用于BNCT-SPECT的帕维亚TRIGA MARK Ⅱ反应堆热柱优化设计

作     者：龚春慧 Fatemi Starehe Protti Ncolettai Postuma Ina Bortolussi Slvai 耿长冉 汤晓斌 Altieri Sverioa 

作者机构：南京航空航天大学核科学与工程系南京211100 意大利国家核物理研究所帕维亚分部帕维亚27100 

出 版 物：《强激光与粒子束》 (High Power Laser and Particle Beams)

年 卷 期：2017年第29卷第12期

页      面：87-93页

核心收录：

学科分类：0808[工学-电气工程] 0809[工学-电子科学与技术（可授工学、理学学位）] 07[理学] 0702[理学-物理学] 

基　　金：国家重点研发计划政府间国际科技创新合作重点专项(2016YFE0103600) 江苏省普通高校研究生科研创新计划项目(KYLX15_0303) 江苏省优势学科建设工程资助项目 

主　　题：TRIGA Mark Ⅱ反应堆 硼中子俘获治疗 SSW/SSR MCNP6 

摘      要：针对坐落于意大利帕维亚大学的TRIGA Mark Ⅱ反应堆热柱结构进行优化设计,从而满足面向硼中子俘获治疗(BNCT)的单光子发射计算机断层成像(SPECT)研究要求。为提高计算效率并减小统计误差,对比分析使用SSW/SSR方法与直接使用反应堆为源项时热柱内照射位置处中子能谱,其结果基本一致,从而验证了SSW/SSR方法的可靠性。为在该反应堆开展BNCT中SPECT实验,热柱中子束需准直为笔形束。对比分析四种热柱优化方案下束流口处及探测器处热中子和光子通量:40cm长石墨(射束口5cm×3cm);0.5cm厚硼包裹40cm长石墨(射束口5cm×3cm);30cm长天然锂聚乙烯(射束口直径4cm);30cm长天然锂聚乙烯(20cm长射束口直径5cm,5cm长射束口直径4cm,5cm长射束口直径2cm)。结果显示,射束口处热中子通量分别为1.05×108,2.52×107,6.08×107和5.10×107#/(cm2·s)。综合考虑中子准直效果及光子污染,方案三具有最优性能。为后续进行BNCT-SPECT理论和实验研究提供了基础,从而有效促进BNCT剂量准确评估方法的研究进程。