BNCT医院中子照射器辐射场特性参数初步测量

为验证BNCT医院中子照射器的设计效果,对其辐射场的特性参数如中子能谱、中子通量密度及其空间分布、中子和γ吸收剂量率及其空间分布等进行了测量。针对该照射器的特点,建立了一套由多球谱仪、235U裂变电离室、金箔、组织等效正比计数器和热释光探测器组成的测量系统,利用蒙特卡洛计算方法优化设计探测器的结构,以提高超热能区的分辨率和甄别不同能量成分中子的能力。初步测量结果表明,该照射器的中子通量密度达到了预期设计要求。

D-T中子发生器主要参数测试

使用LB6411剂量仪对D-T中子发生器中子参数展开测量研究。利用LB6411剂量仪建立中子发射率测量方法,获取D-T中子发生器中子发射率,并将其与活化片法测量结果进行比较,验证该方法可行性。分别改变DT中子发生器离子源电流以及加速极电压参数,在不同参数条件下进行中子发射率计算,研究中子发射率与离子源电流、加速极电压参数的数学关系,建立D-T中子发生器中子发射率半经验计算模型。基于MCNP蒙特卡洛模拟计算开展吸收剂量以及D-T中子发生器中子品质因数的测量研究,为后续D-T中子发生器的应用提供指导。

利用缓发γ射线吸收剂量率测定^(235)U裂变数的方法研究

裂变数的测定通常是利用HPGe探测器无损测量的方法,但这种方法难以在高辐射通量情况下获取实时数据。针对上述场景,本文引入了剂量率测定裂变数的方法,并进行了可行性验证。本文利用数值计算方法计算裂变产物衰变链上各核素含量随时间动态变化情况,结合CENDL3.0库及ENDF BVII.1库中的产额数据及核衰变数据,计算了热中子辐照铀靶后距裂变产物约1 m处空气总吸收剂量率随时间的变化规律。在西安脉冲反应堆跑兔装置上辐照铀靶,跟踪了距裂变产物约0.5 m处总吸收剂量率变化曲线,结合理论计算结果获取了裂变数。计算均值与后期高纯锗探测器测量铀靶所得裂变数偏差为7%,这表明利用缓发?射线剂量率测定235U裂变数的方法可行,可用于较强剂量场下快速确定核燃料的裂变数。

加速器热中子照相装置CCD芯片屏蔽的模拟计算

建立了研究加速器中子源热中子照相装置CCD芯片屏蔽效果的蒙特卡罗模拟方法,对γ与中子吸收剂量率的模拟计算结果与实验相符。进行了基于9Be(d,n)反应的热中子照相装置屏蔽系统的优化设计,在复杂几何条件下用蒙特卡罗模拟分别计算了CCD芯片在中子、γ混合场中的吸收剂量率和快中子注量率,对CCD相机在辐射场中安全性能进行了评估。

中子辐照育种样品吸收剂量率计算方法

针对中子辐照育种过程中样品中子吸收剂量率计算过程繁琐和计算结果不准确等问题,利用射线传递给样品的能量等效吸收剂量和吸收剂量率随离源距离的增大呈平方反比衰减的关系,推导出不同位置处样品吸收剂量率的计算公式,为中子辐照育种吸收剂量率的计算提供了新方法。以兰州大学Am-Be中子辐照场辐照拟南芥种子样品,使用该方法计算了拟南芥种子样品距中子源5 cm处的吸收剂量率为1.13×10^(-6)Gy·s^(-1)。利用MCNP模拟了该位置拟南芥种子样品的中子吸收剂量率为1.02×10^(-6)Gy·s^(-1),对比分析2种方法的计算结果,利用中子分群理论对新方法的计算结果进行修正,修正后2种方法的计算结果吻合程度较高。本文提出方法可为非辐射物理专业工作人员快速计算中子场中样品吸收剂量率提供参考。

252Cf中子活化水泥元素在线分析仪应用中的辐射安全浅析

对252Cf中子活化水泥元素在线分析仪进行γ辐射空气吸收剂量率及中子剂量当量率监测,根据监测结果估算职业人员年受照剂量。监测结果表明,该仪表周围辐射剂量率满足含密封源仪表的放射卫生防护要求限值,个人受照剂量满足职业人员年剂量限值。

硼中子俘获治疗的蒙特卡罗方法模拟(英文)

用通用蒙特卡罗程序MCNP模拟了粒子在人脑中的输运过程。吸收剂量率主要来自以下四个反应:^(10)B(n,α)~7Li,^(14)N(n,p)^(14)C,~1H(n,γ)~2D,快中子弹性散射反应。对肿瘤区的贡献主要来自硼中子吸收反应。结果表明,超热中子比热中子适合于深肿瘤的治疗,而热中子对浅肿瘤的治疗有优越性,比如皮肤癌。同确定论方法的结果相比,蒙特卡罗方法不失为一种模拟中子俘获治疗的好工具。

BNCT蒙特卡洛剂量计算的混合网格算法研究

在硼中子俘获治疗 (BNCT)的蒙特卡洛 (MC)剂量计算中 ,通常使用单一的网格模式 ,如16mm ,8mm ,4mm .使用细网格计算资源太大 ,使用粗网格 ,计算精度不够 ,为此 ,根据粒子穿透深度和计数量的变化梯度 ,采用混合网格模拟计算 ,达到了细网格的精度 ,时间仅为细网格的 37% .