基于252Cf源的反应堆结构屏蔽材料屏蔽性能测试装置设计

贺 丹 宋英明 邹树梁 徐守龙 王晓冬 朱志超 谭桢干 何志锋 王新林

1（核设施应急安全作业技术与装备湖南省重点实验室 衡阳 421001）

2（南华大学 核科学技术学院 衡阳 421001）

3（南华大学 电气工程学院 衡阳 421001）

基于252Cf源的反应堆结构屏蔽材料屏蔽性能测试装置设计

贺 丹1,2宋英明2邹树梁1徐守龙1,2王晓冬2朱志超2谭桢干1何志锋2王新林3

1（核设施应急安全作业技术与装备湖南省重点实验室 衡阳 421001）

2（南华大学 核科学技术学院 衡阳 421001）

3（南华大学 电气工程学院 衡阳 421001）

基于252Cf中子源，构建了反应堆结构屏蔽材料屏蔽性能测试装置设计模型。采用MCNP程序建立了测试模型，并逐次模拟计算屏蔽性能测试装置慢化层、中子防护层、γ光子防护层厚度。对于关键的慢化层，采用Geant4程序进一步验证MCNP程序的计算结果。通过分析模拟计算获得了最优屏蔽材料及厚度分别为：慢化层材料为石蜡，厚度为8 cm；中子防护层材料为聚乙烯，厚度为38 cm；γ防护层材料为铁，厚度为11 cm。模拟实验结果表明，所设计屏蔽性能测试装置能够满足中子慢化以及中子、光子防护的需要。

252Cf中子源，屏蔽性能测试实验装置，MCNP，慢化材料

新型反应堆屏蔽结构装置作为典型的结构功能一体化材料，其研制过程需要进行屏蔽性能测试分析。主要考察热中子的吸收率及γ射线的线减弱系数。因而，需设计特定的屏蔽性能测试装置并进行屏蔽材料辐照试验。

252Cf是由239Pu在反应堆中子照射下，连续俘获中子及β衰变而逐步形成的[1]，1 g252Cf每秒可放出2.34×1012个中子，其平均能量为2.13 MeV，半衰期为2.65 a，所产生的中子通量可以媲美于一个低通量的反应堆(1012-1013cm-2.s-1)。同时经α衰变发出的γ射线平均能量为0.8 MeV，数目为每秒发射1.3×107个，两种射线数目的比值是一个定值。252Cf中子源具有以下优点：(1) 不产生有害气体；(2) 物理半衰期长；(3) 中子产额高[2-3]。故选取252Cf源近似代替反应堆源作为反应堆屏蔽材料热中子吸收率性能测试实验的放射源。蒙特卡罗程序能够通过模拟计算252Cf与物质相互作用过程，并研究慢化层材料及厚度与热中子转化效率关系，确保装置中引出的热中子通量最大，以支持后续试验进行。

GB18871-2002中规定，为将随机性效应的发生率限制到可以接受的水平，应对任何工作人员的职业照射水平进行控制，按5年平均，每年为20 mSv的平均有效剂量限值。根据辐射防护的基本标准，以当量剂量限值作为屏蔽层外表面的剂量控制参考值。为满足本实验装置的特殊用途，设计中以实验装置表面剂量当量率＜0.01 mSv.h-1为设计限值[4]。屏蔽性能测试装置的设计需要考虑防护层材料及厚度选取问题。本屏蔽实验主要考察材料的热中子吸收率及γ射线的线减弱系数，建立了252Cf慢化屏蔽实验装置模型，并利用蒙特卡罗程序模拟计算，对慢化层、中子防护层以及γ光子防护层进行了材料选型及厚度计算，完成了屏蔽材料屏蔽性能测试装置的设计。

1 252Cf慢化屏蔽实验装置模型

使用MCNP5软件，采用Watt裂变谱描述中子源。对中子进行慢化屏蔽时，针对不同能量范围内的中子通常采用多层结构，选取不同的材料进行多层慢化。建立三种慢化屏蔽结构模型，如图1所示。

模型1为实验装置慢化层材料选型及厚度计算模型，在模拟过程中将放射源设置为呈45°立体角入射进入慢化层，即放射源单向垂直入射进入慢化层，在中子探测器上记录透过慢化层所能得到的热中子数。

模型2为中子防护层材料选型及厚度计算模型，即各项同性放射源透过慢化层及中子防护层，它们为均匀同心球体，则在中子防护层表面上取某一点，该点的剂量当量率可代表中子防护层任一点的剂量当量率。

模型3为γ光子防护层材料选型及厚度计算模型，放射源为各向同性源，慢化层、中子防护层和γ光子防护层为均匀同心球体，在γ光子防护层表面取某一点，该点的剂量当量率可代表γ光子防护层任一点的剂量当量率。

图1 慢化屏蔽结构模型图Fig.1 Models of moderated shielding structures.

屏蔽性能测试实验装置剖面示意图如图2所示，为一个1 009.32 mm×1 009.32 mm×960 mm的立方体。

图2 屏蔽性能测试装置示意图Fig.2 Schematic diagram of shielding performance testing device.

实验装置主要由源进出管道、慢化层、防护层、热中子引出孔道4部分组成，其中防护层包括中子防护层和γ光子防护层。源进出管道为塑料软管；慢化层材料为石蜡，是一个直径8 cm、高8cm的圆柱，位于放射源正前方；中子防护层材料为聚乙烯，是一个直径76 cm的实心球体；γ光子防护层材料为铁，是一个外径为96 cm、内径76 cm的球体。实验装置各部分尺寸详见表1。

表1 屏蔽性能测试装置各部分尺寸Table1 Size of each component of the shielding performance testing device.

2 模拟结果与分析

2.1慢化层材料选型及厚度计算

采用模型1进行慢化层材料选型及最佳厚度计算，为验证输入源是否正确，设置慢化层材料为空气时对中子探测器进行计数，并作出中子能谱图。如图3所示，曲线1[5]和2分别为俄勒冈州立大学核化学系、本文利用MCNP5程序模拟所得的252Cf能谱图，趋势一致，证明输入源设置正确。

图3 MCNP模拟252Cf源能谱Fig.3 Source spectrum of252Cf simulated by MCNP.

根据中子与物质相互作用的特点，一般选用含氢元素较多的材料对中子进行慢化屏蔽，例如石蜡、聚乙烯、水[6]和混凝土，这些材料能有效地将快中子慢化到热能区。采用热中子转化效率表征材料的慢化能力，热中子转化效率为：

式中，N表示探测器接收到的热中子数；N0表示入射的中子总数。

图4描述了不同材料慢化层厚度变化与热中子转化效率关系计算结果。由图4可知，不同材料随慢化层厚度增加，热中子转化效率变化趋势一致，石蜡及聚乙烯慢化效率最高，水次之，混凝土最差。

图4 慢化材料厚度变化与热中子转化效率关系Fig.4 Relationship between the thickness of the moderator material change and the thermal neutron conversion efficiency.

当聚乙烯和石蜡作为慢化材料时，厚度在8 cm以下，热中子转化效率随慢化材料厚度增加，石蜡慢化层的热中子转化效率略高于聚乙烯；厚度大于8 cm时，热中子转化效率下降，二者下降趋势一致。

当水作为慢化材料时，厚度在9 cm以下，热中子转化效率随慢化材料厚度增加；厚度大于9 cm时，热中子转化效率逐渐降低；厚度大于12 cm时，热中子转化效率高于聚乙烯和石蜡。

当混凝土作为慢化材料时，厚度在12 cm以下，热中子转化效率随慢化材料厚度增加；厚度大于12cm时，热中子转化效率逐渐降低。

由以上分析可知，石蜡、聚乙烯、水和混凝土作为慢化材料时，随着慢化层厚度增加，热中子转化效率先增加到最大值而后减小。这是由于聚乙烯和石蜡、水、混凝土属于含氢量大的物质，对于氢核，中子的弹性散射截面非常大，更容易通过弹性碰撞损失能量，经过富氢材料的慢化后，大多数的快中子能量被慢化到热中子能区，所以随着慢化层厚度增加，热中子转化效率明显增大；但随着慢化层厚度继续增加，经慢化材料慢化后的热中子与物质发生俘获反应，被物质所吸收，造成热中子数量减少，探测器上所能接收到的热中子减少，故而形成热中子转化效率下降的趋势。由于聚乙烯和石蜡含氢量高于水和混凝土，当热中子转化效率到达最大值后，被材料所吸收的热中子数也随着慢化层厚度而增加，下降趋势快于水和混凝土。

因此，选择厚度为8 cm的石蜡作为屏蔽性能测试实验装置的慢化层，在此厚度下能从热中子引出孔道中引出最大的热中子注量。

采用Geant4程序模拟聚乙烯作为慢化材料，用于对比验证MCNP程序计算结果的准确性。如图5所示，聚乙烯作为慢化材料时，Geant4程序模拟结果与MCNP程序模拟结果变化趋势一致，Geant4程序所模拟的热中子转化效率较MCNP高出0.1%-0.2%，这是由于二者所使用的数据库不同。图6为在热中子转化效率最高时，分别用MCNP及Geant4输出的热中子谱分布图，二者趋势一致，则可说明模拟结果可信。

图5 MCNP与Geant4输出结果对比图Fig.5 Comparison of the output results between MCNP and Geant4.

图6最佳慢化层厚度下的热中子输出谱计算结果 (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中子源经慢化材料慢化后得到的热中子形成一定的角分布，考察热中子谱的角分布情况，并调整慢化层与放射源的入射角度，能增大热中子转化效率。由图7可知，与放射源呈0°角时，热中子计数最大，且对称处的热中子谱分布重合，即经慢化后产生的热中子谱未发生偏移，将慢化层与放射源垂直放置时，可从热中子引出孔道中引出最大的热中子注量。

图7 热中子角分布谱Fig.7 Angular distributions of thermal neutron spectrum.

2.2中子防护层材料选型及厚度计算

采用模型2进行实验装置中子防护层材料选型及厚度计算。慢化层材料及厚度由§2.1可知，为8 cm的石蜡。由于石蜡易碎，中子防护体体积较大，从实用角度考虑，中子防护层材料采用聚乙烯或常用的含硼量为5%的聚乙烯。在中子防护层外表面某点测量该点的剂量当量率。

模拟计算中子剂量当量率时，采用剂量换算因子的方法进行计算，按式(2)算出：

式中，φn表示中子注量率，查出相应的剂量换算因子dH[7]。

图8给出了中子防护层厚度与防护层表面某点剂量当量率变化的拟合曲线，由图8可知，剂量当量率下降时，中子防护层厚度增加。但由于MCNP软件自身限制，防护层厚度继续增大，则模拟结果超出统计误差可接收范围，根据已有数据，由最小二乘法拟合，得到以下剂量当量率与防护层厚度的函数关系：

图8 中子防护层表面某点剂量当量率随厚度变化Fig.8 Variation of the dose equivalent rate over the thickness at some point of the surface on neutron protective layer.

式(3)是由聚乙烯中子防护层厚度变化与剂量当量率关系所拟合得出的，其中应变量y1对应防护层厚度，自变量x1对应剂量当量率，当满足剂量限值x1=0.01 mSv.h-1时，带入式(3)可得y1=37.94 cm。

式(4)是由5%含硼聚乙烯中子防护层厚度变化与剂量当量率关系所拟合得出的，其中y2对应防护层厚度，自变量x2对应剂量当量率，当满足剂量限值x2=0.01 mSv.h-1时，带入式(4)可得y2=37.03 cm。

由拟合结果可知，聚乙烯与5%含硼聚乙烯防护效果区别并不明显，故从经济性上考虑，实验装置选择聚乙烯作为中子防护层，厚度为38 cm。

2.3 γ光子防护层厚度计算

采用模型3进行实验装置γ光子防护层材料选型及厚度计算。在模型3中，慢化层为8 cm的石蜡，中子防护层为37 cm的聚乙烯，慢化层、中子防护层和γ光子防护层为均匀同心球体，在γ光子防护层表面取某一点，该点的剂量当量率可代表γ光子防护层任一点的剂量当量率。

对于252Cf源需要考虑两部分的γ射线：(1)252Cf中子源本身由α衰变产生的0.8 MeV的γ射线；(2)经过慢化层中子俘获等反应产生的光子。由于MCNP不能同时设定两种不同类型的输入源，本文首先计算由252Cf本身产生的γ射线所引起的剂量当量率，随后计算经过慢化层中子俘获等反应产生的γ射线的当量剂量率。

对于γ光子的剂量当量率计算，同采用剂量换算因子的方法，按式(5)计算：

式中，φp表示γ光子注量率，查出相应的剂量换算因子dp[7]。

计算结果如表2所示。由表2可知，随着铁防护层厚度增加，γ射线防护层表面剂量当量率逐渐减小，当铁屏蔽层厚度达到11 cm时，由252Cf中子源本身及中子所产生的总的剂量当量率达到设计要求，足以保障工作人员安全。

表2 γ防护层表面剂量当量率随铁防护层厚度的变化Table2 Changing of γ dose equivalent rate with the thickness of iron in the protective surface.

3 结语

本文针对反应堆结构屏蔽材料屏蔽性能测试装置设计问题，采用蒙特卡罗软件进行模拟计算，得出以下结论：

(1) 石蜡、聚乙烯作为慢化材料，热中子转化效率变化趋势一致，且优于水和混凝土。对252Cf而言，当慢化材料厚度小于8 cm时，热中子转化效率随厚度增加；当慢化材料厚度大于8 cm时，随厚度增加而降低，故慢化层厚度选取为8 cm。

(2) 用石蜡作为慢化材料时，当放射源与慢化层垂直放置时，能从热中子引出孔道引出最大的热中子注量。

(3) 选用聚乙烯、含硼聚乙烯作为中子防护材料时，中子防护层表面剂量当量率随防护层材料厚度增加而减小，当聚乙烯厚度为38 cm、含硼聚乙烯厚度为37 cm时，达到国家标准工作人员限值，从经济适用角度考虑，采用聚乙烯作为中子防护层材料。

(4) 选用铁作为γ光子防护材料时，γ光子防护层表面剂量当量率随防护层厚度增加而减小，当铁厚度达到11 cm时，达到国家标准工作人员限值，从经济适用角度考虑，采用铁作为γ防护层材料。

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

2 罗顺忠. 核技术应用[M]. 哈尔滨: 哈尔滨工程大学出版社, 2009 LUO Shunzhong. Nuclear technology application[M]. Harbin: Harbin Engineering University Press, 2009

3 叶熙良. 浅谈252Cf中子源[J]. 医疗装备, 2000,13(7): 9-10 YE Xiliang. Discussion of252Cf neutron source[J]. Medical Equipment, 2000,13(7): 9-10

4 GB18871-2002, 电离辐射防护与辐射源安全基本标准[S]. 2002GB18871-2002, Basic standards for protection against ionizing radiation and for the safety[S]. 2002

5 Simulations of prompt neutron response function in BC501A scintillator with MCNP5 coupled to SCINFUL[R]. Oregon State: Nuclear Chemistry at Oregon State University, 2014

6 孟宪芳, 曾心苗, 刘元理, 等.252Cf源中子辐照装置的设计及性能测试[J]. 核技术, 2011,34(5): 358-361 MENG Xianfang, ZENG Xinmiao, LIU Yuanli, et al. The development of a252Cf-source-based neutron irradiation facility[J]. Nuclear Techniques, 2011,34(5): 358-361

7 李星洪. 辐射防护基础[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

贺丹，女，1991年出生，2013年毕业于南华大学，现为硕士研究生，研究领域为核能与核设施退役系统工程

邹树梁，E-mail: zousl2013@126.com

2015-04-29，

2015-07-05

CLCTL99