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随着加速器技术的发展,基于加速器的硼中子俘获治疗装置越来越受到国内外关注。为了研究基于能量为14 MeV、流强为80μA的回旋质子加速器获得硼中子俘获治疗(Boron Neutron Capture Therapy,BNCT)中子源的可能性,利用Geant4软件对中子产生靶以及束流整形组件进行了优化设计,旨在获得理想的超热中子束实验终端。由于加速器的流强较低,增设了天然铀作为中子倍增器以提高中子注量。经过对铍靶、天然铀增殖层、AlF3和TiF3复合慢化体、热中子吸收层和γ屏蔽层等进行优化设计,在束流出口处能够获得超热中子占比高达95.6%,注量率可达6.26×107n·cm-2·s-1的中子源终端。该方案可初步用于加速器BNCT中子源实验终端的技术验证。 相似文献
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研制了一种能同时测量混合场中γ和中子注量率的涂硼电离室,并实验测试了其性能。涂硼电离室由两个大小和结构一致的腔室组成:1个仅对γ灵敏,另1个对γ与中子均灵敏。用强度为2.7×107 s-1 的Am-Be源测得电离室的中子灵敏度达9.2×10-16 A/(cm-2•s-1),在剂量率为5.24 μGy/h的137Cs γ场中,电离室的γ灵敏度达7.36×10-16 A/(MeV•cm-2•s-1)。涂硼电离室I-V曲线坪长为600 V,坪斜小于4%/100 V,在工作电压为-400 V时,其γ补偿修正系数<5%,可用于核设施周围的混合场监测。 相似文献
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为得出硼中子俘获治疗(BNCT)中不同能量中子在含肿瘤Snyder修正头部模型内的深度-剂量曲线,籍以进一步理解BNCT原理,优化BNCT治疗中子源的能谱分布,本文利用MCNP模拟计算0.025 3 eV、1 eV、1 keV、10 keV、100 keV、1 MeV和混合能量的超热中子源在含肿瘤Snyder修正头部模型内的硼剂量、热中子剂量、超热和快中子剂量以及次级光子剂量组分的深度-剂量分布,并在此基础上得到总的相对生物学剂量的深度-剂量分布,以判断不同能量组中子源在BNCT中的优劣。结果表明,热中子头皮浅表处硼剂量高于肿瘤区硼剂量;快中子源硼剂量小,但其剂量组分中超热和快中子剂量过大;超热中子具有一定的穿透性,在脑深部肿瘤区形成了较高的硼剂量和总的相对生物学剂量。说明超热中子具有良好的BNCT治疗效果,热中子和快中子不适宜用于脑部BNCT治疗。 相似文献
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利用中国先进研究堆(CARR)在国内首次开展了冷中子瞬发伽玛活化分析(CNPGAA)实验,采用定制加长的电制冷高纯锗(HPGe)探测器和先进的数字多道谱仪DSPEC®-502进行测量,获得了NH4Cl样品中元素冷中子瞬发伽玛谱和本底谱等数据,同时利用伽玛放射源152Eu、137Cs、60Co以及NH4Cl产生的瞬发伽玛射线对探测器在宽能区0.1~8 MeV进行能量刻度。为降低环境辐射本底,HPGe探测器外围采用环形锗酸铋(BGO)康普顿谱仪,10 cm铅以及含6Li和10B材料对中子束流准直屏蔽。此外,利用金片活化法测量了CARR堆运行功率为15 MW时有无冷源情况下冷中子导管B(CNGB)末端1 m处的中子注量率,结果显示有冷源时中子注量率可提高一个量级。 相似文献
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利用γ全吸收型4π BaF2探测装置,对中子俘获反应截面进行了在线测量。基于HI-13串列加速器提供的脉冲化质子束,通过7Li(p,n) 7Be反应产生中子,构建了keV能区中子源实验条件,经屏蔽准直后的中子轰击样品,应用4π BaF2装置在线测量(n,γ)反应复合核退激时释放的瞬发γ射线级联,测量了Au、C、Nb、空白等样品。通过计算93Nb(n,γ)94Nb和197Au(n,γ)198Au两个反应的截面数据比值并与文献数据比对,检验了4π BaF2探测装置和(n,γ)反应截面在线测量技术,为在中国散裂中子源(CSNS)上顺利开展(n,γ)反应截面数据测量工作提供了技术支持。 相似文献
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1988年兰州大学成功研制了3×1012 s-1的ZF-300强流中子发生器,主要用于核数据测量、材料辐照损伤等研究。为进一步开展活化法中子核数据测量、裂变物理等研究,兰州大学启动了基于倍压加速器的ZF-400强流中子发生器研制工程,该中子发生器的设计指标为D束流能量400 keV、D束流强度大于30 mA、D-D中子产额大于5×1010 s-1,D-T中子产额大于5×1012 s-1。在裂变物理研究方面,已成功发展了描述裂变核断点裂变势的势驱动模型(potential-driving model),并开展了中子诱发典型锕系核素裂变发射中子前裂变产物的质量分布计算研究;将potential-driving model植入Geant4程序,发展了用于裂变发射中子后裂变产物质量分布、动能分布、裂变中子能谱等模拟的蒙特卡罗方法,并开展了可靠性评估研究;研制了一套用于裂变产物实验测量的双屏栅电离室(TFGIC),并完成了初步实验测试。在中子应用技术方面,为满足小型... 相似文献
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质子加速器适用于为硼中子俘获治疗提供中子源,其中子源强及能谱较反应堆中子源更具可调性。中子靶物理计算分析是加速器中子源设计的基础,为其提供粒子能量、流强等参数需求分析,并为靶体结构尺寸设计、中子慢化和屏蔽分析等提供前端参数。本文利用MCNPX蒙特卡罗程序,通过对质子打靶的中子产额和能谱、靶体能量沉积、打靶后靶材放射性活度和中子出射空间角分布等进行研究,提出能量2.5 MeV质子轰击100~200 μm锂靶的设计,并用模拟计算数据论证其合理性。该设计中子源在1 mA流强质子轰击下,源强可达9.74×1011 s-1;拟设计15 mA、2.5 MeV质子束产生的中子源,在治疗过程中靶材放射性活度累积最大值约为1.44×1013 Bq。 相似文献
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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/φγ)、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/φγ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。 相似文献
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Tetsuo Matsumoto 《Progress in Nuclear Energy》2000,37(1-4):327-332
Neutron beam designs were studied for TRIGA reactor with a view to generating thermal, epithermal and fast neutron beams for both medical neutron capture therapy (NCT) and industrial neutron radiography (NR). The beams are delivered from thermal and thermalizing columns, and also horizontal beam hole. Several prospective neutron filters (high-density graphite (G), bismuth (Bi), single-crystal silicon (Si), aluminum (Al), aluminum oxide (Al2O3), aluminum fluoride (AlF3) and lead fluoride (PbF2)) were examined for obtaining sufficiently intense neutron beam for various applications. Monte Carlo calculations indicated that with a suitable neutron filter arrangement, thermal and epithermal neutron beams attaining 2×109 and 7×108 n cm−2S−1, respectively, could be obtainable from thermal and thermalizing columns with the reactor operating at 100 kW. These neutron beams could be adopted for boron neutron capture therapy. Compared with these columns, horizontal beam port would deliver neutron fluxes of 10−2 10−3 lower intensity, but produced thermal and neutron beams would be adequate for different application of nondestructive inspection by neutron radiography. 相似文献
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为检验和确定用于硼中子俘获治疗(BNCT)的医院中子照射器(IHNI-1)的快中子污染源项,设计了用于快中子注量率测量的包硼~(235)U裂变电离室。利用MCNP程序对电离室的注量响应进行优化设计,计算包裹不同厚度硼壳时电离室的注量响应曲线,最终选择35mm厚B4C壳作为低能中子屏蔽层。利用该电离室测量IHNI-1热中子和超热中子束的快中子注量率,并与模拟计算值比较。结果显示,实测的中子束比模拟计算结果具有更多的快中子成分,低于国际原子能机构(IAEA)推荐的目标值。 相似文献
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为提高高通量工程试验堆(HFETR)局部快中子注量率,裂变中子转换器采用以含7%Mo的高裂变密度UMo合金作为燃料芯体的十字形燃料棒。转换器内62根燃料棒以三角点阵布置于63 mm外套管和24 mm内套管间,中心区域为20 mm的辐照孔道。采用蒙特卡罗计算表明,该转换器内辐照样品的快中子(E>1 MeV)注量率可达3.34×1014cm-2•s-1,较堆芯相同位置不放置转换器时高约40%。在HFETR设计流速和压力下,利用ANSYS/CFX程序分析得到,转换器最大允许功率可达2.4 MW,燃料棒芯体最大功率密度为8.007 kW/cm3。此时,燃料棒包壳温度为193.6 ℃,能满足HFETR的热工要求,不会产生流动不稳定。 相似文献