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。

核医学辐射场所剂量监控及语音提示报警装置设计

目的:研制一种能对核医学科服药受检者进行剂量监测及语言提示,同时可告知医务工作人员服药受检者动向的辐射场所监控报警装置。方法:按照国家标准对核医学科服药受检者的管控要求,利用成熟的剂量检测仪及自制多通道电气控制器组成管控点剂量监测及语音提示装置。结果:实现了监控点对服药受检者的剂量监测、语音提示及医护工作站的检测报警位置指示。结论:辐射场所剂量监测报警装置能有效管控核医学科服药受检者的任意通行,提高了现场辐射防护的安全性。

氘-氚中子源辐照旋转靶剂量演化模拟计算

首次将蒙特卡罗自动建模系统(MCAM)、蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP)及自主研发的活化程序BURNDOT相结合,实现了中子输运、材料活化、光子输运模拟计算的耦合。对14MeV氘-氚(D-T)中子源旋转靶室剂量演化分析,计算了氘-氚中子源辐照旋转靶室的瞬发中子、γ三维辐射剂量场分布及连续辐照8小时后缓发γ剂量变化情况,并考察了材质、栅元、主要核素对缓发γ剂量贡献的影响,得到了旋转靶的剂量时空演化规律,把计算结果与欧洲活化程序FISPACT-2007进行了对比。

基于GAN的BNCT放疗剂量预测方法及影响因素

硼剂量是硼中子俘获治疗中实际治疗剂量的重要组成,实现治疗过程中硼剂量实时分布的测量对保证治疗效果至关重要。但目前临床上对硼剂量的监测还缺少切实可行的方法。据此,本文提出利用生成式对抗网络(GAN)根据治疗过程中探测到的478 keV瞬发伽马射线的三维分布预测实时硼剂量三维分布。本研究基于具有中国人生理特征的辐射仿真人体模型,构建了19个脑胶质瘤病例,利用蒙特卡罗方法模拟了头顶照射方案下瞬发伽马射线及硼剂量三维分布,其中15个病例样本作为训练集,4例作为测试集。结果表明,对于复杂肿瘤结构及复杂硼分布的病例,GAN预测结果与蒙特卡罗模拟结果的SSIM系数均约为0.98,表明本方法可实现硼剂量三维分布的准确预测。

南华县新生儿乙型肝炎疫苗首针不及时接种原因的调查分析

目的分析南华县2008～2009年两年新生儿首针乙肝疫苗及时接种情况,方法采用现场调查的方法,对南华县2008～2009年14个乡镇卫生院、县人民医院、妇幼保健院及时接种情况进行调查。结果 2008年南华县新生儿活产数2400名,乙肝疫苗首针共接种2400针,及时接种1776针,及时接种率74%,未及时接种624名,未及时接种率26%;2009年南华县新生儿活产数2443名,乙肝疫苗首针共接种2443针,及时接种2204针。及时接种率90.2%未及时接种239名,未及时接种率9.8%。结论 2008年624名未及时接种乙肝疫苗新生儿中有495名在家出生,25名属低体重儿,30名属早产儿,30名属出生时患有疾病,44名由于当班医生及护士害怕当风险未接种(主要是县人民医院妇产科在接种疫苗时产生过纠纷,一度时期未能及时接种);2009年239名未及时接种乙肝疫苗新生儿中有141名在家出生,35名属低体重儿,33名早产儿,30名属出生时患有疾病。

高分辨率N型HPGe同轴探测器的研制及其应用

本文报道了高分辨率N型HPGe同轴探测器的研究结果。探索了探测器外侧大面积P+N结的离子注入条件与其反向V—I_L特性的关系。实验证明:在一定的离子能量和束流条件下,较高注入剂量的探测器具有较理想的V—I_L特性——高反偏压和低漏电流。探测器已被用于煤田中子俘获γ能谱测井和油田放射性刻度井测试仪。

铀加工与燃料制造设施核临界事故所致瞬发剂量计算研究

建立了基于蒙特卡罗(MCNP)程序建模的铀加工与燃料制造设施核临界事故工况下瞬发剂量的计算方法,并将该计算方法与EJ/T 988-96规定的计算方法进行了比较分析。以我国某核燃料元件研发厂址为例,采用MCNP程序建模计算了该厂址核临界事故对厂界公众所致的瞬发剂量。结果表明,EJ/T 988-96的计算方法过于保守的估计了核临界事故工况下的瞬发剂量;基于MCNP程序建模的计算方法,因其求解算法的科学性和模型对屏蔽介质的准确描述,以及结果误差的可控性,使得计算结果更准确。因此,建议采用基于MCNP程序建模的方法计算铀加工与燃料制造设施核临界事故下的瞬发剂量。