高填充碳化硼/聚乙烯醇纤维制备及中子防护性能研究

利用表面修饰手段在B_(4)C粒子和聚乙烯醇(PVA)基体之间构造大量氢键以增强两相相互作用,并采用湿法纺丝技术成功制备出高填充B_(4)C/PVA纤维及其织物,使其同时具有中子防护和透气透湿性。结果表明,十六烷基三甲基溴化铵(CTAB)均匀包覆在B_(4)C粒子表面并与OP-10发生烷基尾部缠连,使高填充B_(4)C粒子在PVA纺丝液悬浮稳定、纺丝工艺稳定,获得了填充量高达50%的B_(4)C/PVA纤维及其纺织面料。(纺织面料的中子防护和透气透湿需要提供)50%B_(4)C-CTAB-OP-10/PVA织物的单层中子屏蔽率为49.43%,为穿戴舒适和辐射防护安全的制品提供了新的解决方案。

14MeV中子防护体设计的MCNP模拟

用富氢材料防护产额为108个/s的D-T中子发生器,当富氢材料厚度大于76cm时,其中子辐射剂量低于0.025mSv/h.为降低防护体厚度,用铜和含硼聚乙烯组成的双层材料作为14 MeV中子防护体.Monte Carlo(MCNP)计算结果表明,若中子辐射剂量小于0.025mSv/h,则双层材料的最小厚度为52cm,硼的质量分数为1.00%,铜和含硼聚乙烯的厚度分别为37cm和15cm.

热能中子防护用含硼不锈钢

据 TEAN ISIJ 1988,No7报道在核燃料的再加工系统中,用含硼不锈钢作为贮运已消耗核燃料容器材料的需求正在增长,因为这些材料对热能中子具有极好的吸收性能,实际上硼不能溶于γ相,故过量添加硼会导致析出硼化物,从而使高温延展性大大降低。我们己对含硼奥氏体不锈钢的热加工作了广泛研究,找到了热轧最佳条件。

环保型钆硼柔性热中子吸收材料特性研究

本文以聚苯乙烯-乙烯-丁二烯-苯乙烯(SEBS)为基体、以Gd_(2)O_(3)、B_(4)C为功能填料,研制了一种柔性热中子吸收材料。SEM测试结果表明,不同含量的材料中Gd_(2)O_(3)和B_(4)C微米颗粒分布相对均匀;XRD和FT-IR测试结果表明,Gd_(2)O_(3)、B_(4)C与基体SEBS未发生化学反应,属于物理性混合。通过实验和蒙特卡罗模拟进行热中子屏蔽性能验证,对照组材料的实验透射率为31.97%~35.35%,实验组材料的实验和模拟透射率分别为32.11%~36.54%和26.26%~31.31%。对实验组进行了热中子面透射率均匀性测试,结果表明,(10%Gd_(2)O_(3)+40%B_(4)C)/SEBS和(30%Gd_(2)O_(3)+40%B_(4)C)/SEBS材料的平均透射率分别为34.34%和31.60%,所有采样点的绝对偏差在±0.5%以内,标准差为0.33%和0.26%,离散系数为0.0096和0.0082。该柔性材料有效弥补了传统刚性射线屏蔽材料的不足,在核设施异形复杂结构表面包覆防护和可穿戴辐射防护服领域具有潜在应用价值。

金属吸氢材料防护D-T中子发生器的研究

为降低中子防护体厚度,用高密度金属与金属吸氢材料组成的双层材料防护产额为108个/s的D-T中子发生器.MCNP模拟结果显示,在中子辐射剂量小于0.025 mSv/h的情况下,双层材料的最小厚度为45 cm,采用的材料是W和TiH2,厚度分别为36和9 cm.

乏燃料贮存罐体中子防护结构研究

使用含硼聚乙烯作为乏燃料贮存罐体外层屏蔽罐中子屏蔽层材料时,由于其对温度比较敏感,若结构设计不合理,在环境温差大或出现事故致使罐体温度变化大时,会使罐体外含硼聚乙烯屏蔽层变形过大,影响结构稳定性和屏蔽效果,如产生间隙和裂纹等,致使射线经间隙或裂纹中散射到环境中,对周围环境造成严重污染。乏燃料贮存罐体中子防护结构采用在燃料贮存罐外加双层中子屏蔽结构,内层为主屏蔽层预留伸缩缝,以适应温差较大的环境和事故工况,外层为补充防护层,可有效解决伸缩缝处泄漏问题。中子屏蔽层上端为敞口设计,用含硼聚乙烯粉末填充,事故工况下粉末将熔融补充填充,保证屏蔽层高度,避免射线外露。

中子辐射防护服的设计、结构与效果

系统地阐述了中子辐射防护服的设计依据、结构、式样及使用效果。表明这是一种能有效地屏蔽热中子和中能中子的防护器具,可用于许多场所。

中子辐射防护监测仪表的发展状况

从工作场所 (环境 )监测和个人剂量监测两个方面 ,对剂量巡测仪、场所能谱仪和个人剂量计等三种类型的中子辐射防护监测仪表 ,介绍了各自的发展状况。 40多年来 ,中子剂量巡测仪和场所能谱仪在探头的设计上趋向合理 ,应用范围逐步拓宽 ;个人剂量计随着电子技术的发展趋向小型智能化。虽然实践中的中子测量仍存在许多技术难点 。

美国国家点火工程中对条纹X射线探测器的中子辐射防护

通过建立相关三维模型,利用MCNP程序对激光惯性约束核聚变装置中条纹X射线探测器(SXD)在腔室内受中子辐射的情况进行模拟,并通过聚乙烯(PE)的有效使用对仪器内中子面积分通量进行限制,防止超过仪器的承受范围,以免造成其辐照损伤。通过PE的加入,发现仪器内中子面积分通量有一个数量级左右的减弱,大大延长了SXD的使用寿命,因而在实际使用过程中对X射线的测量精度也有所提高。在之前Peter Song等人的研究中利用TART2002对SXD内的中子及光子面积分通量进行模拟计算,但在相同初始条件下,相比MCNP程序计算的结果误差较大,因此本文利用MCNP程序对SXD进行计算。通过查看Peter Song的文章,发现其并未说明计算中使用的聚乙烯的种类,但是这种密度的聚乙烯有可能是添加了碳化硼或者金属物质的结果,此结论有待验证;而使用本文提到的HDPE作为防护材料较为合理,并且满足安装质量的要求。

核射线防护服的研究进展

对核辐射产生的原理、种类及危害,以及防护核辐射材料的国内外研究现状和评测标准进行全面分析和综述,提出核射线防护主要是中子辐射的防护;在前期研究的基础上提出了轻质、高效、质密的无铅型核防护服设计理念,阐述了轻质核防护服的研究进展,并对轻质核防护服的功能性进行了展望。

辐射防护服

随着现代科学技术的飞速发展,各种高能射线在军事、通讯、医学、工农业等领域和日常生活中得到越来越广泛的应用.

中国散裂中子源主装置区地下结构关键施工技术

中国散裂中子源是世界第四座、国内首座脉冲式散裂中子源。其主装置射线设备位于地下,年不均匀沉降要求达到丝米级;束流线运行产生瞬发性大剂量辐射,末端轰击靶心会产生中子辐射,对防水防辐射要求极高。为满足此大科学装置的运行功能需要,采取了超大地下结构的微沉降技术,特种重质混凝土的研发施工技术,高精度的多种类预埋件施工技术以及相应的特殊结构(构件)的施工技术。通过精心打造,本项目获得广东省土木工程詹天佑故乡杯,广东省建筑工程"金匠奖"等荣誉。

医用回旋加速器设备机房设计分析

简要阐述了回旋加速器机房建设中各专业系统的相关设计原则及要求,并运用实例分析的方法论述了解决特殊场地机房建设的具体办法。

质子治疗机房中次级中子反射分布的模拟研究

100~250 MeV的质子治疗机房的复杂次级辐射中,中子是屏蔽设计的重点。目前多采用混凝土内嵌入铁板以降低中子透射,但这样会造成显著的中子反射(即朝向患者方向)。使用蒙特卡罗方法探究245 MeV质子治疗机房中铁板的不同嵌入深度对次级中子反射分布的影响,并使用ICRP(International Commission on Radiological Protection)116号报告给出的中子外照射剂量转换系数评估患者受到的有效剂量。结果显示:主屏蔽墙对机房内次级中子的反射贡献大于95%,铁板嵌入深度为0(裸露在机房内)时机房外辐射剂量水平最低,但患者在AP(Antero-posterior)、PA(Posterior-anterior)、LAT(Lateral)三种照射方式下由反射中子造成的有效剂量率最高,分别为1.99μSv‧s^(−1)、1.37μSv‧s^(−1)和1.00μSv‧s^(−1);随着铁板嵌入深度增加,反射中子造成的有效剂量率逐渐降低,但趋势越来越缓慢。在机房屏蔽设计时需要考虑这一特征。

某医院直线加速器机房防护门改造实例分析

目的改造直线加速器机房防护门,降低防护门外的中子辐射剂量水平,减少对人员的危害。方法根据理论计算的结果,在原防护门防护材料的基础上增加聚乙烯防护材料,以减少门外的中子辐射。结果增加聚乙烯材料之前防护门外30 cm处的中子辐射剂量水平为2.54-3.83μSv/h,防护门改造之后防护门外30 cm处的中子辐射剂量水平低于仪器探测下限。结论对电子标称能量大于10 MeV的医用电子直线加速器进行防护门的设计时需要考虑中子的危害,富含低原子序数的材料适用于对中子的屏蔽。

医用加速器室双道防护门的设计

对Varian Clinac-180加速器室采用了两道防护门的设计,自行制作,于1989年11月通过了验收测试.简介如下: 第一道门是含一层3mm厚铅板的木结构双开推拉门。

新建医用加速器机房的防护改造

医院引进1台Varian 23EX(10 MV)医用直线加速器,为了节省机房顶部空间,建设方在机房顶部采用几乎全铅的方案屏蔽X射线,没有考虑到(γ,n)反应产生的中子,致使机房顶部中子剂量率达到50.56 μSv/h;同时因迷路口改道造成防护门外及控制室中子剂量率超标。通过分析中子产生原因,设计改造方案,在机房顶部和迷路口加强了对中子的防护,使中子的防护达到合格标准。