摘要:掌握医用诊断X射线的能谱是开展图像质量和人员所受辐射剂量评估等工作的重要前提。本研究应用MCNP(Monte Carlo N-Particle Transport Code)软件开展医用诊断X射线能谱的计算机蒙特卡罗模拟。构建了X射线机头简化的几何模型,计算管电压为50~150 kVP、总滤过为0.5~5 mm(Al)、阳极角度为6°~14°时,在出来口的X射线能谱结果。同时分析了X射线的阳极脚跟效应特性,并得到含有阳极效应的X射线面源数据文件集,可用于后续应用计算。能谱的模拟计算结果与现有能谱软件结果符合较好,表明通过电子打靶的计算机蒙特卡罗模拟可较准确得到X射线源特征参数,为后续其应用建立了较好的源项基础。
摘要:为了解误吸含铀化合物气溶胶后放射性铀在体内的分布滞留情况,本研究基于国际放射防护委员会(International Commission on Radiological Protection,ICRP)130号报告给出的生物动力学模型,使用MATLAB软件中Simulink仿真工具建立人呼吸道隔室沉积及廓清仿真模型,并进行模拟计算。结果显示:含铀化合物的体内滞留廓清情况主要与吸入化合物的溶解度相关,溶解度高的化合物如UF6,数天后即从肺中彻底廓清,而难溶性化合物如UO2,将在肺中滞留20余年。本模型能准确反映铀在体内的滞留分布状况,可用于吸入性内污染发生后放射性铀肺部滞留量计算以及制定后续医疗救助方案。
摘要:锂(Li)元素是液态熔盐堆中冷却剂熔盐的重要组成成分,由于6Li相对7Li具有较大的中子吸收截面,其在冷却剂熔盐中的摩尔含量会影响液态熔盐堆的钍铀转换性能,因此研究7Li富集度对液态熔盐堆钍铀转换性能的影响十分必要。基于熔盐快堆(Molten Salt Fast Reactor,MSFR)的堆芯结构,分别采用FLi和FLiBe两种不同的冷却剂熔盐,选取范围在99.5%~99.995%的一系列7Li富集度,借助熔盐堆后处理程序MSR-RS (Molten Salt Reactor Reprocessing Sequence),针对能谱、233U初装量、钍铀转换比、233U净产量和倍增时间、Li的演化以及氚产量等一系列参数进行分析。研究结果表明:在MSFR的堆芯中,较FLiBe而言,采用FLi作载体盐能够获得更好的钍铀转换性能;当7Li富集度由99.995%变为99.9%时,堆芯钍铀转换比降低约1.6%,氚产量增加约8%。综合考虑燃料制造成本和钍铀转换性能等因素,对于分别采用FLi和FLiBe作载体盐的熔盐快堆MSFR,推荐的7Li富集度都为99.9%。
摘要:无慢化罐式堆芯结构的熔盐快堆(Molten Salt Fast Reactor,MSFR)中存在中子物理与热工水力的强耦合。应用耦合蒙特卡罗粒子输运程序OpenMC与计算流体力学软件OpenFOAM,建立了一套适用于熔盐快堆的三维稳态核热耦合计算程序。该程序基于python编程语言实现了OpenMC和OpenFOAM二者间的功率、燃料盐温度和密度分布等数据交互,可以获得堆芯内三维功率分布、中子通量密度分布、三维速度场和温度场分布。采用该耦合程序,建立了熔盐快堆的基准模型,研究了中子学区域划分数目和初始条件对keff、燃料盐速度和温度分布的影响。根据研究结果,推荐了一套合理的中子学区域划分方法与数目,表明了耦合程序设定的不同初始条件对keff结果无影响。最后,通过与熔盐快堆基准结果的对比验证了耦合程序的正确性,表明该程序适用于熔盐快堆的稳态核热耦合分析。