放射性气溶胶监测仪探测限检测方法研究

研究了放射性气溶胶监测仪的检测方法 ,即天然本底检测法和衰变检测法。两种方法不仅可检测监测仪的探测限 ,而且对各种监测仪探测限指标的物理意义能给以正确判断。介绍了检测方法 ,讨论了方法必须遵循的规范性要求。

温度引起的放射性气溶胶连续监测仪峰位漂移修正技术

本工作研究放射性气溶胶连续监测仪中由半导体探测器的温度特性引起的α谱的峰位漂移对测量结果的影响,并采用温度跟踪方法和计算机软件处理技术消除这一问题。修正采取了2种方法：第1种是对峰位进行温度修正,得到修正过的各道计数；第2种是采用跟踪天然放射性核素^(214)Po峰位的漂移,再根据被测人工放射性核素能量与^(214)Po能量的相对值来进行修正。

高氡背景对α放射性气溶胶监测仪响应的影响

α放射性气溶胶监测仪广泛用于核设施、铀矿采冶、核燃料加工、核电站及核医学等行业领域的辐射安全防护,高氡背景会干扰监测结果的准确性。本研究以某型α放射性气溶胶监测仪为实验对象,制备^(239)Pu滤膜参考源为测量标准,利用标准氡室进行不同氡背景下表面发射率响应、非线性及判断限(95%置信水平)测试,结果显示:1)高氡背景影响下,表面发射率响应均大于本底条件下的响应,在相同测量周期内,连续测量模式下的表面发射率响应大于精确模式,精确模式下测量精度更高;2)当^(239)Pu滤膜的表面发射率大于10^(4)min^(−1)·2πSr时,高氡背景影响减小,表面发射率响应的偏差小于5.3%(精确模式下仅2.9%);3)为保证监测结果的可靠,α放射性气溶胶监测的单次测量时长宜大于60 min。存在较高的氡背景时,应使连续采样测量时间大于24 h。研究方法对α放射性气溶胶监测仪在计量、生产和算法改进等方面具有重要的参考价值。

^(18)F气溶胶监测仪校准方法研究

压水堆冷却系统压力边界的泄漏会引发严重安全事故。冷却剂在反应堆高中子通量下会产生^(18)F,在泄漏后形成的放射性气溶胶可使用^(18)F气溶胶监测仪连续监测,以确认泄漏的位置与严重程度;监测仪测量结果的准确性关系到核电站的稳定运行,但目前尚缺乏可用的现场校准方案。本文对^(18)F气溶胶监测仪进行校准方法研究,使用放射性^(18)F标准滤膜源、22 Na及68 Ge/68 Ga标准点源对国内新设计的某型号^(18)F气溶胶监测仪进行计量校准,确定新测量方案下仪器的活度响应,研究不同校准方法对活度响应的影响。利用^(18)F标准滤膜源得到的活度响应的扩展不确定度为6.0%(k=2),满足监测仪校准的准确度要求。利用22 Na及68 Ge/68 Ga标准点源进行的校准研究还表明,正电子发射能谱对该监测仪活度响应的影响最大,应选取与^(18)F能谱接近的长寿命核素作为替代,现场校准推荐使用22 Na点源或标准滤膜源。

移动式放射性气体监测仪能量响应的优化设计

移动式放射性惰性气体监测仪对不同能量的γ射线存在不同的能量响应,为了提高其测量γ射线的准确性,需要对该监测仪进行能量响应补偿。利用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)软件模拟监测仪中的Na I(Tl)晶体在不同铅孔模型下的能量响应,通过比较不同模型下的标准偏差,选出屏蔽铅孔的最佳尺寸。模拟得出补偿铅孔的半径为3.0 cm、厚度为0.5 cm时,该监测仪的能量响应得到较好补偿。

移动物体放射性监测仪探头部分面板受力分析

针对移动物体放射性监测仪探头部分防水性能的问题,对探头部分面板进行受力分析。通过对探头的组成及面板受力进行分析,采用Solid Works中的simulation进行有限元分析,主要分析了探头部分面板的受力情况。分析结果表明:面板的结构设计满足指标要求,能为相关设计提供借鉴。

核电厂放射性气溶胶监测仪不确定度评定

论文介绍了新标准对核电厂中应用的放射性气溶胶监测仪不确定度的量化要求,简述了对放射性气溶胶监测仪测量放射性气溶胶活度浓度及其测量不确定度的计算方法。重点分析了放射性气溶胶监测仪总测量不确定度的引入因素。最后,根据统计涨落、放射源标定、相对固有误差、取样流量测量、信号处理和信号输出等主要影响量以及试验偏差引入的不确定度数据进行计算,给出了放射性气溶胶监测仪总的测量不确定度值。

某型大型车辆放射性监测仪抗风性能分析

针对某型大型车辆放射性监测仪的结构特点,去除使用环境因素考虑,对某型大型车辆放射性监测仪进行抗风性能分析。基于Creo中的Creo Simulate分析模块,对某型大型车辆放射性监测仪进行有限元分析。分析结果表明,在14~15级台风的情况下,探头部分的铝制面板将损坏,整体支架还能具有很好的抗风性能,设计能够满足整体的使用要求,分析结果可为后续的研究和改进提供理论参考。

气载放射性监测仪气体管路外泄漏率测量方法改进

气载放射性监测仪都配备气体取样和输运管路,仪表性能检验包括气体管路的密封性和气体泄漏率试验,在ISO2889-2010中明确规定了气体测量仪取样管路气体泄漏率的技术指标,根据核设施辐射监测系统设计和检验的实践经验,提出了一套测量气体管路泄漏率的实用方法。

表面放射性污染监测仪器的检测能力

本文讨论了表面放射性污染监测仪器的检测能力及其与实用中检测速度的关系,以此为实施监测的操作者提供参考。

洋山口岸核辐射防控核心能力提升实践

近年来,经济全球化进程日益发展,加之国际局势的持续动荡,通过入境集装箱夹带放射性物质,甚至实施核走私的风险也在加大,因而对口岸的核与辐射安全防控的要求也与日俱增。为此,洋山出入境检验检疫局将放射性监测仪器分工配置合理布局,并将放射性监测仪器智能化改造以及信息化管理,进一步加强了口岸核辐射防控核心能力的建设。

多丝正比计数器核电子学电路研制

介绍了用集成电路构成的一套用于多丝正比计数器的核电子学电路,该电路与多丝正比计数器结合可用于全身表面污染监测仪,手脚表面污染监测仪,地板表面污染监测仪及低本底α、β测量仪等监测仪器;分析了电路设计及制造工艺中的一些具体要点。

放射安全，前列腺（癌）近距离治疗

近15年来，选择性局限性前列腺癌患者使用永久性粒子（^125I或^103Pd）治疗已经越来越多的得到采用。每年全世界约有5万以上的患者接受这一治疗，并且这一数字在不久的将来还会进一步增加。 尽管迄今为止尚未见有关患者家庭成员或医务人员的损伤或放射事故的报道，这一近距离治疗技术引发了许多放射安全性问题，亟待ICRP的专业意见。 回顾涉及植入治疗患者周围人群受照剂量的所有相关资料。剂量数值是直接测量或计算获得。提示在大多数情况下，陪护人员或探视人员的受照剂量保持在推荐限值1mSv/年以下。仅有极罕见的情况是，在进行植入治疗时患者的同伴正值妊娠期，需要特别谨慎。 放射源随尿液、精液或粪便从体内的逸出是非常少见的。应给予患者专业建议以使其能够正确处理这类事件。显然，由于孤立粒子的低活度和较低的光子能量，未见与粒子丢失相关的意外或事故的报道。 如果患者在植入术后几个月内死亡，尸体火化时（某些国家较为普遍）涉及到几个问题：（1）患者骨灰残留的放射活度；（2）空气剂量，因为有可能含有微粒子的空气会被火葬场工作人员或公众吸入。现有资料表明，如果在^125I植入术后12个月（^103Pd后3个月）进行火化是可行的。如果患者在这一时间期内死亡，则必须采取适当防护措施。 我们还要告知患者，当其需要采取腹盆腔手术时，患者有义务告知其手术医生曾进行放射性粒子植入术。含有全部植入信息的”皮夹卡”就非常有用。 在大多数情况下，接受近距离治疗会导致患者不育。然而，尽管该治疗相关的精液改变可降低生育能力，接受永久性粒子植入术后患者仍应格外小心衍育后代的可能，尽管对孩子遗传效应的影响是有效的。 接受永久性粒子植入术的患者应警惕粒子可能会激发某些类型的放射安全检测仪。含有全部植入信息的”皮夹卡”这时候或有所帮助。 根据现有前列腺癌近距离治疗和外照射的经验，放射诱发第二原发癌发生率极低。近距离治疗带来的益处显然超过了迄今为止非常有限的（而且主要是理论上的）放射诱发第二原发癌的增加。