事故吸入^(241)Am后RBE加权吸收剂量系数计算

当已经发生或即将发生放射性核素急性大量摄入时,对于确定效应(或组织反应)剂量范围,需要一个能够快速估计敏感靶器官或组织在短时间内吸收辐射能量的技术手段或工具,从而能够基于国际原子能机构(IAEA)安全导则GSG-2进行核与辐射应急响应和其他响应行动决策,尽可能地减少受照射人员的急性大剂量照射、保护人员的生命健康。本文在系统研究国际放射防护委员会(ICRP)呼吸道模型、系统模型、消化道模型设计原理和参数建立依据基础上,编写^(241)Am为代表的超铀核素吸入后的滞留排泄份额m(t)计算程序,计算事故吸入^(241)Am后敏感靶器官的短期相对生物效应(RBE)加权吸收剂量AD(30)_(T)系数,并经验证确保计算结果正确。

90Sr和241Am在非饱和粉质黏土中迁移规律的比对

设施选址阶段厂址的适宜性评估以及事故工况下放射性核素的环境风险评估过程中需要开展核素迁移实验研究工作。本工作采用室内静态批式法及动态原状土柱实验,开展了90Sr、241Am在非饱和多孔介质粉质黏土中的迁移转化过程研究,通过实验室精细化物理模拟试验和数值模拟技术分析了不同环境要素对核素迁移过程的影响。结果表明:90Sr、241Am在粉质黏土介质中的吸附、解吸等温线性相关系数r2均大于0.9,表明Freundlich等温吸附模型可较好地描述不同核素在粉质黏土中的吸附和解吸过程,岩土介质对强吸附核素241Am的阻滞能力远大于90Sr,且体系的可逆性好于90Sr。对90Sr而言,动态柱法非平衡吸附模式考虑了溶解相与吸附相之间的一级速率反应系数β,计算的浓度分布曲线与实测浓度点吻合程度较好,通过非平衡模式拟合得到90Sr在非饱和粉质黏土中的吸附分配系数为3.6 mL/g,β为0.55/h;241Am在平衡吸附、非平衡吸附两种模式下得到的核素浓度分布曲线与实测值吻合均较好,表明核素在土壤介质中的吸附特性越强,吸附、解吸速率越快,越接近瞬时吸附时体系更容易达到平衡,两种模型均可以较好地描述核素的迁移反应过程,利用平衡模式拟合得到吸附分配系数为3×10^(3)mL/g。

CMOS集成电路总剂量效应加固技术研究现状

在核设施运行、乏燃料后处理、可控核聚变、航天卫星与太空探索、核军工、γ辐照站等存在强辐射的场景下,高能粒子、射线会与器件中的半导体材料相互作用产生辐射效应,对信号的完整性和精度产生较大影响。本文首先介绍了总剂量效应(TID)的作用机制,及其在MOS器件中的主要影响:总剂量效应会导致MOS管阈值电压漂移、跨导下降、载流子迁移率降低和电流额外泄漏等问题。其次,按照时间顺序依次阐述了近代以来总剂量效应在半导体器件特别是是CMOS器件中的具体影响,尤其对浅槽隔离氧化物(Shallow Trench Isolation, STI)受到总剂量效应的影响做了着重描述。最后,分析了在电路级中的总剂量效应,以及目前流行的几种抗辐射加固技术。

双层分离式康普顿相机研制及其性能研究

康普顿成像技术是近年新兴的一种辐射热点定位技术,其无需准直,视野广,效率高,应用前景广阔。针对核设施热点定位需求,采用两块像素型碲锌镉(Cadmium Zinc Telluride,CZT)探测器,基于专用读出芯片(Application Specific Integrated Circuit,ASIC)的读出电子学系统,结合列表模式期望最大化极大似然(Listmode Maximum Likelihood Expectation Maximization,LM-MLEM)图像重建算法研制了一套双层分离式康普顿相机。采用^(137)Cs点源对该系统的成像性能开展了实验测试,并对探测器层间距、吸收层面积等成像性能影响参数展开了优化研究,最后通过移动探测器的测量位置实现了对放射源的远场三维成像功能测试。该系统优势在于其结构可调性,探测器成本低,读出电子学相对简单,成像视野范围宽于传统γ相机,测试结果表明:系统的能量分辨率约为3%(FWHM@662 keV),能确定5 m外的^(137)Cs点源三维位置信息,优化后的系统前锥角θ和侧向方位角φ的角分辨率约为10°。

后处理厂气态流出物中I-129监测技术现状研究

乏燃料后处理厂在后处理过程中会产生大量放射性气体,对后处理厂气态流出物中I-129的主要形态展开调研,总结了目前放射性碘所用的监测方法,通过对比其优缺点,分析适用于后处理厂气态流出物中I-129的在线监测方法。并得出建立后处理厂气态流出物中I-129在线监测是可行的结论,可以尝试建立基于ICP-MS的后处理厂气态流出物中I-129在线监测技术,对后处理厂气态流出物中的气态碘分子进行监测,从而实现对后处理厂气态流出物中I-129的实时监测。

一种管道外非接触式气体活度浓度的探测方法研究

核电厂运行期间向环境排放的放射性废气,是核电厂向环境排放放射性物质的主要途径。核电厂放射性废气处理过程中的工艺监测和流出物监测数据,是判断核电厂运行状况的重要依据。本文介绍一种基于NaI(Tl)探测器的管道外非接触式气体活度浓度探测方法,通过晶体尺寸设计和屏蔽室设计实现133Xe的管道外非接触式放射性废气的活度浓度测量,对于直径80 mm管道内气体的133Xe核素的最小可探测浓度为4.2×10^(5)Bq/m^(3),测量时间为30 s,废气中其他高能核素对测量的影响较小。

气溶胶迁移规律研究进展

随着核电的发展,超铀核素气溶胶产生的辐射危害成为不可忽视的问题,如何找出气溶胶的迁移规律是解决这一问题的关键。本文综合分析了影响气溶胶迁移行为及规律的研究成果,得出气溶胶迁移主要受胶体自身特征、载体气流状态、外界物理场的影响。胶体自身特征影响迁移侧重研究气溶胶自身特性对迁移过程中沉降、扩散和凝并的影响,属于研究理想状态下气溶胶迁移规律。载体气流状态影响迁移侧重研究载体气流的运动状态、载体气体和气溶胶颗粒之间的两相流,主要描述载体气流流态作用下气溶胶颗粒在载体气流中的分布状态。外界物理场影响迁移针对温度场、磁场、电场、湿度场展开研究,适合描述实际过程中气溶胶的迁移状态。现有迁移行为及规律未涉及多因素影响下的气溶胶迁移行为和多物理场耦合作用下气溶胶的迁移规律及其迁移模型。

基于加速器质谱的尿中239Pu测量方法研究

239Pu作为一种长寿命极毒核素可通过吸入、食入和伤口渗入等途径进入人体,给工作人员造成内照射危害。目前一般采用尿样测量的方法评价职业人员内照射,现有尿中钚的测量手段有低本底α谱仪、热电离质谱仪、电感耦合等离子体质谱仪及加速器质谱仪等。加速器质谱对239Pu的测量可达更低的探测限,这对准确评价工作人员内照射剂量具有重要意义。利用中国原子能科学研究院自行研制的加速器质谱仪开展了尿中239Pu的前处理流程研究及239Pu高灵敏测量方法研究,方法检出限为1.1μBq(0.47fg),该方法可为保障工作人员的辐射安全提供技术支持。

核电站废树脂清洁解控问题探讨

对轻微污染的废树脂采取解控处理是核电站废物最小化工作的重要内容。在介绍近几年开展的核电站废树脂解控监测工作的基础上,对核电站目前的废树脂废物管理中存在的问题进行了总结,提出了有利于实施废树脂废物最小化的技术途径。解控后的废树脂可能采取的处置出路包括危险固体废物填埋处置和水泥窑协同处置,暂时尚不具备进行高温焚烧处置的条件。为了提高核电站这类废物最小化的实施效率,建议对不同类型放射性核素在废树脂中含量的相关性问题,对放射性核素在离子交换柱树脂中的空间分布问题,对废树脂分拣的在线监测技术以及其它类型固体废物的分拣监测问题等进行深入研究,以期在保证取样代表性的同时,减少取样量和测量工作量,提高工作效率,降低废物最小化的经济成本。

成像板对X射线的能量响应

作为X射线探测器,成像板的光激发光子信号对X射线的能量响应是非常重要的数据。利用同步辐射光源的单能X射线照射成像板,得到成像板对低能光子的能量响应曲线,并与MCNP程序计算结果进行对比分析,得到成像板响应函数的衰减模型。计算结果与实验结果一致,为进一步开展成像板在辐射测量领域的研究工作提供了参考。

上升时间甄别法测量中子能谱

波形甄别法是测量中子-γ射线混合场中快中子能谱的一种方法。本工作利用大体积NE213液体闪烁体,以及标准NIM插件,搭建了利用上升时间甄别法测量中子脉冲幅度谱的一套测量设备。本文基于蒙特卡罗方法计算得到闪烁体对中子的响应函数矩阵后,使用60Coγ放射源对测量得到的中子脉冲幅度谱进行刻度,然后通过解谱,得到了加速器单能中子源的解谱结果,该结果与参考谱是一致的。

大面积气体闪烁正比计数器的研制及性能测试

本工作建立了一套有效探测面积大于300cm^2的气体闪烁正比计数器系统,并利用波长转换材料实现了普通光电倍增管对光信号的收集。对该系统进行了系列性能测试,测试结果表明,探测器对^(109) Cd22.6keV X射线具有7.5%的能量分辨率,点源距探测器3.2cm时达到12.4%的探测效率。本工作的研究成果将为核污染场所低能X、γ放射性样品测量及超铀核素人体内照射污染测量等提供一种有力手段。

某社区阿司匹林预防心血管疾病应用调查与分析

目的分析阿司匹林在社区心血管疾病预防中的使用情况。方法985例具有阿司匹林应用指征的患者,使用问卷调查的方法调查阿司匹林的使用情况。结果共发放985份问卷,最终回收905份,有851份问卷符合心血管疾病一、二级预防标准。以阿司匹林预防心血管疾病患者中男性占比为74.15%,明显高于女性的25.85%;一级预防占比为5.88%,低于二级预防的94.12%;年龄分布排名前3位的依次为41~50岁、31~40岁和51~60岁,占比分别为37.72%、26.44%、23.03%;合并危险因素≥3项的患者占比为18.57%;发生过心血管事件的患者占比为22.33%。结论社区应用阿司匹林预防心血管疾病的人群中以男性和二级预防为主,且呈年轻化趋势,合并心血管危险因素较多,且心血管事件发生率较高,应加强对阿司匹林的规范化使用。

新生儿窒息与其相关因素的临床分析

新生儿窒息是围产期重要疾病之一,也是新生儿期死亡和伤残的主要原因.临床多种高危因素与新生儿窒息及合并症密切相关,掌握各种高危因素而作出正确措施,对预防和减少窒息及合并症发生极其重要,为探讨其相互关系,现将我院286例新生儿窒息及其相关因素结果报告如下.

利用航测数据反推福岛核事故^(137)Cs的释放量

日本福岛第一核电站发生事故后,造成大量的放射性物质释放。为准确评估事故的释放量,本文根据美国公布的航测137 Cs地面沉积浓度图和日本福岛第一核电站事故发生后观测的气象数据,利用拉格朗日烟团模式反推137 Cs的释放量,并通过计算估算日本福岛第一核电站核事故向大气释放的131I当量,约为1.07×1018 Bq,估算结果与日本政府公布的估算结果接近。

基于半球型碲锌镉探测器的多功能剂量率仪适用性研究

常用的剂量率仪主要针对能量在50keV以上的强贯穿γ射线,半球型碲锌镉(CZT)探测器对中低能γ、X射线具有较好的探测效率和能量分辨率。本文从能量范围、能量分辨率、环境适应性和角响应等方面阐述基于半球型CZT探测器作为多功能剂量率仪的适用性。除存在角响应以外,其他方面均说明基于半球型CZT探测器的多功能剂量率仪较常用的场所辐射监测仪器(如电离室等)具有更大的优势,其不仅能测量周围剂量当量率,还可进行放射性核素识别。本文提出了利用两个半球型CZT探测器共阳极的解决方案来改善其角响应问题。

研究堆退役中的快速辐射传输计算方法研究

研究堆退役过程中需要强大的模拟工具来分析辐射场分布,本文针对其辐射场计算过程中结构复杂及大尺度厚屏蔽的特点,探讨了采用确定论方法和随机性方法进行计算的优缺点。在分析辐射场耦合计算趋势的基础上,选取蒙特卡罗与点核耦合的计算方案,对退役过程中放射性废物储存容器所在的大尺度厚屏蔽房间的辐射场分布进行了计算。结果表明,耦合计算在保证计算精度的前提下,相对于蒙特卡罗计算可节约大量时间。

利用核函数提高随机游走模式中污染物浓度计算的效率

本文在拉格朗日随机游走模式中引入核函数法代替质点法进行浓度计算,并提出了对核函数的频宽进行变频宽处理,将其与对流扩散时间相关联,形成变频宽核函数。通过对固定频宽高斯核函数、固定频宽伊番科尼可夫核函数、变频宽高斯核函数和变频宽伊番科尼可夫核函数的浓度计算结果与质点法以及解析解的浓度计算结果进行比较,发现变频宽伊番科尼可夫核函数在不增加模拟粒子数的情况下能有效提高浓度计算结果的精确性。

小儿急性肠套叠76例诊治体会

目的:提高小儿急性肠套叠的诊断和治疗水平。方法:分析小儿急性肠套叠76例,根据发病到就诊时间的长短、腹部体征严重程度等情况采取不同的治疗方法。结果:57例在门诊经钡灌肠复位,13例灌肠复位失败者转外科手术治疗,6例患儿因来院就诊时有腹膜刺激症状或其它原因未行钡灌肠复位;复位成功的患儿无死亡,复位失败者转外科手术治疗组1例死亡.未行钡灌肠复位组2例死亡。结论:将肛门指检列为常规检查对早期明确诊断具有重要的意义;X线透视下稀钡剂灌肠复位是一种简易、有效的诊断及治疗方法,腹腔镜下行肠套叠复位能有效的缩短病程、提高患儿生存率。

基于CADMesh的蒙特卡罗自动建模方法及应用

为开展复杂结构场所辐射场蒙特卡罗模拟研究,使用开源的CADMesh接口程序实现一种将三维CAD数据模型导入Geant4的自动建模方法。对某废物处理设施进行自动建模,使用Geant4内建的基于命令的统计功能计算周围剂量当量率分布。将周围剂量当量率分布模拟结果与实际测量结果进行对比,模拟结果在50%误差范围内与实测数据基本符合,初步验证了该自动建模方法的适用性。