摘要：针对放射源安全贮存的现实需求,本文根据现有放射源类型对放射源库进行了设计,其中非豁免类γ源与中子源采用1 m深地坑存放,α源、β源及豁免源采用铁质保险柜存放。考虑到放射源库位于实验楼内,对辐射防护进行了充分的保守设计,通过理论计算,对坑盖、墙体、活动屏蔽块的材料与尺寸等参数进行了设计。采用蒙特卡罗模拟计算对理论设计进行复核,并准确获得放射源库辐射水平。结果表明:γ源源坑配套5 cm厚铁坑盖,中子源源坑配套20 cm厚含硼聚乙烯坑盖,源库间墙体采用20 cm厚混凝土,能够使源库间内部最大比释动能率低于25μGy/h,高1 m处的最大比释动能率为1.5μGy/h左右,而源库间外比释动能率同本底水平相当,不但充分满足了放射源贮存相关标准要求,还确保了放射源库周边办公区域人员的辐射安全。

摘要：中子导管将冷中子束从冷源引出至散射大厅,为保证大厅工作人员的安全,提供低本底实验环境,必须设计相应的屏蔽体进行屏蔽。在已有中子导管屏蔽体初步结构设计方案的条件下,联合McStas、MCNP,采用分段计算的方法对其进行了屏蔽计算,得到了散射大厅内中子导管周围不同位置处的辐射剂量率,验证了中子导管屏蔽体结构设计方案的有效性,为进一步开展工程设计提供了依据。

摘要：为批量化测量探测片活性,设计了多道中子注量率相对分布测量系统。每一个NaI探测器测量一个探测片,探测器之间采用铅屏蔽。为了消除其他通道探测片对本通道探测片测量结果的影响,通过设计保证邻近通道活化探测片对本通道干扰小于0.05%。本文采用点源积分方法计算(经蒙特卡罗模拟验证),并确定了满足屏蔽要求的铅屏蔽体尺寸。

摘要：应用MCNP程序为微型钠冷快堆(MFR)概念设计建立了精确的屏蔽计算模型,并对其主要屏蔽物理量进行详细的计算分析。结果表明:在到达屏蔽层的外边界前,MFR内γ光子和中子注量率都已经迅速下降到较低的水平,主容器外的屏蔽层材料以碳钢为主,可以设计出满足安全准则的屏蔽结构;一回路钠的活化十分有限,屏蔽比较简单,铍反射层中氦的产量和控制棒吸收段的10B消耗比例都很小,这些材料可以使用多个寿期。

摘要：利用蒙特卡罗方法计算了新一代核能系统加速器驱动系统(ADS)中质子束管内的中子归一化注量率分布以及通过质子束管入口和其它外表面逸出的归一化中子注量率,得出了一些对ADS系统的设计有重要意义的结论。

摘要：本文对组合几何和射线跟踪方法作了比较深入的论述,并给出了相应于组合几何的粒子在各区域穿行距离的计算方法。

摘要：反应堆屏蔽计算是粒子输运数值计算的难点问题之一。由于仅有少量处于堆芯外围组件的高能中子能到达屏蔽层外,如果对源粒子采用无偏抽样,大量的计算时间用于模拟无用的源粒子,计算效率很低。偏倚抽样是提升蒙特卡罗模拟计算效率的重要途径,包含源偏倚、输运偏倚和碰撞偏倚等。 MCNP 程序的权窗发生器可为输运偏倚和碰撞偏倚提供参数,但不包含源偏倚。本文利用正向蒙特卡罗计算权窗发生器产生的重要性函数,生成源偏倚参数以及与之匹配的权窗系数,在屏蔽计算中取得了很好的效果。本文的方法与MCNP的权窗功能完全兼容,使用方便。

摘要：屏蔽计算是反应堆设计的重要环节之一,其计算结果直接影响核系统的寿命以及周边环境的辐射安全。JSNT是由中物院高性能数值模拟软件中心自主研发的三维离散纵标(S_N)中子/光子输运程序,采用区域分解实现大规模并行,具有较高的计算精度和计算效率。本文利用JSNT对HBR-2装置进行屏蔽计算,分析了辐照监督管处和中子剂量测量仪处的中子通量密度分布以及6个核素的放射性比活度,并与实验测量值进行了比较,发现网格划分对计算结果有较大影响,随着网格的加密,计算结果趋于实验值;除在中子剂量测量仪处的^(237)Np(n,f)^(137)Cs和^(238)U(n,f)^( 137)Cs外,计算结果与测量值的相对偏差均小于20%,满足工程要求。

摘要：辐射屏蔽设计是保证核装置安全性的重要组成部分,离散纵标法是屏蔽计算的主要方法之一。在具有狭长孔道的屏蔽问题中,由于中子角通量密度呈强各向异性分布,特别在孔道内其分布存在极大峰值,传统求积组难以实现计算精度与效率之间的平衡。为此,本文基于勒让德-切比雪夫求积组的离散特点,研究局部范围内多层极角细化技术,提高求积组积分角通量密度的精度。在极角细化的基础上,进一步研究偏倚求积组以提高计算效率,并开展相关收敛分析。对国际权威基准题Kobayashi的测试分析表明,极角细化技术可有效提高带有孔道屏蔽问题的计算精度。

摘要：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90 Sr和90 Y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cosRMC程序进行热电式同位素电池屏蔽计算的准确性。