基于混合灵敏气体正比计数器的中子周围剂量当量率仪探头优化设计

采用混合灵敏气体正比计数器可实现中子周围剂量当量率仪的轻便化设计,同时也是日益昂贵的3He正比计数器的一种有效替代。本工作采用丙烷、氮气为混合灵敏气体,聚乙烯作为慢化层的设计方案,并通过MCNP程序模拟计算直径为100 mm的球形正比计数器能量响应性能。结果表明:通过调整丙烷、氮气的比例为3:1,设置聚乙烯慢化层厚度为10 mm,可使探头在热中子~20 MeV范围内的能量响应性能满足“2因子区间”要求,可实现对基于混合灵敏气体正比计数器的中子周围剂量当量率仪探头的性能优化。根据设计方案制作探测器样机,在252Cf源标准辐射场中实现了对中子周围剂量当量的有效测量。

一种新型中子周围剂量当量(率)测量装置的性能实验

本文介绍一种新型中子周围剂量当量(率)监测方法,搭接了一套单球多计数器的中子周围剂量当量(率)监测装置,利用蒙特卡罗MCNP4A程序模拟计算了中子注量的响应函数,借用“少道”解谱软件进行解谱并对一些辐射防护量进行了计算。通过对252Cf和Am-Be两种中子参考辐射场的测试,表明对中子注量率、周围剂量当量率、单位注量平均周围剂量当量和剂量当量平均能量的计算结果与参考值相比,偏差均小于10%,这种监测方法较好地解决了中子剂量仪表的能量响应问题。

中子周围剂量当量仪的校准方法与亚太比对

中子周围剂量当量(率)仪作为中子辐射水平监测的主要设备须采用适当的方法进行准确校准。亚太计量规划组织于2012年组织了该类仪器的校准比对(APMP.RI(III)-S1),比对协议规定采用放射性核素中子源的中子参考辐射场校准主导实验室提供的比对仪器,并推荐采用影锥法和距离变化法对校准结果进行散射中子修正,参比实验室将比对仪器的校准因子及其不确定度作为比对结果上报。中国计量科学研究院参加了本次比对,比对结果表明参比实验室的校准结果在不确定度范围内一致。

亚太地区中子周围剂量当量(率)仪的校准比对

适当的校准方法是保证中子周围剂量当量(率)仪测量结果准确可靠的重要因素。本文介绍了亚太地区首次中子周围剂量当量(率)仪校准比对APMP.RI(Ⅲ)-S1,以及韩国、澳大利亚、印度、中国台湾、中国大陆、日本和俄罗斯等国家和地区的计量院的放射性核素中子参考辐射场及比对结果。本文利用实验室建立的^(241) Am-Be和^(252)Cf中子源参考辐射场对两台比对传递仪器进行了校准,并将校准结果进行了比较。结果表明,本实验室采用影锥法和距离反平方法的校准因子与比对参考值在不确定度范围内一致。

基于D-D中子源校准中子周围剂量当量仪的最小房间尺寸研究

在中子周围剂量当量仪校准过程中,使用D-D中子源代替传统同位素中子源会使校准过程具有更高的安全性。为推动D-D中子源在中子周围剂量当量仪校准过程中的应用,提出了应用蒙特卡罗(MC)法的能量截断法代替影锥法的散射中子研究方法;分析了在不同类型房间中,不同内部空间尺寸对散射中子的影响。计算结果表明随着房间内部空间的增大,入射探测器的散射中子所占比例会逐渐减小。若使用D-D中子源进行中子周围剂量当量仪校准,在探测距离75 cm,探测器直径20 cm的情况下,所需的最小正方体房间的内部空间棱长为332 cm;所需最小长方体房间的内部空间的长、宽、高分别为410 cm、410 cm、205 cm。。

三探测器中子周围剂量当量/能谱监测仪的设计

本文基于三片微结构探测器设计了一种精确且便携的中子周围剂量当量/能谱监测仪,将探测器插入圆柱形聚乙烯的不同慢化深度处同时计数,并设计了中子周围剂量当量H^(*)(10)及能谱求解算法。H^(*)(10)测量采用最小相对误差二乘的修正方法,将各探测器的响应曲线拟合得到更接近标准剂量转换系数(DCC)曲线的结果,能谱测量采用新型广义回归神经网络(GRNN)解谱算法。对IAEA标准辐照环境进行测试,H^(*)(10)计算结果的平均相对误差仅为8.58%。在Am-Be参考辐射场中进行实验,3个测量点H^(*)(10)测量结果与标准值的相对误差均小于10%,解谱结果与标准能谱较相似。模拟计算结果表明,引入吸收体的方法可有效改善角响应性能。

基于中子/瞬发γ射线联合测量的中子剂量监测模拟研究

辐射场下的中子周围剂量当量率监测具有重要意义,其可以反应核设施运行状况以及辐射防护信息。目前常用的监测仪器为基于单探测器、单慢化体的A-B型剂量当量率仪,其响应曲线与“中子注量-周围剂量当量转换系数”有较大的差异,导致测量结果误差较大。为提升中子剂量仪测量结果的准确性,对基于中子和瞬发γ射线联合监测中子剂量率开展研究。利用铅块、含硼聚乙烯、有机玻璃和氯化钠组合而成的转换材料,通过蒙特卡罗模拟计算B、H、Cl、Pb、C和O元素对不同能量中子的响应,利用响应曲线结合LB6411型剂量仪的响应曲线进行线性拟合,得到与“中子注量-周围剂量当量转换系数”更为接近的响应曲线。通过差分进化算法计算得到线性拟合系数,结果显示,新的响应曲线在1×10^(-8)~16 MeV能量区间内与h_(φ)响应曲线更贴近,二者的相对偏差在50%之内。联合测量中子与瞬发γ射线对中子周围剂量当量率进行监测可行,为中子剂量仪校准和研发提供了新的方向和支持。

核电站工作场所中子能谱和周围剂量当量率测量

中子周围剂量当量是核电站辐射防护监测的主要对象之一,而中子周围剂量当量的评估强烈依赖中子的能量分布。利用自制的多球谱仪对秦山第三核电有限公司（TQNPC）重水反应堆安全壳内5个位置的中子能谱和周围剂量当量率进行了测量。该谱仪由1个^3He正比计数器以及9个2.5～12英寸不同直径的聚乙烯球组成,响应函数通过MCNP程序计算,并利用标准^252Cf中子源进行了校准和验证。通过测量的中子能谱,获得了不同工作区域的中子周围剂量当量率及其能量分布,并与中子周围剂量当量率仪和CR-39径迹蚀刻探测器的测量结果进行了比较,为核电站中子剂量的监测提供了相关参考数据。

TEPC及其中子剂量测量应用研究进展

基于组织等效正比计数器(Tissue-Equivalent Proportional Counter,TEPC)的辐射监测装置在中子周围剂量当量测量领域展现出独特优势和应用潜力,成为各国新型中子剂量测量技术的研究热点。本文阐述了TEPC基本工作原理、各种技术路线的工作机理和特点优势,综述了基于TEPC的中子周围剂量当量测量技术的国内外研究和应用现状,并对关键技术的未来发展进行了展望。

双探测器中子剂量当量仪的探头设计

针对单探测器中子剂量当量仪的能量响应性能普遍不好的问题,设计了一种新型中子剂量当量仪,该中子剂量当量仪的探头包含有两个不同厚度慢化体球壳和两个球形3He正比计数管。用MCNP程序对分别嵌入到两个慢化体球壳中心的两个3He正比计数管的能量响应进行了计算。在周围剂量当量的结果计算时,用两个探测器的计数率之比确定1个修正因子以对探测器的计数率转换成中子周围剂量当量率进行修正。经过理论分析和实验验证,该中子剂量当量仪的能量响应性能有一定改善,可使热中子～14MeV范围内的能量响应缩小到0.7～1.3范围内。

便携式中子剂量当量仪研究现状

介绍了便携式中子剂量当量仪的国内外研究现状,对慢化吸收型中子剂量当量仪、能谱型中子剂量当量仪、多探测器型中子剂量当量仪和基于闪烁体探测器的中子剂量当量仪发展概况和性能优劣分别进行了叙述。基于闪烁体探测器的中子剂量当量仪由于具有较好的n-γ甄别性能、体积小重量轻等特点,发展中子剂量当量仪的应用具有非常重要的现实意义。

中子剂量仪表校准的本底扣除方法研究

用241Am-Be中子源参考辐射场校准了一台中子周围剂量当量(率)仪,采用影锥法、半经验法、多项式拟合法和简化拟合法等方法扣除散射中子本底的结果,并对结果进行了比较研究,说明了各自的优缺点和适用范围。结果表明,这四种方法的结果在不确定度范围内一致。

双球型便携式中子剂量仪探头的设计

介绍了双球型便携式中子剂量仪探头设计的计算过程,利用MCNP3B程序对双球的中子能量响应进行模拟,基于双球的中子能量响应差异,可确定一个修正因子,对H*(10)的估算值进行修正,使得中子剂量能量响应得到改善。考虑到双球的相互影响问题,对双球的间距和角响应进行了计算,并对影响的原因进行了分析。

Probeam型医用质子治疗系统机房屏蔽分析与测量结果比较

质子治疗系统使用能量在70~250 MeV范围内的质子进行肿瘤治疗,损失或预期使用的质子与靶物体产生能量范围宽、角度分布差异大的中子谱,成为质子治疗系统屏蔽设计的主要考虑源项。本文采用点核模型估算Probeam型质子治疗系统机房外中子周围剂量当量率,与测量结果进行比较分析,验证屏蔽结构的有效性。

压水堆工作场所模拟中子参考辐射场的建立

利用串列加速器T(d,n)4He反应产生的14.8 MeV中子,以及适当的中子慢化散射装置建立了目前国内唯一的压水堆典型工作场所模拟中子参考辐射场。对不同中子慢化散射材料组合下的中子能谱及中子周围剂量当量进行了测量,并校准了2台典型结构的中子周围剂量当量率仪。将模拟中子参考辐射场下的校准因子和放射性核素中子源参考辐射场下的校准因子进行比较,发现放射性核素中子源参考辐射场下的校准因子明显偏高,且仪表类型不同,偏高的程度也有所区别,这主要是由于不同类型仪表的能量响应不同。相比之下,模拟中子参考辐射场更适合用于反应堆工作场所的中子剂量仪表的校准。

241Am-Be中子参考辐射的蒙特卡罗模拟研究

研究用于校准场所中子剂量监测仪表的241Am-Be中子参考辐射场计量特性。采用蒙特卡罗方法模拟了空气自由中子参考辐射(FRNR),GB/T 14055规定的最小尺寸中子参考辐射(SRNR)和实际中子参考辐射(ARNR)中不同检验点处中子周围剂量当量率、散射中子占比和能谱分布特征。研究结果表明,空气对FRNR中的剂量率和能谱分布影响小,近似为理想中子参考辐射;采用5%含硼聚乙烯作屏蔽的最小尺寸SRNR可减少热中子,降低散射中子占比,影锥法不适用于小尺寸中子参考辐射中对散射中子的修正;ARNR中的散射中子更少、占比更低,影锥法所得散射中子占比与理论值基本一致。

CPR1000型核电机组反应堆厂房的中子能谱测量与分析

反应堆现场中子能谱对评估反应堆设施的设计以及对工作人员的辐射防护监测有重要意义。本工作利用两台反冲质子谱仪及一台便携式中子剂量仪,对某CPR1000型机组反应堆厂房内6个不同标高处的中子能谱和中子周围剂量当量率进行了测量,并对结果进行了分析。为同类型机组现场中子能量分布提供参考数据。

15 MV医用直线加速器光中子蒙特卡罗模拟

目的研究高能医用直线加速器运行过程中因光核反应所形成的光中子辐射场。方法利用蒙特卡罗(MC)程序模拟Clinic 2300CD型医用电子加速器15 MV X射线模式下光中子污染,掌握机头内不同位置光中子能谱和不同照射野下等中心处中子周围剂量当量变化,分析光中子在等中心平面内剂量分布和水模体中剂量衰减。结果准直器关闭时,加速器机头内靶、主准直器、均整器和多叶准直器下表面的光中子平均能量分别为1.08、1.20、0.35、0.30 MeV;等中心处中子周围剂量当量随着照射野的增大先增大后减少,在30 cm×30 cm照射野下达到最大;随着测点在水模体中的深度增加,中子通量先增加后减小,而中子剂量却在逐渐减小;不同照射野下,光中子剂量率在水模体深度20 cm处,基本都接近本底。结论探究高能医用直线加速器机头光中子谱和剂量分布特点,以及光中子在水模体内剂量沉积规律,能为进一步研究高能医用直线加速器光中子污染对患者产生的附加剂量提供支持。

某医用质子治疗机房迷路设计探讨

目的探讨某质子治疗系统迷道设计的可行性。方法依据医用质子治疗系统机房建设方案,采用数值解析公式估算迷道口外中子周围剂量当量率,与监测结果进行比较分析。结果质子治疗系统迷道口外估算中子周围剂量当量率在3.85×10^(-2)~7.57μSv/h之间,仪器监测的中子周围剂量当量率<1.56μSv/h。结论回旋加速器机房经5段迷道,治疗室经3段迷道,迷道设计有一定长度和宽度,迷道口外的周围剂量剂量率水平是可以接受的。