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用于碳离子束流布拉格峰展宽的新型多孔结构体的模拟

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核技术 2022年第5期45卷 25-33页

作者：董思学盛尹祥子夏晓彬中国科学院上海应用物理研究所上海201800 中国科学院大学北京100049 上海市质子重离子医院上海201321 上海交通大学电子信息与电气工程学院上海201210

模拟了一种新型的多孔结构体(PS 2.0)用于展宽碳离子束流的布拉格峰。使用蒙特卡罗程序FLUKA建立了第一代波纹滤波器、PS 2.0和PS 1.0的几何模型,并比较了三者对束流的调制效果,包括展宽效果、束流均匀性和等中心束斑大小。结果显示:与P... 详细信息

模拟了一种新型的多孔结构体(PS 2.0)用于展宽碳离子束流的布拉格峰。使用蒙特卡罗程序FLUKA建立了第一代波纹滤波器、PS 2.0和PS 1.0的几何模型,并比较了三者对束流的调制效果,包括展宽效果、束流均匀性和等中心束斑大小。结果显示:与PS 1.0相比,经PS 2.0展宽后的碳离子束流后沿半影宽度减少了最多1.11 mm;使用PS 2.0调制后的束流具有良好的均匀性;在相同射程深度下,当PS 2.0与等中心位置之间的距离小于10 cm时,使用PS 2.0后的等中心束斑最多减少了1.72 mm(13.93%)。表明PS 2.0能够在展宽布拉格峰的同时兼顾后沿半影的宽度,保证了调制后束流的均匀性,并在一定程度上减小了等中心束斑的大小。

关键词：蒙特卡罗模拟点扫描碳离子束流多孔结构布拉格峰波纹滤波器

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熔盐堆中燃料流动对缓发中子的影响分析

核技术 2014年第3期37卷 65-70页

作者：蔡军夏晓彬陈堃梅牡丹中国科学院上海应用物理研究所嘉定园区上海201800 中国科学院大学北京100049

熔盐堆具有良好的中子经济性、固有安全性、可在线后处理、防核不扩散等特点,是六种第四代先进反应堆堆型中唯一的液体燃料反应堆。然而,熔盐堆中采用流动的熔盐作为液体燃料,从而缓发中子先驱核会随着燃料的流动流出堆芯并在堆芯外发... 详细信息

熔盐堆具有良好的中子经济性、固有安全性、可在线后处理、防核不扩散等特点,是六种第四代先进反应堆堆型中唯一的液体燃料反应堆。然而,熔盐堆中采用流动的熔盐作为液体燃料,从而缓发中子先驱核会随着燃料的流动流出堆芯并在堆芯外发生衰变,这不同于固体燃料反应堆。文中针对了一座实际运行过的熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE),基于中子动力学模型,采用圆柱体均匀堆的近似处理方法推导了液体燃料反应堆的缓发中子先驱核浓度数学模型,研究了恒定流速下的反应性损失及不同燃料熔盐流速对缓发中子分布的影响。结果表明缓发中子在越靠近堆芯中心区域的位置就越多,同时熔盐流速的变化对衰变周期越短的缓发中子先驱核组数的影响比较小。通过本研究,可以了解熔盐堆中缓发中子随着燃料流动的变化情况,为熔盐堆安全分析提供参考依据。

关键词：熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment MSRE) 缓发中子先驱核液体燃料

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中国女性参考人体素模型的开发

辐射防护 2013年第6期33卷 343-348,354页

作者：盛尹祥子刘立兴夏晓彬中国科学院上海应用物理研究所上海201800

利用分割后的中国女性虚拟人体数据集,建立可视化人体模型,通过校正人体模型的身高、体重和器官/组织质量,从而建立用于辐射剂量学计算的中国女性参考人体素模型。校正后的模型身高和体重与中国成年女性参考人数据完全一致,器官质量与... 详细信息

利用分割后的中国女性虚拟人体数据集,建立可视化人体模型,通过校正人体模型的身高、体重和器官/组织质量,从而建立用于辐射剂量学计算的中国女性参考人体素模型。校正后的模型身高和体重与中国成年女性参考人数据完全一致,器官质量与参考人数据基本一致。再利用MCNPX粒子输运程序对校正前后的两个模型进行模拟,计算了外照射中子剂量转换系数,并将校正后模型的计算结果与ICRP参考人体素模型的计算结果进行了比较。总体上,器官剂量当量和有效剂量与ICRP参考人数据趋势符合较好,但是由于模型之间的差异,不同的胸腔厚度,器官相对位置等因素导致器官剂量当量有较大差异,有些差异甚至达到50%以上。

关键词：器官剂量当量有效剂量体素模型中国参考人

GH3535合金表面渗铝层原位氧化工艺研究

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核技术 2023年第5期46卷 43-50页

作者：梁超飞刘卫张东勋王韡王军夏晓彬中国科学院上海应用物理研究所上海201800 中国科学院大学北京100049 上海应用技术大学上海201400

高温工况下钍基熔盐堆中存在氚泄漏的风险,建立氚渗透屏障涂层有助于应对这一问题。采用包埋渗铝和原位氧化工艺,在GH3535合金表面制备了Al2O3/Ni-Al复合阻氚涂层,重点分析了氧化温度和真空度对氧化铝薄膜微观结构的影响。利用掠入射X... 详细信息

高温工况下钍基熔盐堆中存在氚泄漏的风险,建立氚渗透屏障涂层有助于应对这一问题。采用包埋渗铝和原位氧化工艺,在GH3535合金表面制备了Al2O3/Ni-Al复合阻氚涂层,重点分析了氧化温度和真空度对氧化铝薄膜微观结构的影响。利用掠入射X射线衍射、扫描电子显微镜、透射电子显微镜等手段对氧化铝薄膜表面及截面的微观形貌、相构成进行了实验分析。实验结果表明:低氧分压能降低氧化铝薄膜的形成速度,促进形成更致密、表面平整的薄膜;高的氧化温度有利于形成α相氧化铝及更厚的氧化铝薄膜,但会大大增加表面缺陷。1.2 Pa真空度气氛、850℃氧化温度、72 h氧化时间是较优的原位氧化工艺参数,可以在GH3535合金基体表面获得性能较好的氧化铝薄膜,其相结构为γ和α相,厚度约为0.8μm,且表面致密无缺陷。

关键词：钍基熔盐堆氚控制渗铝层原位氧化氧化铝薄膜

Dose rate distribution of photoneutrons in an ID beamline of SSRF: simulations and measurements

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Nuclear Science and Techniques 2014年第5期25卷 1-5页

作者：徐加强夏晓彬盛尹祥子沈卫祖许浔江 Shanghai Institute of Applied Physics Chinese Academy of Sciences

Photoneutrons, emitted by means of photonuclear interactions when gas bremsstrahlung interacts with beamline components, can be another potential radiation source needed to be considered for shielding design and dose assessment of beamline. In this paper, simulations and measurements of photoneutrons dose rate at beamline BL09 U are carried out when Shanghai Synchrotron Radiation Facility(SSRF) running at Top-up mode(3.5 GeV, 235 mA). A geometry model is constructed for the beamline BL09 U with considerations of the scattering process of the major optical components. The model is compiled into Monte Carlo simulation code FLUKA to calculate photoneutron dose distribution. Measurements of the photoneutrons dose rate were performed by using Environmental Neutron Monitor(ENM). Observation points were arranged uniformly along the inside and outside of the optical enclosure(OE) of BL09 U. The calculation results agree with experiments within the measurements uncertainties. It is verified that photoneutrons dose simulation is reliable. The simulation and measurement methods can be applied to evaluate the neutron dose level of other beamline stations, and provide references for the shielding design of the beamlines at SSRF in the near future.

关键词：中子测量 SSRF 剂量评估光束线仿真速度分布上海同步辐射装置蒙特卡罗模拟

10-MWt固态钍基熔盐堆乏燃料贮存系统临界安全影响分析

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核技术 2015年第5期38卷 86-91页

作者：田金夏晓彬彭超张志宏中国科学院上海应用物理研究所嘉定园区上海201800 中国科学院大学北京100049

10-MWt固态钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)使用TRISO(Tri-structural isotropic)颗粒燃料元件,并采用熔融氟盐作为一回路冷却剂,附着在燃料元件上的熔盐有可能影响系统反应性。因此,需要分析在燃料元件的贮存过程中熔盐附着燃料元件对贮存临界安全的影响。使用SCALE6.1的TRITON(Transport Rigor Implemented with Time-dependent Operation for Neutronic depletion)模块对TMSR-SF堆芯建模并进行燃耗计算,使用MCNP对乏燃料贮存系统进行临界计算。分别考虑熔盐浸渗球形燃料元件和熔盐包覆在球形燃料元件表面两种典型情况下,熔盐附着对贮存系统反应性的影响。针对乏燃料贮存系统,以浸渗最大量,即熔盐体积是石墨体积的13.9%为前提,临界计算结果表明,熔盐浸渗入石墨基体贮存系统的反应性比熔盐包覆在球形燃料元件表面的贮存系统的反应性要大5%;与没有熔盐附着的情况相比,有熔盐附着的情况下贮存系统反应性要大15%。对乏燃料贮存系统的临界安全分析可知,两种典型的熔盐附着模型对贮存系统的反应性存在一定的影响,但无论是熔盐浸渗还是包覆,贮存系统仍处于次临界,意味着贮存系统在正常工况下是安全的。

关键词：钍基熔盐堆乏燃料元件熔盐浸渗临界计算临界安全分析

点扫描碳离子束流模型的蒙特卡罗模拟与验证的初步研究

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中华放射医学与防护杂志 2022年第6期42卷 464-469页

作者：董思学夏晓彬盛尹祥子中国科学院大学中国科学院上海应用物理研究所上海201800 中国科学院上海应用物理研究所上海201800 上海市质子重离子医院上海市质子重离子放射治疗工程技术研究中心放射物理科 201315

目的:使用蒙特卡罗程序FLUKA建立点扫描碳离子束流模型并对其进行验证。方法:使用FLUKA建立同步加速器碳离子束流治疗头的几何模型,匹配实验测量数据中的单能标称能量、高斯能谱分布、初始束斑大小以及束流的角分布等各项参数;利用治疗... 详细信息

目的:使用蒙特卡罗程序FLUKA建立点扫描碳离子束流模型并对其进行验证。方法:使用FLUKA建立同步加速器碳离子束流治疗头的几何模型,匹配实验测量数据中的单能标称能量、高斯能谱分布、初始束斑大小以及束流的角分布等各项参数;利用治疗计划系统生成碳离子束流治疗计划,通过γ分析比较FLUKA束流模型与治疗计划系统输出的剂量分布差异,验证该模型的准确性。结果:单能碳离子束流的深度剂量分布差异均在0.1 mm之内,束斑大小最大差异为0.17 mm;对于每个靶区,2 mm/2%标准下的2D-与3D-γ通过率均在95%以上。结论:基于蒙特卡罗程序FLUKA实现了点扫描碳离子束流输运过程的精准模拟。该模型能够用于临床治疗计划的模拟验证,并进一步应用于新型粒子治疗设备在开发阶段的模拟以及生物有效剂量的计算。

关键词：蒙特卡罗模拟点扫描碳离子束流剂量分布验证

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含在线处理的熔盐堆源项计算

核技术 2014年第2期37卷 62-68页

作者：张志宏夏晓彬朱兴望蔡军中国科学院上海应用物理研究所嘉定园区上海201800 中国科学院大学北京100049

熔盐堆是第四代国际核能论坛推荐的6种先进四代堆之一,具有良好的中子经济性、固有安全性、可在线后处理等特点。基于熔盐燃料和冷却剂的流动性,熔盐堆可对堆内产生的放射性气体进行在线移除,周期性地从熔盐泵中除去135Xe和85Kr等中子毒... 详细信息

熔盐堆是第四代国际核能论坛推荐的6种先进四代堆之一,具有良好的中子经济性、固有安全性、可在线后处理等特点。基于熔盐燃料和冷却剂的流动性,熔盐堆可对堆内产生的放射性气体进行在线移除,周期性地从熔盐泵中除去135Xe和85Kr等中子毒物,以提高燃料循环过程中的中子经济性。目前主要的源项计算软件并不完全适用于熔盐堆在线除气情况下的源项计算,为了解熔盐堆在线处理情况下的源项分布,为熔盐堆辐射防护设计提供参考依据,并验证熔盐堆在线处理情况下源项计算方法的可行性和计算结果的可靠性,采用实际运行过的美国橡树岭国家实验室熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)参数,应用自主开发的PostTRITON程序计算了含在线处理情况下的源项,分析了熔盐堆裂变产物产额及氚的产生情况,并应用SCALE5.1软件包中TRITON模块计算了无在线处理情况下的源项,分析了数据偏差的原因,并与橡树岭国家实验室的计算数据进行了比较,计算结果在±8%的范围内符合一致。通过本研究,验证了在线处理下熔盐堆源项计算方法的可行性和结果的可靠性,可为熔盐堆的辐射防护设计提供重要的参考。

关键词： SCALE5 1 熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment MSRE) 源项计算在线处理

散射中子对带屏蔽体的252Cf同位素中子源辐射场的影响

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核技术 2013年第10期36卷 14-18页

作者：刘立兴夏晓彬盛尹祥子陈峰中国科学院上海应用物理研究所嘉定园区上海201800 中国科学院大学北京100049

同位素中子源和中子刻度室在实际使用中通常带有屏蔽体。本文采用蒙特卡罗计算与实验结合的方法,研究了散射中子对带屏蔽体的252Cf同位素中子源辐射场的影响。通过计算带屏蔽体的252Cf中子源和裸252Cf中子源的中子能谱、中子注量率和中... 详细信息

同位素中子源和中子刻度室在实际使用中通常带有屏蔽体。本文采用蒙特卡罗计算与实验结合的方法,研究了散射中子对带屏蔽体的252Cf同位素中子源辐射场的影响。通过计算带屏蔽体的252Cf中子源和裸252Cf中子源的中子能谱、中子注量率和中子周围剂量当量率,分析了屏蔽体产生的散射中子对辐射场的影响。依据蒙特卡罗计算所获得的有、无源室墙壁、地面和屋顶条件下的中子注量率和中子周围剂量当量率,分析了源室墙壁、地面和屋顶所产生的散射中子对辐射场的影响。计算结果表明,该中子辐射场的平均中子通量-周围剂量当量转换因子由裸252Cf中子源的385 pSv·cm2降至280 pSv·cm2,源室的墙壁、地面和屋顶产生的散射中子对中子注量率与中子周围剂量当量率的影响与距中子源的距离平方成正比。中子周围剂量当量率仪的实验测量结果与理论计算结果符合良好,验证了计算结果的可靠性。本研究为利用非标准同位素中子源中子参考辐射场进行辐射防护仪表的校准提供了一种实践可行的方法,具有很好的实用性。

关键词：中子辐射场屏蔽体散射中子蒙特卡罗方法