CSNS 散裂靶在调束期间的 剂量分布 于 全 芝 ac

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1 CSNS 散裂靶在调束期间的 剂量分布 于 全 芝 qzhyu@iphy. ac
CSNS 散裂靶在调束期间的 剂量分布 于 全 芝 中国科学院物理研究所 靶站谱仪工程中心 东莞中子科学中心 中子科学部

2 报 告 内 容 研究意义 模拟程序与计算方法 CSNS散裂靶的剂量分布 总结

3 July 22, 2016

4 慢化器反射体插件 热室 质子束窗插件 靶体插件 慢化器-反射体分段与屏蔽桶设计 2015 2017 2014 2013 2016 Oct
Apr Feb Aug 2018 Sep 慢化器反射体插件 质子束窗插件 靶体插件 热室 慢化器-反射体分段与屏蔽桶设计

5 公众照射个人剂量限值：1mSv/y; 职业照射个人剂量限值：5mSv/y 第一步 第二步 第三步 4 5 6 1 3 2 第四步
探测位置(第二步) 剂量率(mSv/h) 1 2 3 8.7e-3 4.6e-3 1.1 4 5 6 8.1 e e-4 9.1e-4 探测位置 (第三步) 剂量率(mSv/h) 1 2 3 4.1 2.7 1.8 4 5 6 2.6e-3 1.8e-2 5.0e-2 探测位置（第四步） 剂量率(mSv/h) 1 2 3 213.4 131.6 84.6 4 5 6 0. 3 0. 7 1.7 公众照射个人剂量限值：1mSv/y; 职业照射个人剂量限值：5mSv/y

6 研究意义 W

7 高能粒子输运计 算（中子、质子、 介子、介子等）
计算方法与程序 LAHET程序 高能粒子输运计 算（中子、质子、 介子、介子等） MCNP4C程序 <20MeV中子/光 子联合输运计算 63 能群中子通量 ENDF-B/Ⅵ 核数据库 剩余核数据库 CINDER’90 ORIHTE-3 燃耗程序 核素衰变数据库 中子数据 (>20MeV) Gamma射线数据 放射性核素 活化强度 衰变热 感生gamma射线 感生Gamma射线 输运 剂量率 屏蔽设计 安全评估

8 3. An activation Script and a Gamma Source Script:
MCNPX: Spallation products (E>20MeV) are calculated with Bertini (or other) intranuclear cascade model & RAL evaporation-fission model; The low energy neutron (E<20MeV) fluxes in a 63 energy group structure are calculated with the nuclear data library ENDF-B/VI; 2. CINDER’90 & ORIHET-3: Solves the Bateman equations and deduces the time dependence of isotope buildup and decay. 3. An activation Script and a Gamma Source Script: Combine the two distinct parts (histp for E>20MeV and flux for E<20MeV) to obtain the activity, decay gamma rays for the interested cells, producing SDEF source for different situations. 4. MCNPX/MCNP4C: Decay gamma ray transportation calculation: the gamma dose rate for hot cell design; shielding cask design, Airborne activation / ventilation design; radiation protection assessment and so on. (Courtesy of F. Gallmeier etc. SNS)

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10 靶站－靶体计算模型与参数 计算条件： Proton energy: 1.6 GeV, 100 kW (3.9×1014 p/s)，25 Hz , Gaussian distributions of x=9.42 cm, z=3.53 cm (FWHM), The acceptable dose rate at 30 cm distance from the target is limited to 1 mSv/h.

11 散裂靶中剩余核的产额与分布 (a) (b) (c) The produced residual nuclei in (a) W plates, (b) Ta claddings and (c) SS316 containers, as functions of residual charge number Z and residual neutron numbers N.

12 感生射线强度分布与能谱分布 (b) (a) (a) Induced gamma ray intensity in each W plate and (b) spectra in 1, 4,7,10 W plates, corresponding to 5 years irradiation and 7 days cooling.

13 感生射线剂量分布的模拟计算 粒子输运程序 多群燃耗程序 活化脚本程序 射线脚本程序 射线源项分布 粒子输运程序

14 通过活化强度预估靶体剂量 P. J. Gollon, Production of radioactivity by particle accelerators. IEEE Trans. Nucl. Sci. NS-23, 1395(1976) G. R. Stevenson, Induced activity in accelerator structures, air and water. Radiat. Prot.Dosimetry 96, 373 (2001)

15 计算举例 辐照0.1s， （a）yu15501，此时的sdef对应了冷却6 m的剂量分布：
对应tar15001, inpgamtar01, sdef01 (wgt= E+11) 剂量分布如下（单位mSv/h）：

16 辐照0.1s， （b）yu15502，此时的sdef对应了冷却15 m的剂量分布： 对应tar15001, inpgamtar02, sdef02(wgt= E+10)， 剂量分布如下（单位mSv/h）：

17 辐照0.1s， (c) yu15503，此时的sdef对应了冷却30 m的剂量分布： 对应tar15001, inpgamtar03, sdef03(wgt= E+10) 剂量分布如下（单位mSv/h）：

18 (d) yu15504，此时的sdef对应了冷却1 h的剂量分布：
对应tar15001, inpgamtar04, sdef04(wgt= E+10) 剂量分布如下（单位mSv/h）： 即：打靶0.1s，冷却1 小时可以达到在距离靶体30 cm处，剂量小于1mSv/h的安全需求。

19 不同打靶时间对应的冷却时间 结论： (a)打一个质子束团时，即0.04s，冷却10分钟即可对靶进行调试；
(b)打靶0.1s时，冷却1小时可对靶进行调试； (c)打靶1s时，冷却12小时即可对靶进行调试； (d)打靶5s时，冷却2 d即可对靶进行调试； (e)打靶10s时，冷却4d即可对靶进行调试；

20 对经验公式的运用

21 靶体屏蔽桶设计 1.0e-3 1.0e-2 1.0e-1 1.0e+0 1.0e+1 1.0e+2 1.0e+3 1.0e+4 1.0e+5

22 屏蔽桶的铅层厚度 (c) (b) (a) Dose rate distribution along x axis (a), y axis (b) and z axis (c). The dose rate decreases exponentially in the Pb cask (gray line region) cm thickness of Pb is needed at both x directions. 19 cm Pb layer is needed at –y direction, 15.4 cm Pb layer is needed at +y direction cm thickness of Pb is needed at both z directions.

23 总 结： 2017年9月，在CSNS束靶调试期间，需要明确各种束靶条件下靶体的感生射线的剂量分布及对操作人员的影响；
2. 借助于多种模拟程序、脚本程序及改进的计算方法， 结合具体的计算经验，发展了对该类问题的有效计算方法与步骤，克服了耗时长、占内存大、多次重复计算的困难，并依此对束靶调试期间的靶体剂量进行了计算与总结； 3. 对靶体辐照后的屏蔽桶进行了物理设计与剂量评估； 4. 上述计算方法可以应用到CSNS相关部件（以及其它高能加速器驱动的装置）在安装调试、运行维护、废物处理、辐射防护与安全等方面，具有重要的指导意义与工程价值。

24 谢 谢 !