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。

基于MCNP对γ射线吸收剂量累积因子的计算与研究

使用蒙特卡罗程序MCNP计算了常用材料下的吸收剂量累积因子,计算时采用了较新的截面数据库MCPLIB04及介质材料的衰减参数数据库,并考虑了轫致辐射和相干散射等物理过程,同时将计算结果与相关文献给出的数据进行了比较,分析了造成差异的主要原因。结果表明:利用MCNP计算出的低Z材料的吸收剂量累积因子值在入射光子的中能区部分,平均比文献给出的数据偏小,在高能区部分平均比其偏大;而利用MCNP计算出的高Z材料的吸收剂量累积因子则普遍比文献给出的数据偏大。本文工作可为更新目前使用的较为陈旧的累积因子数据库提供参考。

动态γ辐射场中的气溶胶监测系统优化设计

为满足核电站及应急监测环境中具有动态强γ本底的α、β放射性气溶胶在线监测的需求,本文结合该监测场景的源项特点,对表面钝化的离子注入型(PIPS)半导体探测器晶体结构进行了优化设计。并使用蒙特卡罗方法,对探测系统结构优化后的集成双PIPS探测器,进行了角度响应模拟。为满足大角度范围更为优异的角度响应相对标准偏差指标(根据现场工作及实验总结要求小于15%),对集成双PIPS探测器探测系统(包括:探筒、走纸部分及气溶胶输运管路)结构进行了优化,并将整个探测系统置于立体设备处。将改进后的设备分别置于^(60)Co和^(137)Cs参考辐射场中,进行了线性、能量和角度响应实验。实验结果表明:(1)经优化设计的集成双探测器结构在角度、能量及线性响应方面的性能更优异;(2)整机组件材料的结构及密度的各向异性可仅通过对探测系统局部的结构优化,实现角度响应不大于5%,从而避免对整机进行改造。最终将优化后的设备置于空气比释动能为10μGy/h的137 Cs参考辐射场中运行,测量结果表明:经γ补偿及天然氡、钍子体扣除后,α气溶胶的探测限小于0.03 Bq/cm^(3),β气溶胶的探测限小于0.4 Bq/cm^(3),且在长期稳定运行中未出现误报警。

基于全集成自动化的区域γ辐射监测系统

针对我国核军工及核燃料循环中的区域γ辐射监测系统技术落后、集成度低等问题,采用全集成自动化(TIA)方法,研制了区域γ辐射监测系统。根据TIA的统一通信、统一数据管理、统一组态和编程原则,系统采用了工业以太网结构和西门子紧凑型PLC以及TIA软件。过程控制简单安全,信息网络和现场总线及仪表的集成便捷,设计模块化,系统扩展性强,实现了管控一体化,对核设施辐射监测系统国产化具有积极作用。

发光斑图随放电功率转化研究

在氩气和空气的混合气体放电过程中,随着外加电压先增加后减小,放电丝经历了从少量的随机排布到规则的有序斑图并最终回到无序随机分布的演化过程.同时比较了不同湿度,其他放电参数相同条件下团簇斑图、振动超六边形斑图及谐振超六边形斑图.在实验中,保持驱动频率为53kHz,将3 300pF测试电容替换测试电阻,随斑图演化用示波器采集相应斑图的输出电压及电容两端的电压波形,利用电容电压计算得到放电期间流经电容的电荷量,拟合出李萨茹图形,进而得到放电间隙所消耗的功率.结果发现,随电压的先增加后减小,放电功率也呈现先增加后减小的变化趋势且放电功率随湿度的增加而增加.

国内外Time-to-Count技术研究现状及发展趋势

文章综述了近年来国内外Time-to-Count技术的研究现状,从器件选型、量程范围、应用等方面分析了基于该技术的典型的探测器性能特点,对Time-to-Count技术今后的发展及应用趋势做了预测。

用于加速器质谱测量的Bragg探测器

文章涉及1台用于加速器质谱(AMS)测量的Bragg探测器的建立及其调试结果。该探测器是1台全阻止型的气体电离室,电场方向与入射粒子方向平行。用241Am源的α粒子对该探测器的主要性能进行了测试,并将该探测器用于AMS实验进行总能量测量和Z的鉴别。对于能量为49.7 MeV的26Mg离子,能量分辨达到1.4%,Bragg峰值的分辨好于4.1%。

基于时钟移相相或的高精度脉冲对产生方法

针对超分辨率三维选通成像中同步控制脉冲对精度低的问题,提出了时钟移相相或的高精度脉冲对产生方法。该方法首先对可编程器件的系统时钟进行等差相位的数字移相产生多路时钟信号,再根据脉冲对中延时值和脉宽值选择对应的两路时钟产生脉宽信号,最后将两路脉宽信号进行相或运算得到高精度的脉冲对信号。实验表明,该方法可以将延时和脉宽的控制精度提高到1ns,优于传统脉冲产生方法的5ns精度,使超分辨率三维选通成像系统在直径2.5m视场内的距离分辨率达到1cm,为对更小目标进行成像和识别提供技术基础。

用于反应堆内相对中子通量密度在线测量的闪烁体光纤探测系统研制

为实现反应堆不同空间和能量的相对中子通量密度在线监测,本文研究开发了一套新型的用于狭小空间且位置灵敏的闪烁体中子探测系统。该套系统由5种探头、5路光子计数器、1台计算机及相应的软件组成。5种探头的主要构成物质分别为~6 LiF+ZnS(Ag)、^(232) ThO_2+ZnS(Ag)、^(238) UO_2+ZnS(Ag)、~9Be+ZnS(Ag)以及BGO晶体,故可测量不同能量的相对中子通量密度。其中,掺有~6 LiF的探头用于热中子的测量,BGO探头用于γ测量,其余3种探头用于快中子的测量。利用该系统进行了启明星1#装置内热中子及快中子的相对通量密度分布测量,并将测量结果与利用蒙特卡罗方法得到的理论分布结果进行了比较。考虑到理论设置参数与实际实验参数的差别,可认为测量结果是可信的。

基于人体体素模型的光子外照射事故剂量重建方法研究

目的研究光子外照射事故下人体的剂量重建方法,并在局部剂量分布层面上验证方法的准确性。方法基于开源蒙特卡罗代码Geant4,使用国际辐射防护委员会(ICRP)103号建议书推荐的人体体素模型,研究外照射事故照射条件下的剂量重建方法,实现全身平均吸收剂量、器官吸收剂量和局部剂量分布的评价。为了对建立的方法进行验证,使用组织等效的物理仿真模型ART;通过CT扫描,建立起其分辨率为1.57 mm×1.57 mm×10.00 mm的体素模型;在标准辐射场下进行一系列热释光剂量计(TLD)照射实验,比较实验和剂量重建模拟的结果。结果实验测量值的综合相对不确定度为10.9%,剂量重建模拟值的综合相对不确定度在非组织交界面处为7.10%,在组织交界面处为16.6%。对451个测量点位进行统计分析,模拟值除以测量值的均值为0.972,标准差为0.083 8,在0.95~1.05,0.90~1.10和0.80~1.20范围内的比例分别为49.2%,79.4%和96.4%。结论基于人体体素模型的蒙特卡罗剂量重建方法无论在全身或器官层面,还是在局部剂量分布层面都满足实际使用的精度要求,可作为外照射事故下对受照者进行剂量评估的有力工具,为诊断和救治提供支持。

环形激光熔覆加工头的研制及聚焦光斑优化

研制了一种用于光内同轴送粉方式的激光熔覆加工头。理想状态下,加工头聚焦光斑呈现完整的环形,但在实际装配过程中,元件的加工公差和装配误差的积累会导致聚焦光斑产生形态错位和能量分布不均匀等现象。为改善上述现象,通过光学仿真的手段对加工头内部关键光学元件的位置和角度等参数进行了模拟,并以模拟结果为指导,在尽可能不引入新误差的前提下,对加工头内部光学元件的位置和角度进行了微调,测试结果表明,优化后的聚焦光斑形态对称,能量分布均匀。

基于源活度反演计算的γ辐射场数据重构方法

三维辐射场是反映核设施内真实外照射分布的重要数据库,可为核设施现场建立有效的屏蔽措施及确定合理的作业方案提供数据基础。为了重构出与实际较为相符的三维γ辐射场,结合点核积分理论,该文利用最小二乘法和Gauss-Seidel迭代算法,建立了基于源活度反演计算的γ辐射场重构方法,研究了所选取测量点位置对源活度反演结果的影响,并结合某核电现场的实地测量数据对该重建方法进行了实验验证与计算分析。结果表明:在现场实验中基于源活度反演算法重构出的γ辐射场数据与相对应的测量数据之间的偏差约为10%,能够满足核设施现场辐射防护的计算需要,可为其现场的辐射防护最优化提供技术支持。

基于辐射场梯度变化的变权重网格划分方法

三维辐射场数据是进行剂量评估与优化的基础,为了更好地解决辐射场数据的快速计算与三维可视化显示的难题,该文基于辐射场梯度变化提出了一种变权重的非均匀网格划分方法,可根据辐射场的梯度变化划分出疏密程度不同的三维计算网格,兼顾辐射场数据的计算精度与计算效率,并使用点核积分程序对该网格划分方法进行了计算验证。结果表明,在计算精度几乎相同时,变权重的非均匀网格划分方法能够有效地缩短辐射场的计算时间,较大程度地提高点核积分方法的计算效率,同时该网格划分方法也表现出更好的辐射场显示效果。该研究可为点核积分方法在核设施三维辐射场可视化计算与剂量评估方面的应用提供技术支持。

介入放射人员眼晶状体防护用品的选择和使用探讨

眼晶状体剂量限值的降低，使介入手术中职业人员的眼晶状体剂量监测和防护备受关注。基于文献中模拟计算和实验测量结果的调研，分析了介入人员眼晶状体防护用品的防护效果及影响因素，并提出了选择和使用建议。介入人员的眼晶状体剂量主要来自未被屏蔽而直接入射到眼部的射线；制约眼晶状体防护效果的重点不是铅当量厚度，而是防护用品结构、投照方位、位置布局、人员姿态等几何条件。0.5 mm铅当量对于介入人员眼晶状体防护是足够的；在临床实践中，组合使用铅眼镜和铅屏风能更好地对眼晶状体进行防护。

2018年IAEA亚太地区外照射个人剂量监测比对结果分析

目的:了解亚太地区外照射个人剂量监测水平,分析监测工作中存在的问题,提高个人剂量监测能力、完善质量管理体系。方法:阐述国际原子能机构(IAEA)亚太地区外照射个人剂量监测比对方法,对于各照射组分别从相对误差、负相对误差比例、变异系数和固有误差4个方面分析了比对结果,对于总体结果从各照射情景及各参与者响应值R的分布情况进行分析,结合标准、技术导则对存在的问题及改进建议进行讨论。结果:共有22个国家的30个个人剂量监测机构参加了本次比对。所有测量结果的响应值R在0.67~1.50范围内,平均值为0.96±0.16(1σ);4个照射组测量值的整体相对误差分别15.5%、16.4%、19.1%和16.6%;各照射组R的中位数与平均值相近且均接近于1.0,整体上R的分布偏向于1.0以下;24家参与者响应分布偏向1.0以下的有15家,占总数的62.5%。结论:所有参加机构均达到了本次比对要求,但在剂量系统校准、质量控制及不确定度分析方面存在一定问题。建议可通过加强量值溯源和检定校准的多样性、了解现场使用场景和优化剂量计性能、系统科学评估不确定度来提高个人剂量监测机构外照射剂量监测能力和质量管理水平。

介质尺寸对水中γ射线吸收剂量累积因子的影响

目前所使用的累积因子是在无限大介质模型下计算得到的,与现实模型差异较大。为了提高累积因子在实际计算中的精度,基于Monte Carlo方法和圆柱模型对水中的γ射线吸收剂量累积因子随介质尺寸的变化进行了研究。结果显示:水中的累积因子值会随着圆柱半径的变大而先增大,后趋于稳定。其在趋于稳定值时对应的圆柱半径数值与能量和介质厚度无关,仅与点源和测量点到介质表面的距离有关。在累积因子达到稳定值之前,其大小随圆柱半径的变化较大,在一定自由程数范围内符合线性变化规律,并且随着介质厚度的增大,符合线性规律对应的自由程数范围也会增大。该研究可为使用点核积分方法进行屏蔽设计时分析计算误差提供参考。

基于波长位移光纤的232Th+ZnS（Ag）闪烁体中子探测器

闪烁体光纤探测器是近年来发展起来的一种可用于中子测量的新型探测器,为了提高闪烁体光纤探测器的中子探测效率,该文以-（232） Th＋ZnS（Ag）为探测器材料,利用波长位移光纤代替普通光纤收集和传输信号,并对改进的探测器的探测效率进行了理论分析和实验验证。研究结果表明：波长位移光纤探测器的计数率约为普通光纤的1.7倍。该探测器应用于加速器驱动次临界系统的中子探测,获得了次临界反应堆实验装置中子的分布变化规律,与计算结果较为一致。