光电耦合器4N49单粒子瞬态脉冲效应的试验研究

通过脉冲激光模拟单粒子效应,对光电耦合器4N49的单粒子瞬态脉冲（SET）效应进行了试验研究。在10V工作电压下,获取了4N49在特定线性能量传输（LET）值下的SET波形特征及其变化规律,得到了器件SET效应的等效LET阈值为10MeV•cm²•mg^-1,而饱和截面数值则高达1.2×10^-3cm²。试验验证了4N49的SET效应对后续数字电路的影响状况,定量研究了SET效应减缓电路的有效性,通过设计合理的电路参数可将器件在5V工作电压下的SET效应阈值由7.89MeV•cm²•mg^-1提高至22.19MeV•cm²•mg^-1。4N49的SET效应试验研究为光电耦合器SET效应的测试及防护措施的有效性验证提供了新的试验方法。     

多球中子谱仪的周围剂量当量转换研究

以辐射场全能段中子能谱获取及周围剂量当量转换为目的,针对一套以3He正比计数器为探测器的多球中子谱仪,介绍了采用脉冲幅度分析法进行中子-γ甄别,准确测量中子计数率的方法;测量并获取了实验室本底环境中子、Am-Be中子源、氘氘中子管连续出射中子三种辐射场的中子能谱,并予以分析;基于中子能谱进行周围剂量当量转换,分析了不同能量段中子所占的剂量比重,发现快中子是主要贡献者;在比较测量中,对三种单慢化体中子剂量仪器产生的误差进行了理论分析,并给出了依靠多球中子谱仪测准中子周围剂量当量的三点建议。多球中子谱仪可以直接测算周围剂量当量,可以指导其它中子剂量仪器的标校,还可以针对具体能量段进行中子防护设计,精准有效指导外照射剂量防护工作的开展。     

一种新型中子周围剂量当量(率)测量装置的性能实验

本文介绍一种新型中子周围剂量当量（率）监测方法,搭接了一套单球多计数器的中子周围剂量当量（率）监测装置,利用蒙特卡罗MCNP4A程序模拟计算了中子注量的响应函数,借用“少道”解谱软件进行解谱并对一些辐射防护量进行了计算.通过对^252Cf和Am-Be两种中子参考辐射场的测试,表明对中子注量率、周围剂量当量率、单位注量平均周围剂量当量和剂量当量平均能量的计算结果与参考值相比,偏差均小于10%, 这种监测方法较好地解决了中子剂量仪表的能量响应问题.     

Monte-Carlo方法确定CS-1型131Cs近距离放射治疗源剂量计算参数

针对当前CS-1型¹³¹Cs近距离治疗源剂量计算参数的不一致，根据源的组成和结构，用Monte-Carlo方法（MCNP）计算剂量率常数、径向剂量函数和各向异性函数。其中，剂量率常数计算结果为1.055cGy•h^-1•U^-1，验证了Chen等的γ光谱法实测值（1.066cGy•h^-1•U^-1）和TLD实测值（1.058cGy•h^-1•U^-1）。按AAPMTG43U1的推荐，采用最新的光子截面库（EPDL97）在0.1～10.0cm范围内补充和更新了已报道的径向剂量函数数值，在1.0～7.0cm、0°～90°范围内补充和更新了各向异性函数的相关数值。并对径向剂量函数和各向异性函数进行拟合，得到了实用性较强的经验公式。     

国产Am-Be中子源4.438MeVγ射线与中子强度比值测量

本工作涉及准确测量国产Am-Be中子源发射的4.438MeVγ射线与中子强度比值R＝S_γ/S_n的实验方法。中子源的中子发射率用锰浴法进行比对测量。用Φ75mm×75mmNaI（Tl）探测器测量中子源的γ能谱;用MCNP程序模拟计算中子引起的γ本底和探头的源峰探测效率。实验与理论计算得到的R值符合得很好。综合评价已发表的R实验值,给出了R推荐值为0.575（1±4.8%）。结果表明,R值可认为是Am-Be源的一标志性特征量。     

西藏地区天然中子能谱测量

本文采用多球中子谱仪和中子周围剂量当量（率）仪分别对西藏地区的天然中子能谱和周围剂量当量率进行了测量,得到了西藏地区不同海拔处的室外天然中子能谱和周围剂量当量率。研究结果表明：该地区室外天然中子的能谱形状基本保持不变,其各能区的中子注量率随海拔的增加而增大,天然中子的总注量率和有效剂量率及周围剂量当量率均随海拔的增加呈指数规律增大;此外,天然中子的有效剂量率可用中子周围剂量当量（率）仪的测量结果乘以能谱 有效剂量转换因子得到。     

涂硼电离室中子探测效率和灵敏度

从电离室工作原理导出了平板型涂硼中子电离室探测效率及灵敏度的计算公式,并求得其热中子探测效率和灵敏度。电离室对热中子探测效率饱和值为1.35%,灵敏度饱和值为9.65×10^-14A•cm^-2•s^-1,与已有公式所得结果8.43×10^-14A•cm^-2•s^-1相近。α粒子和Li离子对探测效率的贡献相差不大,但α粒子对灵敏度的贡献占主导地位。适当的硼膜厚度、慢化快中子、选用浓缩硼均有利于提高涂硼电离室探测效率和灵敏度。     

核能生产人工辐射源对中国大陆公众的辐射照射

总结了核燃料循环和核电生产放射性流出物释放对中国大陆公众的辐射照射，所涉及的活动主要包括铀矿开采和冶炼、铀转化和铀浓缩、核燃料元件生产、核反应堆发电对中国大陆公众的影响。评估结果表明，对于中国铀矿开采和冶炼、铀转化和铀浓缩、核燃料元件生产、压水堆核电生产、重水堆核电生产，按照5年期（2001—2005）平均的归一化集体有效剂量分别为0.81、5.16×10^-3、2.09×10^-3、2.91×10^-3和1.84×10^-1人•Sv/（GW•a），中国核能生产的某些环节的放射性流出物排放和所致的归一化集体有效剂量比全球平均值高，值得进一步分析和研究。     

高压气体电离室中离子漂移速度的实验测量

提出了一种在高气压下电离室离子漂移速度的测量方法,进行了理论分析,搭建了实验测量系统。利用DDC112电流积分放大器对充有4MPa氙气的高压气体电离室输出电流脉冲信号分别进行等间隔积分时间和步进积分时间采集测量,根据理论分析对测量数据分别进行二次和三次曲线拟合。通过拟合曲线系数间的比例关系计算出离子漂移时间,根据电离室结构和工作条件计算出4MPa氙气中氙离子迁移率为0.0181~0.0196cm²•V^－1•s^－1,并外推计算出0.1MPa氙气中氙离子迁移率为0.72~0.78cm²•V^－1•s^－1,与文献资料中的测量结果一致。     

高灵敏中子剂量当量率仪的能量和剂量响应校准

参考国内标准化和国际标准化组织（ISO）及国际电工委员会（IEC）对中子（率）仪校准的相应标准,对已设计、加工、组装完毕的1台长圆柱状、较大体积、高灵敏中子剂量当量率仪,在宽能区（热中子～20MeV）内进行了能量响应和剂量灵敏度的实验校准。本文介绍了仪器能谱响应函数曲线实验校准方法、实验方案和结果分析,给出了仪器的综合灵敏度48.9s－1/（µSv•h－1）及在3种特征能谱中的剂量响应。     

用蒙特卡罗方法确定81-02型198Au短程治疗源剂量计算参数

针对81-02型¹⁹⁸Au短程治疗源的临床应用，用蒙特卡罗方法计算了在一半径为30cm的理论球体模型中，AAPMTG43U1所推荐剂量计算参数的数值，包括剂量率常数、径向剂量函数和各向异性函数。所得单个81-02型¹⁹⁸Au短程治疗源的剂量率常数为1.113 cGy·h^-1·U^-1，与Dauffy等的理论计算值和TLD实测值分别相差0.18%和1.62％。在源中垂轴0.1～10.0cm距离范围内计算径向剂量函数的数值，在角度0°～90°（10°间隔）、距离0.5～9.0cm（1cm间隔）范围内计算各向异性函数的数值，最后对径向剂量函数和各向异性函数进行拟合，得到实用性较强的经验公式。     

Ambient dose equivalent conversion coefficients for radionuclides exponentially distributed in the ground

Conversion coefficients of radionuclide deposition density to the ambient dose equivalent rate at 1 m height above ground were calculated for exponentially distributed sources in the ground. First, Monte Carlo transport simulations assuming exponential distributions in the ground were performed to obtain ambient dose equivalent for mono-energetic gamma-ray sources having different relaxation depths; next, on the basis of the simulated data, conversion coefficients for radionuclides were composed considering recent nuclear decay data. The ambient dose equivalent rates were then compared to the effective dose rates for reference adults and a new-born baby as well as to air kerma rates quoted from previous studies. It was confirmed that the ambient dose equivalent sufficiently overestimates effective doses, independently of age, for sources exponentially distributed in the ground. Furthermore, the air kerma was found to also overestimate the effective doses for all ages in the same conditions. In order to verify the computed conversion coefficients, the ratio of ambient dose equivalent to air kerma obtained by simulation was compared to the ratios measured at hundreds of locations in Japan which have been contaminated with radioactive cesium after the accident at the nuclear power plant in Fukushima Prefecture, Japan, in 2011; a good agreement was observed.     

Monte Carlo Simulation of Dose Calculation Parameter of Radioactive 125I Brachytherapy Source

The end of silver rod of the domestic ¹²⁵I brachytherapy source is right angle type, which is slightly different from the typical model of 6711 ¹²⁵I brachytherapy source. And it can have influence on the dose calculation parameters. Based on the structure of domestic ¹²⁵I brachytherapy source, dose calculation parameters which are recommended by AAPM TG43-U1 were calculated by Monte Carlo method. The influence of the end of silver rod on the dose calculation parameters was studied. The simulation result of dose rate constant is 0.955 cGy·h-1·U-1 when the air kerma strength was calculated by the point detector, and the difference with the result of the TG43-U1 is within 1.03%. The radial dose function g(r) in the range of 0.05-10 cm at the transverse axis was calculated precisely. Then empiric equation was acquired by curve fitting. 2D anisotropy function F(r,θ) was calculated in 0°-90° and 0.25-7 cm. The source of the right angle structure of the end of the silver rod would cause a hump area of 2D anisotropy function when r equals 0.25 cm.     

125I粒子源剂量计算参数模拟研究

国产125I粒子源的银棒末端结构为直角型,与典型的6711型粒子源结构略有不同,结构不同会对剂量计算参数产生一定影响。本文针对国产粒子源结构,利用蒙特卡罗方法计算美国医学物理学家协会（AAPM）在TG43-U1报告中推荐的剂量计算参数,并分析研究银棒末端结构对剂量计算参数的影响。模拟得到国产¹²⁵I粒子源剂量率常数为0.955 cGy·h^-1·U^-1（空气比释动能强度基于点探测器计算得到）,与TG43-U1推荐值较接近,两者仅相差1.03%,更加精细地计算了在源中垂线0.05~10 cm（1 cm间隔）范围内的径向剂量函数,拟合得到较好的经验公式,得到在0°~90°（5°间隔）、距源中心0.25~7 cm（2 cm间隔）范围内的二维各向异性函数,通过对比分析得到银棒末端为直角型结构时的二维各向异性函数在r=0.25 cm处会引起驼峰区。     

APOR流程1B槽中镎的走向行为研究

从Np(Ⅴ,Ⅵ)与二甲基羟胺(DMHAN)、单甲基肼(MMH)反应动力学及有机相中Np(Ⅵ)的反萃动力学两方面实验考察了APOR流程1B槽中镎的走向行为。结果表明:DMHAN还原Np(Ⅵ)的速率很快,动力学方程为-dc(Np(Ⅵ))/dt=kc(Np(Ⅵ))c(DMHAN)/c0.6(H+),25℃时,反应速率常数k=289.8(mol·L-1)-0.4·min-1;进一步还原Np(Ⅴ)的速率则很慢,其中,DMHAN还原Np(Ⅴ)的动力学方程为-dc(Np(Ⅴ))/dt=kc(Np(Ⅴ))c(DMHAN)c(H+),25℃时,k=0.0236(mol·L-1)-2·min-1;MMH还原Np(Ⅴ)的动力学方程为-dc(Np(Ⅴ))/dt=kc(Np(Ⅴ))c0.36(MMH)c(H+),25℃时,k=0.0022(mol·L-1)-1.36·min-1。所以,1B槽中Np主要以Np(Ⅴ)形式存在。在扩散控制模式下,DMHAN和MMH对Np(Ⅵ)的反萃动力学方程分别为:dca(Np(Ⅵ))/dt=k(V/S)co0.,05(Np(Ⅵ)).co-0.14(TBP)ca-0.32(NO3-),25℃时,k=2.29×10-4(mol·L-1)0.96·cm-1·min-1;dca(Np(Ⅵ))/dt=k(V/S)co0.,063(Np(Ⅵ))co-0.27(TBP)ca-0.34(NO3-),25℃时,k=6.24×10-4(mol·L-1)0.98·cm-1·min-1。可见,DMHAN-MMH存在下,Np可被快速反萃入水相。基于以上的动力学参数以及工艺过程参数,可计算出1B槽中95%的Np进入水相。     

固定式中子剂量仪器现场标校方法研究

本文利用小型可控中子源和中子剂量参考仪器组成的核设施现场标校系统,通过空间位置对称条件下的待校准仪器与参考仪器对中子管出射中子响应之比,得到校准系数;为了完成仪器的周围剂量当量校准系数从国家标准计量检定中心参考辐射场到核设施现场的传递,必须对其进行能量修正。通过Am-Be中子源模拟核设施内部辐射场,在其中进行中子剂量仪器现场标校实验,并与校准过的多球中子谱仪测量结果相比较。结果表明:使用未经修正的校准系数对待校准仪器的测量结果进行校准,周围剂量当量率相对偏差为17.0%;使用修正后的校准系数对待校准仪器的测量结果进行校准,周围剂量当量率相对偏差为-2.4%。     

CR39中子个人剂量计性能实验研究

中子个人剂量监测是外照射职业监测的重要组成部分。从CR39探测中子的原理和剂量计的结构出发,对CR39中子个人剂量计的能量响应、角度响应以及对镅铍中子源产生的中子注量响应等性能进行实验,结果表明中子注量灵敏度与中子能量和入射角有较强的中子依赖性,入射中子的临界角约为64°,该批CR39对241Am-Be源的中子注量灵敏度约为2.24×10-4trs/n。     

粉末冶金态铍在北京谱仪束流管中的应用

根据北京谱仪(BESⅢ)束流管对材料物理性能的要求,对几种材料的物理性能进行比较后,选择粉末冶金态铍作为BESⅢ束流管的中心管材料。采用失重法对粉末冶金态铍在1号电火花加工油中的耐腐蚀性能进行研究,结果表明：粉末冶金态铍在1号电火花加工油中具有较好的耐蚀性,其腐蚀速率由初始的4.18×10^-7kg•m^-2•h^－1逐渐变小,并稳定为1.54×10^-7kg•m^-2•h^－1;在束流管10a的设计寿命内,粉末冶金态铍的最大腐蚀深度估算值为19.9μm,该值是BESⅢ束流管中心管最小厚度600μm的3.32%,满足BESⅢ的工程运行要求。