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第四章--反应堆辐射屏蔽--C

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《核反应堆物理分析》名词解释及重要概念整理

《核反应堆物理分析》名词解释及重要概念整理

E E r 第一章—核反响堆的核物理根底直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里放射出来，而中子却留在了靶核内的核反响。

中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反响过程。

非弹性散射：中子首先被靶核吸取而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并放射 γ 射线而返回基态。

弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。

微观截面：一个中子和一个靶核发生反响的几率。

宏观截面：一个中子和单位体积靶核发生反响的几率。

平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。

核反响率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。

中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内全部中子在单位时间内穿行距离的总和。

多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也渐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。

瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约 10-14s)放射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中放射出来的，把这些中子叫缓发中子。

其次章—中子慢化和慢化能谱慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。

集中时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。

平均寿命：在反响堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最终被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。

慢化密度：在 r 处每秒每单位体积内慢化到能量E 以下的中子数。

分界能或缝合能：通常把某个分界能量 以下的中子称为热中子， 称为分界能或缝合能。

c c第三章—中子集中理论中子角密度：在 r 处单位体积内和能量为 E 的单位能量间隔内，运动方向为 的单位立体角内的中子数目。

慢化长度：中子从慢化成为热中子处到被吸取为止在介质中运动所穿行的直线距离。

放射卫生学重点 第四章 辐射源的外照射防护讲解

放射卫生学重点 第四章 辐射源的外照射防护讲解


2019年1月14日5时23分
7
低能光子源


主要作为X射线荧光分析用源
薄层物质厚度计的核子用源 密度计的核子用源 刻度γ射线探测器用的标准源
2019年1月14日5时23分
8
γ辐射源


主要作为核子计源
γ照相源 间质治疗源
腔内治疗源
9
2019年1月14日5时23分
中子源

石油地质勘探、辐射育种、活化分
20
DG5015 遥控透视X射线机
2019年1月14日5时23分
21
X射线管

X射线管按其用途不同分为

诊断
治疗管；

按诊断管靶面构成材料不同分为


钨靶管
钼靶管。
22
2019年1月14日5时23分
固定阳极X射线管
2019年1月14日5时23分
23
管电流、管电压、高压电源


管电流：供阴极灯丝的电流

主要作为以下离子发生器的源


烟雾探测器 静电消除器 放射性避雷器

作为α能谱分析的参考源 作为α放射性活度测量时刻读探测器的 标准源
6
2019年1月14日5时23分
β辐射源


主要用作β放射性活度的测量
β能量响应刻度探测器探测时的参 考源和工作源 用作测量薄层物质厚度的核子计源 和色层分析仪的离子发生器的源
第四章 辐射源的外照射防护
第四章 辐射源的外照射防护


第一节 第二节 第三节 第四节 第五节 策 第六节
密封源的种类及其泄漏检验 密封源在医疗照射中的应用 医疗照射中应用的辐照装置 医疗照射源外照射的防护措施 医疗放射源易发事故及其预防对

【CN109978166A】一种核反应堆辐射屏蔽方案设计方法、装置及设备【专利】

【CN109978166A】一种核反应堆辐射屏蔽方案设计方法、装置及设备【专利】

(19)中华人民共和国国家知识产权局(12)发明专利申请(10)申请公布号 (43)申请公布日 (21)申请号 201910238072.2(22)申请日 2019.03.27(71)申请人 南华大学地址 421001 湖南省衡阳市蒸湘区常胜西路28号(72)发明人 陈珍平　于涛　谢金森　郭倩　谢芹　(74)专利代理机构 北京集佳知识产权代理有限公司 11227代理人 罗满(51)Int.Cl.G06N 3/12(2006.01)G06F 17/50(2006.01)(54)发明名称一种核反应堆辐射屏蔽方案设计方法、装置及设备(57)摘要本发明公开了一种核反应堆辐射屏蔽方案设计方法，包括接收初始方案作为父代种群；依据遗传算法对父代种群进行种群进化，得到子代种群，父代种群与子代种群混合组成辐射屏蔽方案种群；将辐射屏蔽方案种群内各个方案进行两两比对，比对时将两个方案各自的相同设计目标的数值对应比对，依据比对结果对辐射屏蔽方案种群内的方案进行性能排序，筛选符合预设最优性能条件的若干方案作为下一代父代种群，重复上述种群进化操作，直至满足迭代结束条件，得到最终优化方案。

本发明在方案比对过程中减少了主观因素，采用相同量纲的设计目标进行比对的方式，比对难度低且最终解的精确度高；本发明还公开了一种基于上述方法的装置、设备及计算机可读存储介质。

权利要求书3页 说明书13页 附图4页CN 109978166 A 2019.07.05C N 109978166A权　利　要　求　书1/3页CN 109978166 A1.一种核反应堆辐射屏蔽方案设计方法，其特征在于，包括：步骤s1：接收给定的核反应堆辐射屏蔽的初始方案作为父代种群；步骤s2：依据遗传算法对所述父代种群进行种群进化，得到子代种群，所述父代种群与所述子代种群混合组成辐射屏蔽方案种群；步骤s3：对辐射屏蔽方案种群内各个方案包含的各项设计目标的数值进行计算；步骤s4：将所述辐射屏蔽方案种群内各个方案分别任意两个进行比对，每两个方案比对过程中，将两个方案各自包含的相同设计目标的数值对应进行比对，依据各个方案与其他方案的比对结果对所述辐射屏蔽方案种群内各个方案进行性能排序，筛选符合预设最优性能条件的若干个方案作为下一代的父代种群，并重复步骤s2，直至满足迭代结束条件为止；步骤s5：将满足迭代结束条件后得到的方案作为最终设计方案。

核反应堆物理基础第4章

核反应堆物理基础第4章
第四章 均匀反应堆的临界理论
§4.1 均匀裸堆的单群理论
§4.2 有反射层反应堆的单群扩散理论
§4.3 反应堆功率分布
第四章 均匀反应堆的临界理论
前面两章讨论的是中子在非增殖介质内的慢化和扩散问题。本章 将研究由燃料和慢化剂组成的有限均匀增殖介质（反应堆系统） 内的中子扩散问题。在增殖介质内，中子在扩散过程中，一方面 被不断地吸收，同时又由于核裂变反应不断地有新的中子产生。
∆k = −11100 PCM k
讨论反应堆动态问题时,反应性常用“元”为单位：＄ 1＄=100￠ （1元等于100分）
1元反应性为1个βeff (有效缓发中子产额,若为0.007△k/k )
1＄=700PCM
三、圆柱体裸堆的几何曲率（常见的反应堆形状 ）和 中子通量密度分布
裸堆单群临界计算的关键在于求几何曲率 Bg 和波动方程的基波解 中子通量密度只取决于r和z两个变量 通过严格的解析求解，半径为R，高为H 的圆柱裸堆的几何曲率为
反应堆也无法维持一个恒定中子通量密度分布 （3）k1等于1，这时只有对应n=1的一项不随时间变化，其余随时间衰减
π π π 2 a/2 φ ( x, t ) = φ ( x) = ∫ ϕ 0 ( x) cos xdx cos x = A cos x a a a a −a / 2
2 ∇ 2φ ( r ) + B g φ ( r ) = 0
2 Bg
由临界方程
k∞ k1 = =1 2 2 1+ L B
（4-17）
可以得到临界尺寸，对无限平板堆，临界方程为
k1 = k∞ π 1 + L2 a
2
=1
显然，系统的材料组成给定,即 k ∞ , L2

《核反应堆物理基础》课件——第四章 温度效应

《核反应堆物理基础》课件——第四章 温度效应
• 尽量不要突然停堆，慢慢地停 WHY • 潜艇之类核动力装置，停堆时不要停死，保持一个很低功
率。 • 使反应堆总有足够大的后备反应性。
（即使掉到坑底，后备反应性仍然是正的）
反应堆中没有任何控制毒物情况下的超临界反应性称为反应 堆的后备反应性或剩余反应性。
碘坑中启动或提升功率的危险性
➢开堆或提升堆功率时，随着通量的上升，氙大量烧损， 相当于引入正的反应性。
P d
dP
i
Ti
Ti P
x
x P
TF
TF P
TM
TM P
VM
Tx P
功率系数是所有反应性系数变化的综合，与反应堆核特性相 关，与热工水力特性也有关。
裂变产物中毒
裂变产物：
指裂变碎片及其衰变产物, 300多种。
裂变产物中毒：
意思是反应堆因裂变产物的生成而中 毒。中毒者是反应堆，放毒者是某些裂变产物。
一段时间内135Xe浓度有可能增加
135Xe浓度有可能到达一极值后，开始逐渐减小，因为？？
碘坑：NXe先↑后↓，ex先↓后↑现象
碘坑时间tI: 停堆时刻开始直到剩余反应性 又回升到停堆时刻时所经历的时间
允许停堆时间tp: 在tI内，若剩余反应性还大 于零，则反应堆可靠移动控制棒来启动，这 段时间为tp
停堆后135Xe中毒
135Xe产生途径： 直接裂变、135I衰变
135Xe消失途径： • 停堆后：
135Xe吸收中子、 135Xe衰变
• =0, 135Xe的裂变产额=0； 135I继续衰变为135Xe，但135Xe不再 有吸收中子而消失，只能通过衰变消失，而135Xe得半衰期大 于135I半衰期，因此停堆后:
dI dTF

关于核反应堆辐射屏蔽材料的研究

关于核反应堆辐射屏蔽材料的研究

国防科技学院核材料导论论文论文名称：关于核反应堆辐射屏蔽材料的研究*名：**班级：辐射0802学号：********关于核反应堆辐射屏蔽材料的研究阳刚（国防科技学院辐射0802）摘要简述了核辐射对屏蔽材料的一般要求，综述了常用屏蔽材料的特点。

指出屏蔽材料的屏蔽效果与其它性能如力学性能、耐热性及抗辐照性能之间的矛盾是屏蔽材料需要解决的关键问题介绍了常见的几种具有较强放射性射线的产生机理和特点，详述了防护这些射线的屏蔽材料的种类和屏蔽原理。

对防护这些射线的各种屏蔽材料的研究便成为一项十分重要和迫切的课题，同时也取得了较大的成果。

本文对这些成果进行了简要的介绍，并提出了该领域未来研究和应用的主要方向。

关键词核反应堆辐射屏蔽材料前言反应堆是核能源系统的核心部分，核裂变(或聚变)产生各种辐射射线如不同能级的中子、γ射线、二次γ射线及其它带电粒子和高能射线。

辐射防护依赖于屏蔽材料的性能和辐射屏蔽结构的优化设计，显然，选择材料时应该考虑的基本核性能是中子和射线的减弱性能。

重金属如铅、钨、衰变后的铀以及铁、镍等都是有效的γ射线减弱体，对快中子也有很好的慢化效果。

而像硼、石墨、富氢化合物如水、重水及高分子材料则对中子的减弱或吸收更为有效，这些材料及其复合材料已大量应用于各种核反应堆屏蔽系统并发挥相当重要的作用。

辐射防护材料的研究制备成为科研领域最为重要的课题之一，对国防和民用有着极其重要的意义。

国内外对屏蔽复合材料已进行了大量的研究，很多屏蔽材料已得到广泛的应用，其中几种主要类型的屏蔽复合材料有屏蔽混凝土、硼钢、铅硼聚乙烯口、Al—B4C复合材料、PVC-PE复合材料等。

随着核能源及各种核反应堆的发展，对屏蔽材料及其他屏蔽系统的要求越来越高，现有的许多屏蔽材料已难以满足其使用要求，主要表现在屏蔽材料的屏蔽效果与其他性能如力学性能、耐热性、抗辐照性能等难以兼顾。

核反应堆屏蔽材料设置在堆外围保护人员和设备免受放射线伤害的核反应堆材料。

反应堆辐射屏蔽计算方法与程序概述

反应堆辐射屏蔽计算方法与程序概述
张磊;贾铭椿;龚军军;夏文明;陈君军
【期刊名称】《核电子学与探测技术》
【年(卷),期】2018(038)004
【摘要】反应堆辐射屏蔽计算方法与程序对经济合理的给出反应堆的屏蔽设计方案至关重要.对反应堆辐射屏蔽计算中常用的确定论方法、MC法以及二者耦合的方法进行了概述,总结了以各个方法为基础开发的计算程序,并分析了各个方法与程序的优缺点,为后续开展与辐射屏蔽计算相关的研究提供参考.
【总页数】5页(P516-520)
【作者】张磊;贾铭椿;龚军军;夏文明;陈君军
【作者单位】海军工程大学核科学技术学院,武汉430033;海军工程大学核科学技术学院,武汉430033;海军工程大学核科学技术学院,武汉430033;海军工程大学核科学技术学院,武汉430033;海军工程大学核科学技术学院,武汉430033
【正文语种】中文
【中图分类】TL75+2.2
【相关文献】
1.反应堆屏蔽水箱失水过程的水箱表面辐射研究 [J], 王巍;申世飞;胡永明
2.一种紧凑型星球表面反应堆辐射屏蔽初步设计 [J], 宋旺旺;杜金峰;赖万昌;梁文峰
3.TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源辐射屏蔽优化措施影响分析 [J], 李臻;陆道纲;曹琼
4.反应堆主回路设备间辐射屏蔽设计方法述评 [J], 李春槐
5.核电站反应堆辐射屏蔽程序系统 [J], 李春槐;傅守信;刘桂莲;赵成昆;张传旭;张立吾;赵增魁
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核反应堆物理分析各章节重要知识点整理汇总资料

核反应堆物理分析各章节重要知识点整理汇总资料第一章1、在反应堆内中子与原子的相互作用方式主要有：势散射、直接相互作用和复合核的形成。

其中复合核的形成是中子和原子相互作用的最重要方式。

2、复合核的衰变分解的方式有：共振弹性散射、共振非弹性散射、辐射俘获和核裂变，可以概括为散射和吸收。

3、共振现象：但入射中子的能量具有某些特定值，恰好使形成的复合核激发态接近于某个量子能级时，中子被靶核吸收而形成复合核的概率就显著增加，这种现象就叫作共振现象。

4、非弹性散射特点：只有当入射中子的动能高于靶核的第一激发态的能量时才能使靶核激发，也就是说，只有入射中子的能量高于某一数值时才能发生非弹性散射，由此可知，非弹性散射具有阈能的特点。

5、弹性散射特点：它可以分为共振弹性散射和势散射两种，区别在于前者经过复合核的形成过程，后者则没有。

在热中子反应堆内，对中子从高能慢化到低能的过程起主要作用的是弹性散射。

6、易裂变同位素：一些核素，如233U 、235U 、239Pu 和241Pu 等核素在各种能量的中子作用下均能发生裂变，并且在低能中子作用下发生裂变的可能性较大，通常把它们称为易裂变同位素。

7、可裂变同位素：同位素232Th 、238U 和240Pu 等只有在能量高于某一阈值的中子作用下才发生裂变，通常把它们称为可裂变同位素。

8、中子束强度I ：在单位时间内，通过垂直于中子飞行方向的单位面积的中子数量，记为I 。

9、单位体积中的原子核数N ：计算公式为AN N ρ0=0N ：阿伏加德罗常数，取值为6.0221367*1023/molρ：材料密度A ：该元素的原子量10、微观截面σ：微观截面是表示平均一个给定能量的入射中子与一个靶核发生作用的概率大小的一种度量，通常用“巴恩”（b ）作为单位，1b=10-28m 2。

11、核反应下标：s--散射；a--吸收；γ--辐射俘获；f--裂变；t--总核反应 12、靶内平行中子束强度：Nx e I x I σ-=0)(13、宏观截面∑：宏观截面是一个中子与单位体积内所有原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量，单位为m -1,公式为：σN =∑由几种元素组成的均匀混合物质的宏观截面x ∑：∑=∑ixi i x N σ14、富集度：某种元素在其同位素中的（原子）重量百分比。

反应堆压力容器保温层辐射屏蔽组件传热计算分析及屏蔽材料试验研究

装 备 环 境 工 程第19卷 第5期·140·EQUIPMENT ENVIRONMENTAL ENGINEERING 2022年5月收稿日期：2021–03–26；修订日期：2021–06–04 Received ：2021-03-26；Revised ：2021-06-04作者简介：邱阳（1990—），男，硕士，工程师，主要研究方向为反应堆压力容器及其保温层设计等。

Biography ：QIU Yang (1990-), Male, Master, Engineer, Research focus: reactor pressure vessel and its thermal insulation design.引文格式：邱阳, 李玉光, 周高斌, 等. 反应堆压力容器保温层辐射屏蔽组件传热计算分析及屏蔽材料试验研究[J]. 装备环境工程, 2022, 19(5): 140-148.QIU Yang, LI Yu-guang, ZHOU Gao-bin, et al. Heat Transfer Calculation, Simulation Analysis and Material Test of the Radiation Shield As-sembly of Reactor Pressure Vessel Insulation[J]. Equipment Environmental Engineering, 2022, 19(5): 140-148.反应堆压力容器保温层辐射屏蔽组件传热计算分析及屏蔽材料试验研究邱阳，李玉光，周高斌，谢国福，张尚林，胡甜，王晓童（中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室，成都 610041）摘要：目的 确保华龙一号HPR1000反应堆压力容器保温层辐射屏蔽组件在运行工况下的可靠性、安全性以及能够有效执行其功能。

方法 采用基于传热理论结合经验公式的理论计算方法，以及流固耦合的有限元仿真分析，对辐射屏蔽组件的运行温度进行计算。

第四章--反应堆辐射屏蔽---A


在电子对产生时，入射光子能量一部分转化为两个 电子静止质量，其余部分转化为正、负电子的动能。 电子对产生的负电子在物质中耗尽动能便停止下来。 而正电子在动能损失以后，与物质中的一个电子结 合，并转化为两个γ光子。这个过程称为电子对湮没， 这两个γ光子称为湮没辐射。 实验表明，电子对效应的截面σpp与入射γ光子能量E 及吸收体的原子序数Z之间有如下关系： σ pp ≈ K pp Z 2 ( E − 1.02) (4-5) 在屏蔽计算中，由于湮没辐射能量较低，而且发射 时各向同性，通常把电子对效应认为是真正的吸收 过程。
当光电效应留下的电子空位被外壳层电子填充时， 当光电效应留下的电子空位被外壳层电子填充时，多余的 电子位能可能以特征X射线的形式放出 射线的形式放出。 电子位能可能以特征 射线的形式放出。如果这种多余的电子 位能不是以特征X射线形式放出 射线形式放出， 位能不是以特征 射线形式放出，而是直接传给另一个外层电 子使这个外层电子从原子中逸出则形成饿歇电子。 子使这个外层电子从原子中逸出则形成饿歇电子。可见入射光 子的能量最终转化为两部分：一部分为次级电子（ 子的能量最终转化为两部分：一部分为次级电子（光电子和饿 歇电子）的动能，另一部分为特征X射线。而这两部分都易于 歇电子）的动能，另一部分为特征 射线。 射线 止住，从辐射屏蔽的观点看， 止住，从辐射屏蔽的观点看，光电效应可以看成是真正的吸收 过程，它使入射的光子完全消失。 过程，它使入射的光子完全消失。
(1) 光电效应 γ光子通过物质时，可与原子的某壳层中的一个轨道 光子通过物质时， 光子通过物质时 电子相互作用，把自己的全部能量转移给这个电子， 电子相互作用，把自己的全部能量转移给这个电子，使 该电子脱离它所在的壳层， 该电子脱离它所在的壳层，并以光电子的形式从原子中 释放出来，这样的效应称光电效应。 释放出来，这样的效应称光电效应。 若入射光的能量为E，轨道电子的结合能为B 若入射光的能量为 ，轨道电子的结合能为 e，则光 电子的动能为： 电子的动能为： E’=E- Be (4-1) 发生光电效应的条件是:入射光子的能量必须大于某 发生光电效应的条件是 入射光子的能量必须大于某 壳层电子的结合能。 壳层电子的结合能。
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1 2
4.7.2 宽束辐射的衰减
(二)两层介质的积累因子 （1）两种介质的原子序数相差不大 B[ E , a (t a tb )] BR max B[ E , b (t a tb )]
（2）两种介质的原子序数相差很大 低Z介质在前，高Z介质在后： R B[ E , ( t )高 ] B 高Z介质在前，低Z介质在后： 能量低时 BR B[ E , ( t )低 ] B[ E , ( t )高 ] 能量高时 BR B[( E ,min )高 , ( t )低 ] B[ E , ( t )高 ]
1 2
SL d B Ai e 1 i b sec 4a i 1
积分得整个线源在P点形成的积累注量率为：
SL 2 B Ai F 1 , 1 i b F 2 , 1 i b 4a i 1
（2）盘状源
4.7.4 用点核积分法作非点源 屏蔽计算
4.8 中子屏蔽计算

以下各群按第三章中所述那样的多群扩散 方程进行计算：
2 r K
2 2 2 2

ai
a2
2
D2

r
1
D2
0
i r K 2
2 2 i

Di
Di 1 K i21i 1 i 0 Di
i 3
式中，φi (r)----第i群中子注量率，∑ai ----第i 群中子宏观吸收截面。
4.9.1 屏蔽材料
4、具有良好的抗辐照性能。 5、具有一定的机械强度和尽可能大的热导 系数。 6、价廉，易于建造。 但上述有些要求是相互矛盾的，因此必须 寻找折衷方案。
4.7.5 有自吸收的分布源

如果厚度t趋向无限大，则有：
SV 2 s
估计堆芯发 出的表面辐 射

而且在无限大源中某一点处的注量率应为：

SV
s
4.8 中子屏蔽计算

在屏蔽设计中，考虑到快中子的深度穿透，常 用的是分出扩散组合法，这是一个既较简单又 有一定精度的方法。这一方法在下列物理假设 下为基础： (1)源中子穿透力强的成份由高能中子组成。 它们或是没有经过碰撞，或是仅经过小角度弹 性散射而失去少量能量。 (2)中子经过广角弹性散射或非弹性散射而失 去大量能量后，即被认为已由快中子束中移出。 (3)移出中子的能量按年龄理论而降低，不会 由移出点飞出很远。
0

b sec '
d '
4.7.4 用点核积分法作非点源 屏蔽计算

不同θ和b 值下的F值见曲线图4.11
4.7.4 用点核积分法作非点源 屏蔽计算
4.7.4 用点核积分法作非点源 屏蔽计算

考虑散射的修正： 线源元dI发射的光子在P点所形成的积 累注量率为： d B Bdu 又因为： BR A1e a t (1 A1 )e a t 代入得： 2

因为半径为r和r+dr间 的圆环元在P点形成的 注量率为： S A 2rdr b sec du e 2 4
'
2 2 2 因为 r a 所以 d rdr 此外 sec ' a 于是 S A b a
du
2
e
d
4.7.4 用点核积分法作非点源 屏蔽计算
4.8 中子屏蔽计算

K i ----第i群慢化长度的倒数，有下列方程给 出：
Ei 1 1 dE 2 Ei 3 E s E s E E Ki
其中 E 是能量为E的中子每次碰撞的平均对 数能降变化。
4.9 反应堆屏蔽设计 4.9.1 屏蔽材料

材料选择和屏蔽最佳化两者相结合起来能 显著地降低屏蔽的造价和减轻其重量。一 般来说，屏蔽材料必须有以下特性： 1、密闭应尽可能大。 2、应具有一定的含氢量以慢化中子，并且 希望含氢量不随温度而变化。 3、在中子慢化或吸收过程中所发出γ能量 应尽可能低。活化放射性尽可能小。
4.7.1 窄束辐射的衰减
（2）窄束单能γ射线在物质中的减弱规律
d / dx
积分
0 exp x
4.7.1 窄束辐射的衰减
（3）如果辐射束连续穿过两个或两个以上厚 度为t1,t2……的屏蔽层，且它们的衰减系数 分别为μ1，μ2……。衰减方程变为：
0 exp 1t1 2t2 ...... 0 exp b

11 b sec
11 b
SA 2
A E 1 b E 1 b sec
i 1 i 1 i 1 i
2
4.7.4 用点核积分法作非点源 屏蔽计算

此外，若令盘状源的半径为无穷大，则 θ=90°，得到各向同性无限大平面源在P点 形成的非散射注量率为：
点核积分法就是把从点源到接收点的衰 减函数按整个源区积分。因为从不同的源区 到达接收体的γ射线之间没有明显的相互作用。 所以可假定点-点衰减函数只与初始射线由源 点到接收点所直接经过的路径上各种材料的 数量有关。 点-点衰减数为：
S0 B exp( b) 2 4a
4.7.4 用点核积分法作非点源 屏蔽计算
4.7.2 宽束辐射的衰减
(二)多层介质的积累因子 对于多层屏蔽，较为实用的积累因子计 算可采用布拉德（Broder）公式：
B( i ti ) Bn ( i ti ) Bn ( i ti )
i 1 n 1 i 1 n2 i 1 N N n N n 1
4.7.3 各向同性点源
（1）线状源 求此线状源在P点形成的注量率： 因为dl对P点的非散射注 量率的贡献为：
du 4 a sec S L e b sec
2
dl
而： 所以：
dl a sec2 d
S L e b sec du d 4a
4.7.4 用点核积分法作非点源 屏蔽计算

两边同时积分： S L e b sec d e b sec d u 0 0
1 2
4a

或写成：
u
SL F 1 , b F 2 , b 4a
式中F（θ，b）屏蔽计算中经常用到的一种 积分，其定义为：
F , b e
4.8 中子屏蔽计算

在这个模型中，第一群，即能量最高的一 群用分出理论进行计算： S r0 exp r r r0 1 r dV r0 2 V
4 r r0

式中φ 1 （r）为屏蔽中位置r处的分出注量 率，S（r 0）为 r 0 处的裂变中子强源。

式中E1 b 为指数积分，其定义为：
b
e t dt n t
n 0,1,2

而且具有特性 En x En1 x ' dx' x
4.7.4 用点核积分法作非点源 屏蔽计算

下图给出E1 b, E2 b与b的关系曲线
4.7.4 用点核积分法作非点源 屏蔽计算
4.7.4 用点核积分法作非点源 屏蔽计算
SA u E1 b 2
4.7.5 有自吸收的分布源

设有一个厚度为t的无限大 平板源；源材料的衰减系 数为μs ，该板内均匀分布 着各向同性源，源强为每 秒每单位体积发射SV个光子。 求源的A表面的注量率。
在离A表面x处取一微分厚度dx的薄平板，则 此板元在单位面积上放出SA=SVdx个γ光子
如果源放出的粒子能量很宽，把这些粒子 分成几个特征能群，分别进行处理然后再 叠加。

4.7.3 各项同性点源

在有屏蔽的情况下，则可考虑指数衰减， 并引入各向同性点源的积累因子进行散射 修正，则每秒各向同性地放出S0个粒子点源 a处的注量率为：
S0 B exp( b) 2 4a
4.7.4 用点核积分法作非点源 屏蔽计算
张弛长度（λ ）：λ=1/μ,是辐射注量率降低 到初始值的1/е时所需的吸收体厚度。 张弛长度数（b）：衰减系数μ和屏蔽厚度t 的乘积。 b b1 b2 1t1 2t2
4.7.2 宽束辐射的衰减

窄束的指数减弱规律是一个简化的理想情 况。这种情况只有在很好的准直射线束穿 过较薄的物质层条件下才能成立。
设有每秒各向同性地发出S0个粒子的一 个点源，则在距离此点源a处每秒经过平方厘 米球面的粒子数为 S0 2 4a 这是无屏蔽情况下离点源a处的粒子注量率， 也称平方反比率。
4.7.3 各向同性点源

（1）如果所有粒子的能量都为E，则离点 源a处的单能注量率为： S0 E I E 2 4a
反应堆屏蔽设计
4.7 射线屏蔽计算
光电效应 被物质吸收
光子
电子对效应
康普顿效应
被散射
通过屏蔽 层的 光子
1.没有发生相互作用（能量、方向未变） 2.发生一次或多次康普顿散射 （能量、方向改变）
4.7.1 窄束辐射的衰减
（1）窄束（narrow beam） γ射线： 不包含 散射成分的射线束，通过屏蔽的只是未经 相互作用或称为未经碰撞得的γ射线。
4.7.2 宽束辐射的衰减来自 0 B exp t
4.7.2 宽束辐射的衰减



B:累积因子，描述散射光子影响的物理量， 其数值与γ源的几何条件、能量以及屏蔽物 质的性质和厚度等因素有关。 不同的辐射量有不同的积累因子。 应用最多 常用的有：
4.7.2 宽束辐射的衰减


原子序数低的材料，γ辐射的积累因子相当 大；原子序数高的材料，γ辐射的积累因子 较小。 如果宽束辐射连续穿透几层原子序数相差 很大的屏蔽材料，最保守的做法是所有材 料都按积累因子最大的选取。但当最后一 层材料厚度的张弛长度数超过1时，一般以 整个张弛长度数按最后一层材料选取积累 因子。