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课程设计 ——中子屏蔽

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课程设计(报告)题目 CARR堆净化工艺间混凝土屏蔽墙厚度计算学院名称核科学技术学院指导教师康玺朱志超职称班级辐防101班学号谭华艳学生姓名 20104180110 2013 年12月 25 日目录一、设计题目描述 (1)1.1问题描述 (1)1.2 设计要求 (2)二、设计方案与结果 (3)2.1 设计方案 (3)2.2 设计结果 (10)三、总结 (11)3.1结果分析 (11)3.2蒙特卡罗方法简介 (12)3.3心得体会 (13)四、参考文献 (13)五、附录 (13)一、设计题目描述1、设计题目：CARR 堆净化工艺间混凝土屏蔽墙厚度计算1.1 问题描述设计内容：试计算CARR 堆净化工艺间混凝土屏蔽墙外的局部伽玛辐射剂量率。

假设其中4个过滤器的总的源强活性为4×1016Bq ，其伽玛能谱按氮－16计，如下表1所示。

表1 N-16 能谱分布如图1所示，CARR 堆净化工艺间中的4个放射性过滤器可近似为圆柱形容器。

左侧2个过滤器截面半径为15cm ，高为160cm ，中心位置分别为（0 -110 0）和（0 -40 0）；右侧2个过滤器的截面半径为15cm ，高为80cm ，中心位置分别为（0 40 0）和(0 100 0)。

净化工艺间可等效为长为400cm ，宽为180cm ，高400cm 的空间。

净化空间四周的混凝土屏蔽层厚度为60cm 。

图1 CARR堆净化工艺间1.2 设计要求（1）试用经验公式解析方法计算屏蔽墙外的γ辐射剂量率。

近似为两个点源，按γ射线平均能量进行计算；（2）试用蒙特卡罗程序MCNP 计算屏蔽墙外的γ辐射剂量率，并与经验公式计算的结果进行比较。

二、 设计方案与结果2.1 设计方案将四个过滤器合并成两个点源，Y 轴负半轴的两个过滤器看成A 号点源，Y 轴正半轴的两个过滤器看成B 号点源，两个点源的坐标分别为A 号(0,-75,0)、B 号（0,70,0）。

在屏蔽墙外6个位置设置探测器，分别测量屏蔽墙外的γ辐射剂量率。

经小组讨论后，取如下六个点处：1（150，-2.5,0）、2（150，-52，0）、3（150，-75，0）、4（150,70，0）、5（0,-260，0）、6（0,260, 0）。

用经验公式计算后对比屏蔽墙外的γ辐射剂量率最大值点。

2.1.1 用经验公式方法计算屏蔽墙外的γ辐射剂量率由所给条件计算得，近似为两个点源后，A,B 点源的活度分别为A （0,-75 ,0）处点源活度A=2.667 ×1016BqB （0,70,0）处点源活度B=1.333 ×1016Bq我所计算的是6坐标（0,260, 0）处的γ辐射剂量率所用到的公式：、（1）粒子注量率24R A π=ψ （2）剂量率d Be E en D μρμψ-=)(（3）B=d b de a μμ+1R6A=3.35m, R6B=1.9m .d6A=0.6m , d6B=0.6m .用到数据如下表所：将以上数据代入3个公式中得：B=965.26.00068.74002.016.00068.703698.0=⨯⨯⨯+⨯⨯e142161089.135.3410667.2⨯=⨯⨯=πψA 142161094.29.1410333.1⨯=⨯⨯=πψB s mGy s Gy e D A 7.110117.0965.21053.7108578.11089.16.00068.713314==⨯⨯⨯⨯⨯⨯⨯=⨯--- s mGy s Gy e D B 2.180182.0965.21053.7108578.11094.26.00068.713314==⨯⨯⨯⨯⨯⨯⨯=⨯--- 计算6点（0,260, 0）的剂量率：s mGy D D D B A 9.292.187.116=+=+=2.1.2用蒙特卡罗程序（mcnp ）计算屏蔽墙外的γ辐射剂量率 过滤器为实际的四个圆柱体模拟：设计的MNCP 程序：Lession Design1 1 -1 -1 -13 142 1 -1 -2 -13 143 1 -1 -3 -15 164 1 -1 -4 -15 165 2 -0.00129 56 -7 -8 -17 18 #1 #2 #3 #46 3 -2.35 9 10 -11 -12 -17 18 #1 #2 #3 #4 #57 2 -0.00129 -19 #1 #2 #3 #4 #5 #68 0 19 -201 c/z 0 -110 152 c/z 0 -40 153 c/z 0 40 154 c/z 0 100 155 py -2006 px -907 py 2008 px 909 py -26010 px -15011 py 26012 px 15013 pz 8014 pz -8015 pz 4016 pz -4017 pz 20018 pz -20019 so 40020 so 600m1 1001.50c 0.667 8016.60c 0.333m2 7014 0.710 8016.60c 0.290m3 20000 0.200 6000 0.200 8016.60c 0.600 mode pimp:p 1 1 1 1 1 1 1 0sdef cel=1 erg D1 pos 0 -110 0 par 2si1 L 1.72 1.90 2.75 6.134 7.112 8.87 sp1 D 0.03 0.17 0.22 0.48 0.06 0.04 sdef cel=2 erg D1 pos 0 -40 0 par 2si1 L 1.72 1.90 2.75 6.134 7.112 8.87 sp1 D 0.03 0.17 0.22 0.48 0.06 0.04sdef cel=3 erg D1 pos 0 40 0 par 2si1 L 1.72 1.90 2.75 6.134 7.112 8.87 sp1 D 0.03 0.17 0.22 0.48 0.06 0.04 sdef cel=4 erg D1 pos 0 100 0 par 2si1 L 1.72 1.90 2.75 6.134 7.112 8.87 sp1 D 0.03 0.17 0.22 0.48 0.06 0.04 f15:p 150 -2.5 0 0f25:p 150 -52 0 0f35:p 150 -75 0 0f45:p 150 70 0 0f55:p 0 -260 0 0f65:p 0 260 0 0ctme 1程序检查，出2D图像过滤器近似两个点源模拟：Lession Design1 1 -1 -1 -13 142 1 -1 -2 -13 143 1 -1 -3 -15 164 1 -1 -4 -15 165 2 -0.00129 56 -7 -8 -17 18 #1 #2 #3 #46 3 -2.35 9 10 -11 -12 -17 18 #1 #2 #3 #4 #57 2 -0.00129 -19 #1 #2 #3 #4 #5 #68 0 19 -201 c/z 0 -110 152 c/z 0 -40 153 c/z 0 40 154 c/z 0 100 155 py -2006 px -907 py 2008 px 909 py -26010 px -15011 py 26012 px 15013 pz 8014 pz -8015 pz 4016 pz -4017 pz 20018 pz -20019 so 40020 so 600m1 1001.50c 0.667 8016.60c 0.333m2 7014 0.710 8016.60c 0.290m3 20000 0.200 6000 0.200 8016.60c 0.600 mode pimp:p 1 1 1 1 1 1 1 0sdef erg 4.70544 pos 0 70 0 rad=0 par 2 f15:p 150 -2.5 0 0f25:p 150 -52 0 0f35:p 150 -75 0 0f45:p 150 70 0 0f55:p 0 -260 0 0f65:p 0 260 0 0nps 2000000ctme 1程序检查，出2D图像2.2 设计结果前面用公式已求出自己所求点算得的第6点（0,260, 0）的剂量率：smGy D D D B A 9.292.187.116=+=+= （1） 用Excel 公式法计算的六个点的γ射线剂量率结果整合下表中：（2）将MCNP 程序得到数据代入公式γρμϕE D )(tr =得到所求点的辐射剂量率。

四个圆柱体体源，屏蔽墙外γ辐射剂量率：近似为两个点源，屏蔽墙外γ辐射剂量率：由上表可得，屏蔽墙外辐射剂量率最大点为2点（150，-52， 0）,最小点为6点（0,260,0）三、 总结3.1、结果分析：将计算结果对比可知：蒙特卡罗程序计算屏蔽墙外γ辐射剂量率比用经验公式方法计算屏蔽墙外γ辐射剂量率结果略微偏小。

用蒙特卡罗程序计算等效成四个圆柱体体源比等效成两个点源所得到的的屏蔽墙外γ辐射剂量率结果略微偏小。

最大剂量率值点在2点（150，-52，0）产生，即活度大的两个过滤器的中间平行过来的屏蔽墙外的点。

3.2、蒙特卡罗方法简介：蒙特卡罗方法又称随机抽样技巧或统计试验方法。

半个多世纪以来，由于科学技术的发展和电子计算机的发明，这种方法作为一种独立的方法被提出来，并首先在核武器的试验与研制中得到了应用。

蒙特卡罗方法是一种计算方法，但与一般数值计算方法有很大区别。

它是以概率统计理论为基础的一种方法。

由于蒙特卡罗方法能够比较逼真地描述事物的特点及物理实验过程，解决一些数值方法难以解决的问题，因而该方法的应用领域日趋广泛。

当所求问题的解是某个事件的概率，或者是某个随机变量的数学期望，或者是与概率、数学期望有关的量时，通过某种试验的方法，得出该事件发生的频率，或者该随机变量若干个具体观察值的算术平均值，通过它得到问题的解。

这就是蒙特卡罗方法的基本思想。

优点能够比较逼真地描述具有随机性质的事物的特点及物理实验过程。

受几何条件限制小。

收敛速度与问题的维数无关。

具有同时计算多个方案与多个未知量的能力。

误差容易确定。

程序结构简单，易于实现。

3、心得体会：通过这三周的课程设计，我学会了γ射线屏蔽的算法，基本了解了蒙特卡罗方法模拟和MCNP的编程运行，使我更加扎实的掌握了有关辐射剂量计算方面的知识，在设计过程中虽然遇到了一些问题，但经过一次又一次的思考，一遍又一遍的检查，一轮又一轮的询问终于找出了原因所在，也暴露出了前期我在这方面的知识欠缺和经验不足。

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14 屏蔽计算

14 屏蔽计算





X
： 有屏蔽材料的照射率 X
照射量积累因子
0
：没有屏蔽材料的照射量率
B ：

d ：所加屏蔽材料的厚度的射线平均自路程个数
7/20

0降低到拟达到的水平 X 用k代表为把原有的照射量 X
所需要的减弱倍数.则：

X0 1 k d X B e

根据上式可计算出所需要屏蔽层的厚度d
2.5 E 20兆电子伏
β射线在各种材料中的射程
5/20
γ射线屏蔽

γ射线在物质中被吸收的特点，是服从于指数 减弱规律的。 γ射线屏蔽体厚度的计算方法，常用的有三种， 即减弱倍数法、减弱因子法和半值层厚度法。
6/20
1、减弱倍数法

若用照射量率来描述γ辐射场的强弱：
X B X 0 e d
12/20
[例]某医院放射性同位素室分装碘-13l样品， 瓶内放射性活度约2Ci(7.4×1010Bq)，操作者 在离样品1米处采用远距离操作。要使人所在 位置的照射量率小于2.5毫伦／时，问对样品 需加多厚的铅防护屏蔽套? 解：不加屏蔽套时1米处的照射量率为：

因此，所需的减弱倍数为：
K
11/20
各种放射性核素的γ射线穿过 密度为18.9克/厘米3的铀所 引起的宽束透射
3、半值层法


用半值层法求所需屏蔽材料的厚度，也是辐射 防护惯用的一种方法。这种方法所得结果的精 确程度不如上述二种方法的高。 半值层数目n与减弱倍数K的关系为：K＝2n。 查表知n从l到l0的K-n关系。知道了半值层数目 和半值层厚度，就可以用它的乘积求出所需屏 蔽的总厚度。
辐射防护方法
^(241)Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置及辐照器设计

^(241)Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置及辐照器设计

^(241)Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置及辐照器设计
何德东;龚克;陈思远;史广宇;景士伟
【期刊名称】《同位素》
【年(卷),期】2023(36)1
【摘要】^(241)Am-Be中子源被广泛用于实验研究,为保护实验人员免受中子及γ射线照射,需要设计适当的屏蔽。

利用蒙特卡罗方法计算中子透射不同材料后的能谱分布与剂量,优选各层屏蔽材料种类与厚度,设计一套^(241)Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置。

装置由内而外采用钨+聚乙烯+含硼聚乙烯+不锈钢进行防护,外表面周围剂量当量率H^(*)(10)低于10μSv/h,满足辐射防护要求。

同时对装置内部热中子、超热中子和快中子注量分布进行研究,确定装置快中子和热中子输出通道最佳位置。

在辐照装置同时开放快中子和热中子通道进行实验测试时,需要设置距离大于130 cm的控制区,以保障操作人员安全。

【总页数】8页(P55-61)
【作者】何德东;龚克;陈思远;史广宇;景士伟
【作者单位】东北师范大学物理学院;中国原子能科学研究院
【正文语种】中文
【中图分类】TL77
【相关文献】
1.MC法优化设计252 Cf中子源辐射屏蔽装置
2.阈探测器法测量Am-Be中子源屏蔽辐照腔内的中子能谱
3.镅铍中子源实验装置屏蔽设计
4.Am-Be中子源屏蔽优化设计的蒙特卡罗模拟研究
5.小型中子源高能中子照相装置准直屏蔽系统设计
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基于MCNP程序模拟的14MeV中子准直屏蔽材料的研究

基于MCNP程序模拟的14MeV中子准直屏蔽材料的研究


１ 中子准直原 理
由于中子呈 电中性 ， 目前为止人们还没有办法人为改变中子的径迹 ， 到 若想得到一束 中子 ， 只能利 用带孑道的物体将周围中子吸收掉 ，Ｌ 中的 中子以准直束 的形式射 出． Ｌ 孑道 这就是最基本 的中子准直方
法．
中子与物质发生相互作用时 ， 主要是 中子与原子核之间短程核力 的相互作用 ， 反应类型主要有 ： 弹 性散射 ［ ］非弹性散射［ ］辐射俘获 ［ ｙ 等 ． ， 、 ， 、 ， ］ Ｄ Ｔ中子发生器发 出的 １ Ｖ中子［ 与物质 ４Ｍｅ ］ 作用时， 首先发生非弹性散射反应 ， 其能量降低 ， 然后比较倾向于弹性散射， 当中子能量降低到热中子能
Ｏ 引 言
蒙 特 卡罗 （ ｎｅＣ ｒ ） 法或 称计算 机 随机模 拟 方法 是 一种 基 于“ Ｍｏｔ ａｌ 方 ｏ 随机 数” 的计 算 方 法 ， 是计 算 粒 子输运 问题 的一 种重 要方 法 ． ＮＰ是 美 国 Ｌ ｓＡａ ｓ ＭＣ ｏ ｌ ｍｏ 实验 室开发 的一个 通 用 Ｍｏ ｔ Ｃ ｒ ｎｅ ａｌ ｏ程序 ， 于 用 计算 中子 、 光子 、 电子 或 中子 一光子 一电子 耦合 输运 问题 ， 当前 的核物 理研究 领域 得 到 了广泛 应用 ． 在 在
（ 东北师范大学辐射技术研究所 ， 吉林 长春 １０２ ） ３０４
［ 摘 要］ 石蜡、 乙烯 、 和 ４种金属 聚 水） （ 、 、 、 对 １ Ｖ 中子 的作用 ， 铁 铋 铅 钨） ４Ｍｅ 并研 究 了碳 化硼含 量不 同的硼 聚 乙烯 对 中子 的屏 蔽效
维普资讯
东 北 师 大 学 报 （ 然 科 学 版） 自
第３ ８卷
区时 ， 就很容易发生辐射俘获反应， 被物质所吸收［ 中子屏蔽通 常采用多层结构 ， 引． 最内层一般为重金 属， 如铁、 、 、 铋 铅 钨等 ， 它们具有较大的［ ， ， ［ ］ ］ ２］ 和［ ” 反应截面 ， 可以把中子能量迅速降至 １
课程设计基于MCNP的辐射屏蔽仿真与计算

课程设计基于MCNP的辐射屏蔽仿真与计算

核工程与核技术课程设计(报告)题目基于MCNP的辐射屏蔽仿真与计算学院名称核科学技术学院指导教师职称讲师班级核工102班学号学生目录概述................................................. 错误!未定义书签。

1设计项目名称....................................... 错误!未定义书签。

1.1 问题描述 (3)1.2几何描述 (4)1.3 源描述 (5)1.4 其它数据说明 (5)1.5 运行与结果 (6)2 设计项目名称 (7)2.1 问题描述 (7)2.2几何描述 (8)2.3 源描述 (9)2.4 其它数据说明 (9)2.5 运行与结果 (10)3 设计项目名称 (11)3.1 问题描述 (11)3.2几何描述 (12)3.3 源描述 (13)3.4 其它数据说明 (13)3.5 运行与结果 (14)4 设计项目名称 (15)4.1 问题描述 (15)4.2几何描述 (16)4.3 源描述 (17)4.4 其它数据说明 (17)4.5 运行与结果 (18)5 设计项目名称 (19)5.1 问题描述 (19)5.2几何描述 (20)5.3 源描述 (21)5.4 其它数据说明 (22)5.5 运行与结果 (23)心得体会总结1.1问题描述试对下面描述的问题进行5000个中子，250次循环的临界计算。

1．如下图所示，中间黑色部分为Pu 239(100%)圆筒，外围包着的是天然U反射层，初始燃料源处于(3.5, 0, 0)点。

1.2几何描述PX视图PY视图PZ 视图1.3材料及数据说明：Pu: ρ＝15.8g/ccPlutonium cylinder : radius=4.935cm height=6.909cm U: ρ＝18.8g/cc含量：238 99.2745％ 235 0.72％Uranium reflector thickness : 5.0 cmUranium reflector height : 6.909cm1.4程序描述C Cell Cards *******************************1 1 -15.8 -12 -3 imp:n=1$Pu2 2 -18.8 -1 23 -4 imp:n=1$U3 0 #1 #2 imp:n=0$outspaceC Surface Cards *******************************1 pz 5.9092 pz -13 cz 4.9354 cz 9.935C Data Cards ******************************* C Material Data Cardsm1 94239.60c 1m2 92238.60c 9.92745E-1 92235.60c 7.2E-3c sdefkcode 5000 1.0 50 250ksrc 0 0 11.5运行结果2.1问题描述2．如下图所示，中间黑色部分为Pu 239(100%)圆筒，外围包着的是天然U反射层, 初始燃料源处于(3.5, 0, 0)点。