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反应堆^(235)U裂变源辐射防护材料的优化设计被引量：6: 2017年; 以热中子反应堆^(235)U裂变源为辐射源,利用MCNP程序对其能谱进行模拟并研究其辐射防护,结果表明对^(235)U裂变源所发射的能量高于3Me V的瞬发中子,重金属具有良好的屏蔽效果,而对于能量低于1MeV的中子,轻氢材料的防护效果更好;W/LiH,W/B_4C,TiH_2/W三种复合材料当质量比满足:W∶LiH=19∶1,W∶B4C=9∶1,W∶Ti H2=3∶1时材料的屏蔽效果最佳;通过遗传算法结合MCNP模拟,得到W/TiH_2/B_4C,TiH_2/Cu/Gd,TiH_2/B_4C/Gd三种复合材料的最优组分配比,源每次裂变产生的粒子穿过这三种材料后在等效组织中造成的剂量当量率(10^(-11)Sv·h^(-1))与材料厚度呈指数下降关系,三种材料分别可近似为1.071exp(-0.187 8x),1.077exp(-0.166 2x)和1.608exp(-0.171 9x),x为材料厚度(cm).; 杨师俨何曼丽蒋丹枫王国辉苑超戴耀东; 关键词：蒙特卡罗方法反应堆屏蔽材料

稀土尾矿砂放射性活度的测量与计算被引量：3: 2015年; 准确测量并计算稀土尾矿砂的放射性活度浓度及其变化规律对制定相应的豁免标准和日后的处理处置具有重要的意义。根据选取的特征γ射线,分析对比平衡与非平衡状态下铀系、钍系、锕系三个天然衰变系的总活度浓度,结合衰变链的一般动力学方程,计算总放射性活度与每个核素的放射性活度,并研究钍系各核素在平衡被不同程度破坏的情况下随时间的变化规律。结果显示,按照非平衡情况下计算得出的总α和总β放射性活度浓度比平衡情况下的更接近实际测量结果,此外,钍系核素在平衡被破坏后的放射性活度随时间变化情况与母体和228Ra的初始放射性活度浓度有关,若^(228)Ra小于^(232)Th,则总放射性活度在60 a再次平衡后达到最大值,为10倍的母体活度;若^(228)Ra大于^(232)Th,则总放射性活度在3.82 a出现最大值,为4.57倍母体活度与5.25倍第一子体^(228)Ra的初始活度浓度之和。因此,可知稀土尾矿砂放射性活度已经遭到破坏,其总活度浓度应该采用非平衡情况下的几个特征核素的活度浓度共同计算得到,并且需计算分析其随时间变化出现的最大值,以此来确定是否超过相关法规标准。; 苑超周程朱晓翔杨师俨戴耀东; 关键词：稀土尾矿砂活度浓度

尾矿砂放射性物质豁免标准制定中的理论研究被引量：2: 2015年; 从理论上建立了稀土尾矿砂天然放射性物质(NORM)的活度浓度与等效组织吸收剂量率间的关系式,由此计算出单位活度浓度样品到等效组织中的吸收剂量率转换系数.研究了样品所发射γ光子注量率的空间角分布,结合MCNP对样品有效厚度等理论计算结果,给出了尾矿砂放射性现场测量模型的几何参数.参考国际原子能机构(IAEA)报告,NORM样品对公众造成的γ外照射剂量上限为人均0.3 m Sv y?1,以此值作为控制目标,计算了在此标准下几种不同活度浓度样品造成的空气吸收剂量率,提出了尾矿砂排放的豁免水平:扣除现场本底后,测量得到的空气吸收剂量率低于55 n Gy h?1.依据理论推导给出的相关参数,进行了现场验证实验,同时对所测样品取样进行实验室分析,最终结果表明两者所测得数据基本符合,相对误差为15.8%.; 杨师俨周程朱晓翔苑超戴耀东; 关键词：尾矿砂 MCNP

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苑超