钴源辐照室防护屏蔽计算方法的比较研究

采用MCNP(Monte Carlo N particle transport code)程序和经验公式两种方法进行~(60)Co源辐照室的防护屏蔽计算,分析不同方法所得的辐照室外以及迷道内受照剂量率的变化情况。结果表明:从辐射防护最优化、土建经济性及实际测量等角度考虑,经验公式法的贯穿辐射计算结果偏保守;而迷道散射计算中,经验公式法方便省时,尤其是在迷道结构复杂的情况下计算,比MCNP快捷。     

高通量堆NTD硅系统活化剂量计算

根据单晶硅及靶桶材料成分、测量的辐照孔道中子通量谱与辐照时间,采用点燃耗程序ORIGEN与蒙特卡罗程序MCNP耦合计算高通量堆中子嬗变掺杂(NTD)硅辐照系统活化后的外照射剂量当量率及各种活化产物放射性核素衰减变化情况,同时对各种活化核素剂量率贡献及相应衰减时间进行了分析。通过计算结果与堆厅γ电离室剂量率监测对比验证及堆厅屏蔽层厚度的保守估算,表明目前NTD硅系统转运过程屏蔽设计满足辐射防护要求,并提出有益建议。     

核电厂辐照计量实验室内散射剂量率计算研究

采用蒙特卡罗方法计算核电厂辐照计量实验室的γ射线辐照装置中准直器、刻度小车、刻度盘和四周墙壁散射辐射的剂量率。结果表明,参考点处散射剂量率贡献最大的是准直器的散射射线,散射射线产生的剂量率不超过总辐射剂量率的3%,满足ISO4037-1-1996和GB/T12162-1-2001的规定和要求。     

基于VB.NET的辐射安全防护设计及工程应用

针对电子加速器射线源的L形迷道布局,结合国家标准规定和中国五洲工程设计集团有限公司的辐射防护工程设计经验,利用VB.NET语言编程的方式,完成了"电子加速器辐射防护计算软件"的设计开发。软件采用完善的主照射、副照射和天空反散射计算方法,辅助设计人员完成辐射屏蔽的工程防护计算。同时,为提升软件的可操作性,还设计开发了单击全选、纯键盘操作、计算书自动生成等实用功能。某无损检测室的设计案例表明,该软件的设计方法和计算结果是有效和可靠的,可以极大地提高工程设计效率。     

1 MeV电子加速器辐射屏蔽防护研究

基于NCRP.51号报告对屏蔽室外关键点的安全性进行理论计算,为湖北科技学院1 Me V高压,50 m A束流强度的电子加速器设计一个屏蔽系统。在电子加速器正常运行情况下,使用辐射防护剂量率仪对屏蔽室周边环境辐射水平进行监测。监测结果满足《γ射线和电子束辐射装置防护检测规范》(GBZ 141—2002)中透射辐射所产生的平均剂量率小于2.5μSv/h,能保证从事辐射加工工作人员及外来人员身体不受辐射损伤,对场地安全性有重要指导意义。     

60Co放射源照射装置研制及辐射场测量

60Co源照射装置是产生参考辐射场的重要设备,根据国家标准的要求,参考辐射场中散射剂量率不应大于总剂量率的5％.参考辐射场中的散射辐射贡献和均匀性是描述60Co源照射装置辐射性能的重要参数,利用蒙特卡罗方法对60Co源照射装置产生辐射场的散射辐射和均匀性进行研究,为60Co源照射装置的设计提供了理论依据.待照射装置加工完成后,利用PTW电离室对辐射场进行测量.结果表明,辐射场中散射辐射和均匀性与模拟结果符合较好,辐射特性满足设计要求.     

核聚变实验装置HT-7U一维及二维辐射防护设计研究

主要介绍一维、二维中子输运程序ANISN,DOT3.5在核聚变实验装置HT-7U辐射屏蔽物理设计中的应用。计算和分析了该装置实验大厅内外中子注量/能谱、γ注量/能谱、中子剂量率、γ剂量率的空间分布,对屏蔽材料的选取及屏蔽层厚度进行了优化设计,为HT-7U装置的辐射屏蔽物理设计提供了建议性意见及理论依据。     

工业电缆电子辐照加速器辐射防护评价

本文对衡阳某电缆公司的3.0 MeV电子加速器机房建设项目作辐射防护评价。按照防护评价要求以及机房设计情况,对机房项目的辐射源项进行了分析,对屏蔽的防护效果进行了计算。并对安全防护管理措施、联锁安全系统进行了评价。结合机房屏蔽设计评价计算和实际剂量率监测结果,电子辐照加速器机房屏蔽设计和辐射安全防护设施符合国家有关辐射防护规定的要求。     

ITER屏蔽包层活化分析

作为国际热核聚变实验堆(ITER)的重要部件之一,屏蔽包层承受高强度聚变中子辐照,需要定期更换和维修。当活化的屏蔽包层从ITER托卡马克装置移到热室时,可能会给工作人员造成严重的辐射照射,是ITER大厅和热室屏蔽设计的重要辐射源。文中基于ITER最新中子学分析基准模型和"二步法"停堆剂量计算方法,使用超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC针对15号屏蔽包层建立精细的中子学模型,并计算分析包层的活化情况及最严重情况下的周围辐射剂量率,并初步应用于ITER赤道窗口室的屏蔽分析。计算结果显示,单个包层周围最大剂量率为350 Sv/hr,当传送小车停留在赤道窗口室内时,窗口室屏蔽门外剂量率高于10 mSv/hr,不足以满足设计要求。     

241Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置及辐照器设计

²⁴¹Am-Be中子源被广泛用于实验研究,为保护实验人员免受中子及γ射线照射,需要设计适当的屏蔽。利用蒙特卡罗方法计算中子透射不同材料后的能谱分布与剂量,优选各层屏蔽材料种类与厚度,设计一套²⁴¹Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置。装置由内而外采用钨+聚乙烯+含硼聚乙烯+不锈钢进行防护,外表面周围剂量当量率H^*(10)低于10μSv/h,满足辐射防护要求。同时对装置内部热中子、超热中子和快中子注量分布进行研究,确定装置快中子和热中子输出通道最佳位置。在辐照装置同时开放快中子和热中子通道进行实验测试时,需要设置距离大于130 cm的控制区,以保障操作人员安全。     

~(18)F-FDG制备及应用中的辐射防护评价

采用辐射剂量仪对回旋加速器室、药物合成室、注射室、扫描室的辐射水平进行了监测,为工作人员的辐射防护提供参考。结果表明:不同场所γ射线辐射水平变化很大,回旋加速器室、药物合成室的屏蔽结构在γ射线防护方面符合要求;注射室虽放置有防护屏,但照射剂量率仍较高,而且对操作人员的屏蔽防护效果明显低于回旋加速器室和药物合成室;已经注射放射性药物的患者其周围γ辐射水平也较高(3.02±0.62～4.82±0.94μSv/h)。     

EPR机组堆芯测量系统校验装置的改进

欧洲压水堆(EPR)电厂堆芯测量系统的气动小球测量系统(AMS)校验装置中含有较强的放射源。经评估,该设备屏蔽设计上存在缺陷,增加电厂相关工作人员的工作剂量和意外照射风险。为降低辐照剂量和意外照射风险,采用"迷宫式屏蔽"原理改进了校验装置的屏蔽,并通过蒙特卡洛(MCNP)模拟软件进行效果评估,实现了设计的辐射防护最优化。     

聚丙烯酸钐/环氧树脂辐射防护材料的制备工艺及性能

通过辐照接枝聚合的方法制备聚丙烯酸钐/环氧树脂辐射防护材料和聚丙烯酸钐/丙烯酸铅/环氧树脂辐射防护材料,研究不同剂量γ射线照射下样品的性能差异和不同金属浓度样品的性能差异,并比较钐元素和铅元素对光子的屏蔽能力。采用X射线衍射(XRD)、傅里叶变换红外光谱(FT-IR)、扫描电镜(SEM)、能量色散型X射线能谱(EDAX)等方法研究了材料的微观结构;对材料的力学性能进行了测试和分析;用多道γ谱仪和GammaVision软件测试并分析了材料的辐射防护性能。结果表明：复合材料较纯环氧树脂力学性能得到了改善;材料制备过程中γ射线的照射剂量控制在50kGy左右为宜;稀土元素钐防护低能射线的能力强于传统的屏蔽元素Pb。     

用CB微核法研究离体血辐射剂量与微核率的量效关系

应用胞质分裂阻滞微核技术（简称CB微核法），探讨了X射线与60Coγ射线，以及不同剂量率的60Coγ射线诱发微核率与辐射剂量的量效关系。结果表明，剂量率相同，照射剂量相同，60Coγ射线辐照所得微核频率明显高于X射线照射所得微核频率。不同剂量率的60Coγ射线照射，高剂量率所得微核产率高。剂量效应曲线不仅与不同的辐射种类有关，而且同一种性质的射线在不同剂量率情况下，刻度曲线不一样，因而应选用不同剂量率作刻度曲线。在发生辐射事故时，应选用剂量率刻度曲线接近的一种。     

18F-FDG制备及应用中的辐射防护评价

采用辐射剂量仪对回旋加速器室、药物合成室、注射室、扫描室的辐射水平进行了监测,为工作人员的辐射防护提供参考.结果表明不同场所γ射线辐射水平变化很大,回旋加速器室、药物合成室的屏蔽结构在γ射线防护方面符合要求;注射室虽放置有防护屏,但照射剂量率仍较高,而且对操作人员的屏蔽防护效果明显低于回旋加速器室和药物合成室;已经注射放射性药物的患者其周围γ辐射水平也较高(3.02±0.62～4.82±0.94 μSv/h).     

辐射屏蔽专用蒙特卡罗软件RShieldMC开发与验证

辐射屏蔽计算是核电厂辐射防护设计和审评的重要内容之一。国际屏蔽计算软件对中国实行"出口封锁",制约了我国核电辐射屏蔽审核计算能力,因此,研发了具有自主知识产权的基于蒙特卡罗方法的辐射屏蔽专用蒙特卡罗软件RShieldMC(Radiation Shielding Monte Carlo)。为了验证RShieldMC程序,进行中子注量率计算的准确性和适用性,利用秦山一期反应堆结构与辐照监督管相关参数,通过RShieldMC可视化前处理模块建立辐照监督管屏蔽计算模型,计算秦山一期反应堆辐照监督管堆芯中平面和上焊缝处的中子注量率。RShieldMC程序计算结果与辐照监督管实验测量值以及MCNP(Monte Carlo N-Particle)、JMCT-S(J Monte Carlo Transport)、TORT(Three-dimensional Neutron/Photon Transport)程序计算结果符合较好,验证了RShieldMC软件在中子注量率计算中的可用性及正确性。     

含硼不锈钢材料中子/γ综合屏蔽性能计算分析

采用蒙特卡罗粒子输运程序与燃耗计算分析程序相结合(MCNP5/ORIGEN2.1)的方法对辐射防护不锈钢材料屏蔽性能和活化产物进行了综合计算分析。结合辐射屏蔽设计结构优化方法和性能计算的具体要求,给出了中子/γ综合屏蔽性能分析评价方法,针对核反应堆单层外照射三层屏蔽结构简化模型,模拟计算了硼不锈钢和普通不锈钢材料对中子/γ混合辐射场的中子、光子、(n,γ)反应产生的光子、材料内二次活化产物光子的屏蔽效果,并对防护材料的综合屏蔽性能进行了评价。     

固定式环境γ辐射剂量率仪现场校准技术

固定式环境γ辐射剂量率仪是承担环境连续监测任务的主要设备,不便于拆卸送往计量实验室进行校准检定,且送检周期较长,影响连续监测点数据的连续性。为按期校准固定式仪表,本文结合蒙特卡罗方法研制了能量补偿型高气压电离室和便携式137 Cs照射装置,利用天然本底辐射(陆地γ射线和宇宙射线)和便携式照射装置产生的137 Csγ射线参考辐射对固定式环境γ辐射剂量率监测仪表开展现场校准实验。结果表明,采用环境比对和现场照射的方法能较好地解决固定式环境γ辐射剂量率仪的校准问题,现场所得校准因子与标准实验室中校准因子的相对偏差小于5%。     

核聚变装置HT-7U环境辐射剂量蒙特卡罗模拟计算与分析

在聚变评价数据库FENDL／2的基础上，采用三维蒙特卡罗输运程序MCNP／4C，对核聚变装置HT07U运行时的环境辐射剂量率进行了模拟计算及相关分析，着重研究了HT-7U硼水屏蔽层不同设计方案对环境剂量率的影响。计算结果表明，硼水层有效地减小了装置运行时周围环境的辐射剂量率，而浓缩硼水方案相对天然硼水方案，屏蔽效果提高不明显。同时本文也对聚变装置环境辐射剂量计算中的天空反(散)射效应进行了初步的研究，计算结果显示，当屏蔽大厅顶厚减至0．5m以下时，装置运行时大厅外辐射剂量分布呈现明显的阴影效应。     

辐射防护玻璃照射量累积因子的计算及分析

为研究γ放射源操作热室观察窗辐射防护玻璃的累积因子,开展高活度γ放射源热室观察窗的设计,本研究根据五种常用辐射防护玻璃的成分以及ANSI/ANS-6.4.3的数据,得到五种常用辐射防护玻璃的照射量累积因子G-P插值法参数,并利用这些参数计算五种辐射防护玻璃在⁶⁰Co、⁷⁵Se、¹³⁷Cs、¹⁹²Ir核素γ射线照射下的照射量累积因子,拟合得到照射量累积因子随玻璃厚度的变化函数,并与利用等效铅厚度法得到的结果进行比较。结果表明,拟合得到的多项式相关度R²很高;等效铅厚度法仅适用于薄层铅玻璃,在使用铅等效法评价铅玻璃的屏蔽性能时,务必要注意铅玻璃的厚度以及所要屏蔽的γ射线能量。本文计算的辐射防护玻璃照射量累积因子可为热室观察窗的设计及屏蔽性能提供参考。