摘要：2009年3月26日到29日，由中国中原对外工程有限公司，上海核工程研究设计院，中国核仪器设备总公司组成验收组，根据合同和系统验收大纲，在中核（北京）核仪器厂检验的基础上，进行了系统部分功能和性能的抽检和验证，并对交工文件进行了审查。3月30日，C2项目堆芯中子注量率测量系统验收会正式召开，

摘要：基于塑料闪烁体和条纹相机设计了聚变反应速率测量系统,论述了测量光学系统的工作原理和设计方法。通过设置防辐射石英玻璃窗,防止了光学元件受强X射线辐射而变暗;采用晶体等紫外透过率高的光学材料,满足了光学系统对透过率的要求;光学系统像面与条纹相机的阴极面直接对接,解决了条纹相机孔径不匹配的问题;最后在一次像面设置场镜,大幅缩小了光学元件的口径。设计的光学系统总长为2 660mm,放大倍率为1/3,像方F/#数达到0.667,系统透过率达到67%,时间弥散小于7.3ps。这些结果能够适应不同中子产额的实验需求,在激光打靶实验中取得了较好的实验效果。

摘要：为了保证医用重离子加速器(HIMM)运行时的辐射安全,利用FLUKA计算了治疗时产生的瞬发中子源项,并对次级中子、γ辐射对屏蔽的影响进行了分析。用半经验公式及FLUKA计算了屏蔽厚度,给出了HIMM治疗室的屏蔽设计。在HIMM最大负载运行时,测量了屏蔽外中子剂量率,测量结果与模拟计算结果相符合。结果表明,本文选用的屏蔽设计方法是合理的,HIMM治疗室屏蔽设计方案满足国家标准要求。

摘要：CSR(cooling storage ring)按计划将于2005年底建成调束,届时从^(12)C到^(238)U的重离子将可以分别被加速到900和400MeV的能量。HIRFL(兰州重离子加速器Heavy Ion Research Facility in Lanzhou)将用作CSR的注入器。为了CSR的屏蔽设计,本文利用现有的实验数据计算了由于束流损失产生的中子及其能谱、角分布,同时也估算了屏蔽体外表面的中子剂量、环境中子剂量及天空返照中子剂量。在源项计算中使用了400MeV/u^(12)C+Cu反应的中子产额、能谱、角分布的实验数据。计算表明,CSR对环境剂量影响最大的是天空返照中子。

摘要：液体闪烁测量技术是一种测量低能β辐射的行之有效的方法,也可以测量α射线、中子、γ射线等辐射。介绍了一种液体闪烁氚测量仪的设计,其中包括谱测量、工控机方式、接口及数据处理等,并在其可靠、应用功能和实用等方面做了一些分析和探讨。

摘要：核能技术的快速发展带来了辐射安全隐患,为保护人员的身体健康与周围环境的安全必须采取屏蔽体进行防护。核设施结构的复杂性以及应用场景的多样性对核辐射综合屏蔽材料的性能提出更高的要求,材料不仅要具备优异的中子/γ屏蔽功能,还应具有优异的力学性能以作为结构材料使用。本文简述了核辐射综合屏蔽材料的设计要求,并根据国内外屏蔽材料的研究现状,综述了常用的辐射屏蔽材料的研究进展,对比分析金属与非金属材料的屏蔽性能,总结了不同基体与功能填料的研究内容、特点以及存在的问题,提出了屏蔽材料结构/功能一体化已成为发展方向,指出含稀土元素的镍基复合材料在防辐射屏蔽材料方面的应用将成为进一步研究的重点,为新型辐射屏蔽材料的研制应用提供了参考。

摘要：为查明AREVANPGmbH供货的在线式硼表(BCMS)测量准确度超标原因,研究提高BCMS测量准确度的方案。根据BCMS工作原理,从中子测量和总硼浓度计算环节对影响BCMS测量准确度的因素进行了分析,并统计分析了BCMS的测量数据;选择测量准确度高于BCMS的离线式硼表(OFBM)为对标对象,在同等统计误差分析条件下对二者的测量准确度进行了对比;以中国核动力研究设计院研制的在线式硼表(ONBM)为参考,量化分析了被测管道尺寸对BCMS中子计数率的影响。结果表明:BCMS在制造厂测试和在核电厂运行期间均存在测量准确度超标问题;BCMS测量准确度超标是由其中子测量装置在固定计数时长内测得的累积中子计数率过低所致;BCMS中子源与中子探测器之间有聚乙烯损耗中子的缺陷。提出了通过切削聚乙烯屏蔽层,同时更换高热中子灵敏度探测器提高BCMS测量准确度的改造方案。

摘要：文章对核临界安全研究中通常采用的现场测量技术———源倍增法进行研究。从有源扩散理论出发,导出了与keff不同的有源次临界中子有效增殖因子ks的表达式,并在次临界系统上进行了验证研究。验证实验研究证实了所导出的ks 的正确性。源倍增法测量的参数实际上是次临界系统在外源作用下的有源次临界中子有效增殖因子ks,而不是以往的中子有效增殖因子keff,这就解决了长期困扰人们的有关源倍增法测量的参数问题。文章讨论了ks 与keff间的差别和关系以及它们对核临界安全的影响。

摘要：本文将^10 B粉与1,2-二氯乙烷溶剂、芳华树脂粘结剂混合研制了中子灵敏层^10 B膜,以此制作一新型涂硼正比计数器。为增加探测效率,除管内壁涂硼外,在管内增置了14片双面涂硼环氧薄片,并用^241 Am-Be源测试了其性能。活度为3.7×10^9 Bq的^241 Am-Be源实验表明：此新型涂硼正比计数器坪长约150V,坪斜为8.2%/100V（750-900V）;工作电压为800V时测得新型涂硼正比计数器的计数率为50s^-1,灵敏度为0.71cm^2。与管内壁仅涂硼的正比计数器相比,新型涂硼正比计数器中子灵敏面积增加到3.15倍后,探测器坪长从80 V增至150 V,坪斜从12.4%/100 V改进到7.58%/100V,灵敏度提高到2.63倍。同时,以基于蒙特卡罗方法的Geant4平台,模拟计算单能中子及^241 Am-Be源中子照射包裹高密度聚乙烯慢化材料的新型涂硼正比计数器的响应和探测效率。^241 AmBe源模拟结果和实验结果吻合较好。实验测试及模拟结果表明,涂硼技术与增加灵敏面积相结合的正比计数器的设计较成功。

摘要：核能的普及和安全利用,对辐射屏蔽及材料提出了更高要求。本文以反应堆屏蔽分析为切入点,首先介绍了反应堆产生辐射的种类及防护机理,指明了反应堆屏蔽设计的指导原则。在此基础上,着重阐述了近年来已应用或有潜在应用价值的新型屏蔽复合材料。最后,提出了该领域存在的问题及未来可能的发展方向,以期对领域内的科研人员及从业者有所裨益。