基于252Cf源的反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)屏蔽材料屏蔽性能測試裝置設(shè)計

賀 丹 宋英明 鄒樹梁 徐守龍 王曉冬 朱志超 譚楨干 何志鋒 王新林

1（核設(shè)施應(yīng)急安全作業(yè)技術(shù)與裝備湖南省重點實驗室 衡陽 421001）

2（南華大學(xué) 核科學(xué)技術(shù)學(xué)院 衡陽 421001）

3（南華大學(xué) 電氣工程學(xué)院 衡陽 421001）

基于252Cf源的反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)屏蔽材料屏蔽性能測試裝置設(shè)計

賀 丹1,2宋英明2鄒樹梁1徐守龍1,2王曉冬2朱志超2譚楨干1何志鋒2王新林3

1（核設(shè)施應(yīng)急安全作業(yè)技術(shù)與裝備湖南省重點實驗室 衡陽 421001）

2（南華大學(xué) 核科學(xué)技術(shù)學(xué)院 衡陽 421001）

3（南華大學(xué) 電氣工程學(xué)院 衡陽 421001）

基于252Cf中子源，構(gòu)建了反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)屏蔽材料屏蔽性能測試裝置設(shè)計模型。采用MCNP程序建立了測試模型，并逐次模擬計算屏蔽性能測試裝置慢化層、中子防護層、γ光子防護層厚度。對于關(guān)鍵的慢化層，采用Geant4程序進一步驗證MCNP程序的計算結(jié)果。通過分析模擬計算獲得了最優(yōu)屏蔽材料及厚度分別為：慢化層材料為石蠟，厚度為8 cm；中子防護層材料為聚乙烯，厚度為38 cm；γ防護層材料為鐵，厚度為11 cm。模擬實驗結(jié)果表明，所設(shè)計屏蔽性能測試裝置能夠滿足中子慢化以及中子、光子防護的需要。

252Cf中子源，屏蔽性能測試實驗裝置，MCNP，慢化材料

新型反應(yīng)堆屏蔽結(jié)構(gòu)裝置作為典型的結(jié)構(gòu)功能一體化材料，其研制過程需要進行屏蔽性能測試分析。主要考察熱中子的吸收率及γ射線的線減弱系數(shù)。因而，需設(shè)計特定的屏蔽性能測試裝置并進行屏蔽材料輻照試驗。

252Cf是由239Pu在反應(yīng)堆中子照射下，連續(xù)俘獲中子及β衰變而逐步形成的[1]，1 g252Cf每秒可放出2.34×1012個中子，其平均能量為2.13 MeV，半衰期為2.65 a，所產(chǎn)生的中子通量可以媲美于一個低通量的反應(yīng)堆(1012-1013cm-2.s-1)。同時經(jīng)α衰變發(fā)出的γ射線平均能量為0.8 MeV，數(shù)目為每秒發(fā)射1.3×107個，兩種射線數(shù)目的比值是一個定值。252Cf中子源具有以下優(yōu)點：(1) 不產(chǎn)生有害氣體；(2) 物理半衰期長；(3) 中子產(chǎn)額高[2-3]。故選取252Cf源近似代替反應(yīng)堆源作為反應(yīng)堆屏蔽材料熱中子吸收率性能測試實驗的放射源。蒙特卡羅程序能夠通過模擬計算252Cf與物質(zhì)相互作用過程，并研究慢化層材料及厚度與熱中子轉(zhuǎn)化效率關(guān)系，確保裝置中引出的熱中子通量最大，以支持后續(xù)試驗進行。

GB18871-2002中規(guī)定，為將隨機性效應(yīng)的發(fā)生率限制到可以接受的水平，應(yīng)對任何工作人員的職業(yè)照射水平進行控制，按5年平均，每年為20 mSv的平均有效劑量限值。根據(jù)輻射防護的基本標(biāo)準(zhǔn)，以當(dāng)量劑量限值作為屏蔽層外表面的劑量控制參考值。為滿足本實驗裝置的特殊用途，設(shè)計中以實驗裝置表面劑量當(dāng)量率＜0.01 mSv.h-1為設(shè)計限值[4]。屏蔽性能測試裝置的設(shè)計需要考慮防護層材料及厚度選取問題。本屏蔽實驗主要考察材料的熱中子吸收率及γ射線的線減弱系數(shù)，建立了252Cf慢化屏蔽實驗裝置模型，并利用蒙特卡羅程序模擬計算，對慢化層、中子防護層以及γ光子防護層進行了材料選型及厚度計算，完成了屏蔽材料屏蔽性能測試裝置的設(shè)計。

1 252Cf慢化屏蔽實驗裝置模型

使用MCNP5軟件，采用Watt裂變譜描述中子源。對中子進行慢化屏蔽時，針對不同能量范圍內(nèi)的中子通常采用多層結(jié)構(gòu)，選取不同的材料進行多層慢化。建立三種慢化屏蔽結(jié)構(gòu)模型，如圖1所示。

模型1為實驗裝置慢化層材料選型及厚度計算模型，在模擬過程中將放射源設(shè)置為呈45°立體角入射進入慢化層，即放射源單向垂直入射進入慢化層，在中子探測器上記錄透過慢化層所能得到的熱中子數(shù)。

模型2為中子防護層材料選型及厚度計算模型，即各項同性放射源透過慢化層及中子防護層，它們?yōu)榫鶆蛲那蝮w，則在中子防護層表面上取某一點，該點的劑量當(dāng)量率可代表中子防護層任一點的劑量當(dāng)量率。

模型3為γ光子防護層材料選型及厚度計算模型，放射源為各向同性源，慢化層、中子防護層和γ光子防護層為均勻同心球體，在γ光子防護層表面取某一點，該點的劑量當(dāng)量率可代表γ光子防護層任一點的劑量當(dāng)量率。

圖1 慢化屏蔽結(jié)構(gòu)模型圖Fig.1 Models of moderated shielding structures.

屏蔽性能測試實驗裝置剖面示意圖如圖2所示，為一個1 009.32 mm×1 009.32 mm×960 mm的立方體。

圖2 屏蔽性能測試裝置示意圖Fig.2 Schematic diagram of shielding performance testing device.

實驗裝置主要由源進出管道、慢化層、防護層、熱中子引出孔道4部分組成，其中防護層包括中子防護層和γ光子防護層。源進出管道為塑料軟管；慢化層材料為石蠟，是一個直徑8 cm、高8cm的圓柱，位于放射源正前方；中子防護層材料為聚乙烯，是一個直徑76 cm的實心球體；γ光子防護層材料為鐵，是一個外徑為96 cm、內(nèi)徑76 cm的球體。實驗裝置各部分尺寸詳見表1。

表1 屏蔽性能測試裝置各部分尺寸Table1 Size of each component of the shielding performance testing device.

2 模擬結(jié)果與分析

2.1慢化層材料選型及厚度計算

采用模型1進行慢化層材料選型及最佳厚度計算，為驗證輸入源是否正確，設(shè)置慢化層材料為空氣時對中子探測器進行計數(shù)，并作出中子能譜圖。如圖3所示，曲線1[5]和2分別為俄勒岡州立大學(xué)核化學(xué)系、本文利用MCNP5程序模擬所得的252Cf能譜圖，趨勢一致，證明輸入源設(shè)置正確。

圖3 MCNP模擬252Cf源能譜Fig.3 Source spectrum of252Cf simulated by MCNP.

根據(jù)中子與物質(zhì)相互作用的特點，一般選用含氫元素較多的材料對中子進行慢化屏蔽，例如石蠟、聚乙烯、水[6]和混凝土，這些材料能有效地將快中子慢化到熱能區(qū)。采用熱中子轉(zhuǎn)化效率表征材料的慢化能力，熱中子轉(zhuǎn)化效率為：

式中，N表示探測器接收到的熱中子數(shù)；N0表示入射的中子總數(shù)。

圖4描述了不同材料慢化層厚度變化與熱中子轉(zhuǎn)化效率關(guān)系計算結(jié)果。由圖4可知，不同材料隨慢化層厚度增加，熱中子轉(zhuǎn)化效率變化趨勢一致，石蠟及聚乙烯慢化效率最高，水次之，混凝土最差。

圖4 慢化材料厚度變化與熱中子轉(zhuǎn)化效率關(guān)系Fig.4 Relationship between the thickness of the moderator material change and the thermal neutron conversion efficiency.

當(dāng)聚乙烯和石蠟作為慢化材料時，厚度在8 cm以下，熱中子轉(zhuǎn)化效率隨慢化材料厚度增加，石蠟慢化層的熱中子轉(zhuǎn)化效率略高于聚乙烯；厚度大于8 cm時，熱中子轉(zhuǎn)化效率下降，二者下降趨勢一致。

當(dāng)水作為慢化材料時，厚度在9 cm以下，熱中子轉(zhuǎn)化效率隨慢化材料厚度增加；厚度大于9 cm時，熱中子轉(zhuǎn)化效率逐漸降低；厚度大于12 cm時，熱中子轉(zhuǎn)化效率高于聚乙烯和石蠟。

當(dāng)混凝土作為慢化材料時，厚度在12 cm以下，熱中子轉(zhuǎn)化效率隨慢化材料厚度增加；厚度大于12cm時，熱中子轉(zhuǎn)化效率逐漸降低。

由以上分析可知，石蠟、聚乙烯、水和混凝土作為慢化材料時，隨著慢化層厚度增加，熱中子轉(zhuǎn)化效率先增加到最大值而后減小。這是由于聚乙烯和石蠟、水、混凝土屬于含氫量大的物質(zhì)，對于氫核，中子的彈性散射截面非常大，更容易通過彈性碰撞損失能量，經(jīng)過富氫材料的慢化后，大多數(shù)的快中子能量被慢化到熱中子能區(qū)，所以隨著慢化層厚度增加，熱中子轉(zhuǎn)化效率明顯增大；但隨著慢化層厚度繼續(xù)增加，經(jīng)慢化材料慢化后的熱中子與物質(zhì)發(fā)生俘獲反應(yīng)，被物質(zhì)所吸收，造成熱中子數(shù)量減少，探測器上所能接收到的熱中子減少，故而形成熱中子轉(zhuǎn)化效率下降的趨勢。由于聚乙烯和石蠟含氫量高于水和混凝土，當(dāng)熱中子轉(zhuǎn)化效率到達最大值后，被材料所吸收的熱中子數(shù)也隨著慢化層厚度而增加，下降趨勢快于水和混凝土。

因此，選擇厚度為8 cm的石蠟作為屏蔽性能測試實驗裝置的慢化層，在此厚度下能從熱中子引出孔道中引出最大的熱中子注量。

采用Geant4程序模擬聚乙烯作為慢化材料，用于對比驗證MCNP程序計算結(jié)果的準(zhǔn)確性。如圖5所示，聚乙烯作為慢化材料時，Geant4程序模擬結(jié)果與MCNP程序模擬結(jié)果變化趨勢一致，Geant4程序所模擬的熱中子轉(zhuǎn)化效率較MCNP高出0.1%-0.2%，這是由于二者所使用的數(shù)據(jù)庫不同。圖6為在熱中子轉(zhuǎn)化效率最高時，分別用MCNP及Geant4輸出的熱中子譜分布圖，二者趨勢一致，則可說明模擬結(jié)果可信。

圖5 MCNP與Geant4輸出結(jié)果對比圖Fig.5 Comparison of the output results between MCNP and Geant4.

圖6最佳慢化層厚度下的熱中子輸出譜計算結(jié)果 (a) MCNP，(b) Geant4Fig.6 The result of output spectra of the thermal neutrons in the optimal moderator layer thickness. (a) MCNP, (b) Geamt4

252Cf中子源經(jīng)慢化材料慢化后得到的熱中子形成一定的角分布，考察熱中子譜的角分布情況，并調(diào)整慢化層與放射源的入射角度，能增大熱中子轉(zhuǎn)化效率。由圖7可知，與放射源呈0°角時，熱中子計數(shù)最大，且對稱處的熱中子譜分布重合，即經(jīng)慢化后產(chǎn)生的熱中子譜未發(fā)生偏移，將慢化層與放射源垂直放置時，可從熱中子引出孔道中引出最大的熱中子注量。

圖7 熱中子角分布譜Fig.7 Angular distributions of thermal neutron spectrum.

2.2中子防護層材料選型及厚度計算

采用模型2進行實驗裝置中子防護層材料選型及厚度計算。慢化層材料及厚度由§2.1可知，為8 cm的石蠟。由于石蠟易碎，中子防護體體積較大，從實用角度考慮，中子防護層材料采用聚乙烯或常用的含硼量為5%的聚乙烯。在中子防護層外表面某點測量該點的劑量當(dāng)量率。

模擬計算中子劑量當(dāng)量率時，采用劑量換算因子的方法進行計算，按式(2)算出：

式中，φn表示中子注量率，查出相應(yīng)的劑量換算因子dH[7]。

圖8給出了中子防護層厚度與防護層表面某點劑量當(dāng)量率變化的擬合曲線，由圖8可知，劑量當(dāng)量率下降時，中子防護層厚度增加。但由于MCNP軟件自身限制，防護層厚度繼續(xù)增大，則模擬結(jié)果超出統(tǒng)計誤差可接收范圍，根據(jù)已有數(shù)據(jù)，由最小二乘法擬合，得到以下劑量當(dāng)量率與防護層厚度的函數(shù)關(guān)系：

圖8 中子防護層表面某點劑量當(dāng)量率隨厚度變化Fig.8 Variation of the dose equivalent rate over the thickness at some point of the surface on neutron protective layer.

式(3)是由聚乙烯中子防護層厚度變化與劑量當(dāng)量率關(guān)系所擬合得出的，其中應(yīng)變量y1對應(yīng)防護層厚度，自變量x1對應(yīng)劑量當(dāng)量率，當(dāng)滿足劑量限值x1=0.01 mSv.h-1時，帶入式(3)可得y1=37.94 cm。

式(4)是由5%含硼聚乙烯中子防護層厚度變化與劑量當(dāng)量率關(guān)系所擬合得出的，其中y2對應(yīng)防護層厚度，自變量x2對應(yīng)劑量當(dāng)量率，當(dāng)滿足劑量限值x2=0.01 mSv.h-1時，帶入式(4)可得y2=37.03 cm。

由擬合結(jié)果可知，聚乙烯與5%含硼聚乙烯防護效果區(qū)別并不明顯，故從經(jīng)濟性上考慮，實驗裝置選擇聚乙烯作為中子防護層，厚度為38 cm。

2.3 γ光子防護層厚度計算

采用模型3進行實驗裝置γ光子防護層材料選型及厚度計算。在模型3中，慢化層為8 cm的石蠟，中子防護層為37 cm的聚乙烯，慢化層、中子防護層和γ光子防護層為均勻同心球體，在γ光子防護層表面取某一點，該點的劑量當(dāng)量率可代表γ光子防護層任一點的劑量當(dāng)量率。

對于252Cf源需要考慮兩部分的γ射線：(1)252Cf中子源本身由α衰變產(chǎn)生的0.8 MeV的γ射線；(2)經(jīng)過慢化層中子俘獲等反應(yīng)產(chǎn)生的光子。由于MCNP不能同時設(shè)定兩種不同類型的輸入源，本文首先計算由252Cf本身產(chǎn)生的γ射線所引起的劑量當(dāng)量率，隨后計算經(jīng)過慢化層中子俘獲等反應(yīng)產(chǎn)生的γ射線的當(dāng)量劑量率。

對于γ光子的劑量當(dāng)量率計算，同采用劑量換算因子的方法，按式(5)計算：

式中，φp表示γ光子注量率，查出相應(yīng)的劑量換算因子dp[7]。

計算結(jié)果如表2所示。由表2可知，隨著鐵防護層厚度增加，γ射線防護層表面劑量當(dāng)量率逐漸減小，當(dāng)鐵屏蔽層厚度達到11 cm時，由252Cf中子源本身及中子所產(chǎn)生的總的劑量當(dāng)量率達到設(shè)計要求，足以保障工作人員安全。

表2 γ防護層表面劑量當(dāng)量率隨鐵防護層厚度的變化Table2 Changing of γ dose equivalent rate with the thickness of iron in the protective surface.

3 結(jié)語

本文針對反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)屏蔽材料屏蔽性能測試裝置設(shè)計問題，采用蒙特卡羅軟件進行模擬計算，得出以下結(jié)論：

(1) 石蠟、聚乙烯作為慢化材料，熱中子轉(zhuǎn)化效率變化趨勢一致，且優(yōu)于水和混凝土。對252Cf而言，當(dāng)慢化材料厚度小于8 cm時，熱中子轉(zhuǎn)化效率隨厚度增加；當(dāng)慢化材料厚度大于8 cm時，隨厚度增加而降低，故慢化層厚度選取為8 cm。

(2) 用石蠟作為慢化材料時，當(dāng)放射源與慢化層垂直放置時，能從熱中子引出孔道引出最大的熱中子注量。

(3) 選用聚乙烯、含硼聚乙烯作為中子防護材料時，中子防護層表面劑量當(dāng)量率隨防護層材料厚度增加而減小，當(dāng)聚乙烯厚度為38 cm、含硼聚乙烯厚度為37 cm時，達到國家標(biāo)準(zhǔn)工作人員限值，從經(jīng)濟適用角度考慮，采用聚乙烯作為中子防護層材料。

(4) 選用鐵作為γ光子防護材料時，γ光子防護層表面劑量當(dāng)量率隨防護層厚度增加而減小，當(dāng)鐵厚度達到11 cm時，達到國家標(biāo)準(zhǔn)工作人員限值，從經(jīng)濟適用角度考慮，采用鐵作為γ防護層材料。

1 劉圣康. 中子物理[M]. 北京: 原子能出版社, 1987 LIU Shengkang. Neutron physics[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 1987

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3 葉熙良. 淺談252Cf中子源[J]. 醫(yī)療裝備, 2000,13(7): 9-10 YE Xiliang. Discussion of252Cf neutron source[J]. Medical Equipment, 2000,13(7): 9-10

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7 李星洪. 輻射防護基礎(chǔ)[M]. 北京: 原子能出版社, 1982 LI Xinghong. Radiation protection foundation[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 1982

Design of shielding-performance testing-device for reactors construction shielding-material based on252Cf source

HE Dan1,2SONG Yingming2ZOU Shuliang1XU Shoulong1,2WANG Xiaodong2ZHU Zhichao2TAN Zhengan2HE Zhifeng1WANG Xinlin3

1(Hunan Provincial Key Laboratory of Emergency Safety Technology and Equipment for Nuclear Facilities,Hengyang 421001,China)
2(School of Nuclear Science and Technology of University of South China,Hengyang 421001,China)
3(School of Electrical Engineering of University of South China,Hengyang 421001,China)

Background：New material for the reactor shielding structure is one type of cast-steel impurity doping actinide elements have been adopted. The design parameters of the shielding performance testing device for the various parts of reactor can be obtained by Monte Carlo method.Purpose：This study aims to test the shielding performance of the shielding material of reactor.Methods：First of all, the testing device model was built based on a252Cf neutron source. Three kinds of models (the thicknesses of the moderation layer, the protective layers of the neutron and gamma ray) are calculated respectively using the MCNP program for the shielding performance testing device. The GEANT4 program was used for the key moderation layer to verify the results obtained by the MCNP program.Results：Through the analysis of simulation results, we obtained optimal shielding materials and the thicknesses of material layer: moderator layer material is paraffin wax, which having a thickness of 8 cm, neutron shielding material is polyethylene, which having a thickness of 38 cm, and γ protective layer material is iron, which having a thickness of 11 cm.Conclusion：Simulation results show that the proposed shielding performance testing device can meet the requirements of neutron moderator, neutron protection and photon protection.

252Cf neutron source, Shielding performance testing device, MCNP, Moderator material

TL99

10.11889/j.0253-3219.2015.hjs.38.090604

賀丹，女，1991年出生，2013年畢業(yè)于南華大學(xué)，現(xiàn)為碩士研究生，研究領(lǐng)域為核能與核設(shè)施退役系統(tǒng)工程

鄒樹梁，E-mail: zousl2013@126.com

2015-04-29，

2015-07-05

CLCTL99