断增大;该材料热导率随着B4C含量的增加而不断升高;利用镅-铍中子源进行材料中子屏蔽测试,同厚度材料中子屏蔽性能随着B4C含量的增加而不断提高。综合考虑该新型柔性中子屏蔽材料良好的中子屏蔽性能、抗撕裂性能及柔韧性能等特性,其在形状复杂核设备外围防护及辐射防护服领域具有较大的应用前景。     

B4C-PE复合材料中子屏蔽性能研究

利用~(252)Cf中子源产生快中子场和热中子场,对系列不同B_4C含量B_4C-PE复合材料的中子宏观截面进行了实验研究和MCNP模拟计算。结果表明:热中子宏观截面在±5%内相符,快中子宏观截面在±10%内相符;B_4C-PE复合材料对热中子的屏蔽效果明显好于聚乙烯。研究结果可为中子屏蔽材料研发和工程设计提供参考。     

空间堆阴影屏蔽结构与材料选型

空间堆对辐射屏蔽尺寸和重量要求苛刻，为寻找合适的屏蔽方案，需要对屏蔽材料、结构进行选型研究。本文首先介绍了国内外对空间堆屏蔽目标及限值的研究进展，基于反应堆屏蔽设计原理，针对不同应用场景抽象出平板模型和球模型，在不同设计目标下对不同材料的屏蔽性能进行分析，基于分析结果采用自动化优化工具对屏蔽方案进行选型，分析了各个方案的优缺点。结果表明，放射源的能谱、源的尺寸大小、屏蔽体离源的距离、不同的屏蔽设计目标都会影响屏蔽材料和结构的选择，需要根据应用需求进行筛选；碳化硼、氢化锂和钨是较好的空间堆屏蔽材料；利用自动化优化工具对屏蔽体进行分层布置可实现有效减重。     

金属/聚合物复合材料对中能电子的屏蔽作用研究

运用MULASSIS计算程序模拟计算了不同组成的屏蔽材料对空间辐射环境的屏蔽效果,在此基础上进行屏蔽材料的初步设计,并制备了一系列不同组成的金属/聚合物复合材料,结合中能电子照射的实验结果,讨论了组成对金属/聚合物复合材料的屏蔽效果的影响.研究发现,高原子序数和低原子序数金属混合添加的复合物样品具有较好的屏蔽效果.     

中子辐照铅硼聚乙烯致次级γ剂量模拟研究

利用MCNP程序,研究了铅硼聚乙烯材料成分、入射中子的能量以及屏蔽材料的厚度对次级γ剂量占总剂量比例的影响。结果表明:随着入射中子能量的增大,次级γ剂量对总剂量的贡献不断降低;随着屏蔽材料厚度的增加,次级γ剂量对总剂量的贡献不断升高,且均受铅硼聚乙烯材料成分的影响。研究结果可供中子源屏蔽设计参考。     

基于遗传算法的中子屏蔽材料组分优化研究

基于快速非支配排序遗传算法NSGA-II,开展了多目标屏蔽优化设计研究,建立了中子复合屏蔽材料组分的自动优化设计程序。以屏蔽剂量和材料密度最小化为目标,以聚乙烯、铅、硼、锂、铁、铝等材料均匀混合组成30 cm厚平板屏蔽结构为例,验证了优化算法程序的有效性。将基于遗传算法的屏蔽优化方法与设计人员的经验相结合,可更高效地实现多目标屏蔽优化设计。     

MC法模拟地层元素测井仪优化中子屏蔽体

利用MC法模拟了D-T中子源发出的粒子通过地层元素测井仪内部屏蔽体结构的过程,获得了不同粒子通过不同材料的屏蔽体后能量和核反应截面的分布,从而得出不同材料在不同厚度下的粒子屏蔽效果。模拟结果表明:采用17 cm厚的三层复合屏蔽体结构,所用材料第一层为10 cm厚的钨镍合金,第二层为5 cm厚含20%碳化硼的聚乙烯,第三层为2 cm厚的铅。三层结构对中子的屏蔽率达到98.47%,对γ光子的屏蔽率达到97.68%。可有效降低仪器内部元素干扰,提高分辨率与精确度。     

针对车载D-D加速器中子源的紧凑、轻量化屏蔽材料优化设计研究

为减小D-D加速器中子源的体积和质量，本文结合遗传算法和MCNP程序建立了一种针对快中子的优化设计紧凑、轻量化屏蔽材料的方法。基于此方法，设计得到了一系列材料样本，采用MCNP程序模拟了各材料对D-D中子的屏蔽性能，并与传统材料PB202、PE-30%B、M-L1、M-L2进行了对比。为直观比较屏蔽材料的性能，假设加速器生物屏蔽体为同轴渐缩圆柱体结构，对不同材料所需体积及质量进行了对比，结果显示，SDGa性能较好，可同时满足紧凑化与轻量化的需求。同时，对SDG3和SDG3*辐照1000 h后的活化伽马剂量率进行了评估，结果显示其活化影响可忽略。     

高效能屏蔽材料铅硼聚乙烯

本文介绍了核动力反应堆用的几种中子和γ辐射的复合屏蔽材料，以及它们的物理性能，机械性能，γ辐照效应和屏蔽性能，并同国外类似的产品进行了对比，推荐了几种屏蔽效果良好和有推广应用价值的复合屏敝材料。     

基于蒙特卡罗方法的环氧树脂基屏蔽腻子优化设计及应用研究

本文针对船用核反应堆辐射场特点、屏蔽防护需求和使用环境条件,开展了屏蔽腻子的优化设计及应用研究。选用耐腐蚀防霉变优异、粘结度强、无毒性的双酚A环氧树脂和脂环胺固化剂作为基体材料,添加粒径约100μm的铅、聚乙烯、碳化硼等屏蔽添加剂提高屏蔽腻子的辐射防护性能。采用蒙特卡罗方法对屏蔽腻子的主要成分配比进行了优化设计。计算结果表明,碳化硼含量为5%~15%、铅含量为80%时,中子的慢化与吸收达到平衡,较高的铅含量大幅增强了其对γ射线及次级γ射线的屏蔽防护能力,使屏蔽腻子对235 U诱发裂变源的综合辐射防护能力达到最佳水平。消泡剂、分散剂、流平剂、促进剂等加工助剂的添加对屏蔽腻子快速固化、气泡排除、混合均匀、成型致密光滑起到了重要促进作用。通过样品试制和试验测试,证明了优化设计的屏蔽腻子具有优异的屏蔽性能、耐辐照老化性能、固化成型质量、粘结强度、混合浇灌施工便捷性能等,能有效满足船用核反应堆等设施屏蔽缝隙处及不规则部位的辐射防护使用需求。     

镍基复合涂料对环境电磁辐射的屏蔽效能研究

分别对手机基站及电视发射塔等典型环境电磁辐射源附近的电磁辐射强度进行了测量。再以羰基镍粉和水性清漆为主要原料,制备出针对射频电磁辐射的复合涂料,对该涂料制备的屏蔽材料进行现场电磁辐射屏蔽效能测试。结果表明,典型电磁辐射源附近环境电磁辐射强度未超过国家控制限值,镍基复合涂料对环境中的射频电磁辐射具有较高的屏蔽性能。在本实验所采用配方及工艺条件下,当单位面积镍含量为0.015 g/cm²时,其屏蔽效能最高。     

Shielding Design and Analysis of Fusion–Fission Hybrid Energy Reactor Blanket

A preliminary design of fusion–fission hybrid energy reactor (FFHER) has been proposed by Institute of Nuclear Physics and Chemistry based on current fusion science and well-developed fission technology. In FFHER, shield blocks provide nuclear shielding and thermal shielding for internal and external blanket components. The hybrid of fusion core and fission blanket makes the spectra rather complex. Therefore, it is necessary to make detail shielding design and carry out radiation analysis according to the blanket structure and material property. In this study, a shielding design of combining several different material shield blocks has been proposed. The shielding analysis is performed by Monte Carlo (MC) method. For the radiation deep-penetration problem, the flux and statistical relative error of forward MC estimate are applied to get an optimal weight window for global variance reduction (GVR). The spatial distribution of neutron and gamma flux have been assessed along the shield block depth. Power deposited and dose rate distributions have also been simulated and analysed. Neutron irradiation damage has been studied to evaluate the material damage. Based on the configuration analysis, nuclear analysis and GVR method, an optimal FFHER blanket shielding design has been obtained.     

离散纵标屏蔽计算空间自适应方法研究

离散纵标法是目前国际上通用的核装置辐射屏蔽计算的主要方法之一。空间变量离散误差对离散纵标屏蔽计算的精度至关重要。实际屏蔽计算中存在较强的非均匀性，传统的空间离散方法不能高效地在全局达到较高精度。本文采用线性间断有限元方法进行空间离散，由基于两网格的误差估计和基于残差的误差估计驱动空间网格自适应细化；基于树状结构的六面体网格，对传统的输运扫描进行改进，在粗-细网映射中保持零阶、一阶空间矩守恒。数值结果表明：线性间断有限元方法具有较好的射线传递特性和空间收敛性；自适应算法能较好地对通量密度间断、通量密度梯度大、光学厚度大的区域进行网格细化。在达到相同计算精度时，自适应方法所需的网格数较均匀细分的方法减少约1个数量级，能有效提高屏蔽计算效率。     

新型纤维增强环氧树脂基复合材料研制及其中子屏蔽性能研究

核技术应用产业的迅速发展,对中子辐射屏蔽材料的种类、服役环境、结构性能提出更多、更高要求。针对发展功能/结构一体化中子屏蔽材料需求,研制了一种新型玻璃纤维/B₄C/环氧树脂复合材料。力学测试与中子屏蔽实验发现,该复合材料中子屏蔽性能良好,5 cm厚样品屏蔽后中子透射率仅19.6%;材料具有较高强度与模量,性能优于铅硼聚乙烯。增大材料B₄C含量对提升材料中子屏蔽性能作用显著,但同时材料强度、模量有一定减小。综合考虑该材料的中子屏蔽性能、承受载荷以及耐高温特性,其在反应堆、加速器及中子源等核设施外围防护材料,尤其是乏燃料贮存格架材料用途上具有较大应用潜力。     

A M?ssbauer investigation of nano-NiFe alloy/expanded graphite for electromagnetic shielding

A new material is prepared by impregnating the expanded graphite(EG) into ethanol solutions of metal acetate and then drying and reducing it in H2.It contains the EG and the nanoparticles of the magnetic Ni–Fe alloy for the electromagnetic shielding.Its morphology,phase structure,magnetic properties,and electromagnetic shielding effectiveness(SE) are investigated in our experiment.It shows that the morphology,the phase structure,and the magnetic property of the composite can be modified by altering the Ni content in the alloy nanoparticles.Interestingly,the SE can be enhanced to 54–70 d B at low frequencies(300 kHz–10 MHz) by dispersing the magnetic nanoparticles onto EG.     

贫化铀用于核动力堆防护的屏蔽性能与放射性毒性计算分析

针对贫化铀的γ射线屏蔽进行了实验与模拟计算验证。构建了核动力压水堆屏蔽模型，模拟输出的屏蔽层内中子能谱与实际能谱分布较为一致。采用蒙特卡罗程序与燃耗计算程序相耦合的方法，模拟计算了贫化铀在不同位置处中子、γ混合辐射场中的综合屏蔽性能，并与铅作为屏蔽材料进行了对比分析。模拟计算了屏蔽层中子辐照贫化铀40 a后的活化和裂变产物，分析了材料辐照前后年摄入量限值（ALI）定义下的放射性毒性，结果表明，新增二次产物对放射性毒性影响不大。      

乏燃料运输容器屏蔽性能检测技术

我国放射性物质运输安全监管的一项重要内容是对运输容器进行辐射屏蔽性能检测,确保其满足《放射性物质安全运输规程》的要求。在实际对乏燃料运输容器进行辐射屏蔽性能检测时反映出了一些尚需解决的问题和难点,如中子辐射水平测量的可靠性,表面中子辐射水平的准确测量等。本文主要针对乏燃料运输容器屏蔽性能检测中涉及的中子辐射水平测量可靠性开展相关研究。通过分析比较不同类型测量仪器的测量结果,结合乏燃料运输容器外部辐射水平的模拟计算结果,提出优化乏燃料运输容器屏蔽性能检测技术的建议,为技术的完善和乏燃料运输管理工作提供借鉴。