光致荧光剂量计β辐照器的研制及性能研究

本文针对空间辐射、核动力远洋、核应急等特殊环境下个人及环境剂量监测量值无法实时校准的问题,研制了一种便携式的β辐照器,可携带至现场对光致荧光剂量计(OSLD)进行校准,为特殊环境下剂量监测的准确性提供计量保障。β辐照器采用可替换的~(90)Sr-~(90)Y平面电镀源作为校准源,并可溯源至标准β辐射场,通过电磁阀控制辐照动作,其总质量小于3 kg。研究结果表明:β辐照器周围剂量当量率处于环境水平;参考点平均剂量率为0.060～0.083 mGy/s,其相对标准不确定度为6.9%;辐照剂量重复性为3.9%(n=10)。     

强γ辐照下Q235碳钢在甘肃北山地区地下水模拟液中的腐蚀行为

利用1.11×10¹⁶ Bq（30万Ci）高强度⁶⁰Co源γ辐照装置，对甘肃北山地区地下水模拟液中高放废物处置罐候选材料Q235碳钢进行了辐照腐蚀试验。采用水化学参数分析、称重、扫描电镜(SEM)、X射线能谱（EDS）和红外光谱（FT-IR）等技术手段，分析了辐照剂量（时间）对辐照腐蚀演化的影响规律，并与未辐照试验进行了对比。结果表明，在长时间强γ辐照下，模拟液辐照分解导致氧化性增强、pH值由弱碱性变为酸性、电导率下降明显，而未辐照的模拟液pH值和电导率未见明显变化；利用质量变化率计算得到的辐照腐蚀速率约为未辐照腐蚀速率的5.5倍，辐照明显加速了Q235碳钢的腐蚀。SEM-EDS和FT-IR分析表明，随着辐照剂量的增加，腐蚀层中出现泡状或针状产物，表面由致密变为稀疏；腐蚀层化学组成以Fe、O为主，含有不同相的羟基氧化铁（α-FeOOH和γ-FeOOH）和氧化铁（α-Fe₂O₃）。     

LiF（Mg、Cu、P）热释光探测器剂量性能研究

中国核动力研究设计院首次采用LiF（Mg、Cu、P）热释光探测器用于个人剂量监测。为了解该热释光探测器性能是否满足辐射防护监测要求,本文采用标准γ参考辐射场（⁶⁰Co源、¹³⁷Cs源）和X窄谱过滤参考辐射场,对探测器进行适量辐照,从而对其剂量性能开展相关研究。实验结果表明：该探测器线性、能量响应和量值检验等剂量性能满足日常个人及环境剂量监测工作要求,能为人员、公众和环境的辐射监测提供可靠保障。     

模拟气体标准源法校准反应堆惰性气体监测仪效率

为准确校准惰性气体监测仪对气体源的γ射线全能峰效率，制备了以可发性聚苯乙烯（EPS）颗粒为基质材料的马林杯放射性模拟气体标准源，模拟气体标准源装样密度为4.1 kg/m³，其中含²⁴¹Am、¹⁰⁹Cd、⁵⁷Co、⁵¹Cr等8种单能γ射线发射核素。利用该模拟气体标准源，对反应堆惰性气体现场监测仪的HPGe探测器γ射线全能峰效率进行了校准，校准覆盖能区为60～1836 keV，校准的效率标准不确定度最大为4.4%。同时采用点源代表点法进行了效率校准，并将模拟气体标准源与代表点位置处的点源效率校准结果进行对比，发现在校准能区内二者的效率比不为常数，效率偏差最大达28%，通过效率传递系数可减小偏差，且可得到效率传递系数拟合曲线。最后在81 keV能量点处，得到模拟气体标准源与标准气体源的效率比为1.26，此值可作为模拟气体标准源的实际应用参考。     

双束（H+/e-）辐照下氢对12Cr-ODS铁素体钢组织损伤影响研究

利用氢离子（H⁺）束和电子（e^-）束双束（H⁺/e^-）同时辐照用化学浸润法制备的新型12Cr-ODS铁素体钢，研究其辐照损伤效应及组织变化。实验结果表明：由于氧化物的钉扎，基体内保持低密度位错网络；辐照初期随辐照剂量的增加，缺陷团在位错线上及其周围形成，尺寸增加，密度不断增大，并形成间隙型位错环；不同温度下辐照均产生小尺寸高密度的空洞，随辐照剂量的增大，空洞长大速度降低，空洞密度缓慢减小；不同温度下，辐照剂量达15dpa时，空洞肿胀均小于0.15%。对辐照产生的点缺陷与氢相互作用进行理论分析，12Cr-ODS铁素体钢在623~823K经双束辐照后，表现出良好的抗辐照损伤性。     

210Po标准平面源的制备及表征

²¹⁰Po的标准平面源用于检定流气正比计数器α射线对β射线的串道比，由于²¹⁰Po的半衰期较短（138.4 d），检定用²¹⁰Po标准平面源需定期更换。本工作采用色谱柱法，从²¹⁰Pb的母子体溶液中分离出高纯度的²¹⁰Po溶液，用γ谱仪确认了²¹⁰Po溶液的核纯度；用电镀法制备了²¹⁰Po平面源，用显微镜观察其表面形貌，并通过α谱仪测量了平面源的α能谱，符合α能峰单一的要求。用2πα、2πβ粒子发射率基准装置测量该平面源的2π表面粒子发射率，达到了检定规程中2π粒子发射率处于1.0×10⁴~2.0×10⁵ min^-1之间、扩展不确定度在3.0%（k=2）以内的要求。建立了用²¹⁰Pb溶液中的²¹⁰Po制备²¹⁰Po标准平面源的新方法，实现了可持续提供²¹⁰Po标准平面源的目标。     

基于β粒子源的空腔式粉尘传感器研究

为实现管道烟尘浓度的连续实时测量，设计了一种基于β粒子源的无动力粉尘传感器。传感器基于平板型空腔结构，采用流体力学模拟软件ANSYS fluent 15.0对传感器内部流场进行研究，以优化设计传感器进气口特征、源面积、源 收集极间距等结构参数，并在静态无风和风洞环境下对传感器相关参数进行验证。在风洞内，温度为30～33℃，含湿量为1%～2%，风速为（9.7±0.2） m/s条件下，研究传感器响应与粉尘浓度之间的关系。结果显示，从34 ℃变化至233 ℃时，传感器响应变化约50%；含湿量从6.52%增加到10.65%时，传感器响应变化约30%；在风洞内较低湿度和较低温度条件下，滤膜采样浓度为13.5、26.8、33.6、47.5、63.3 mg•m^-3时，传感器示值对应为16.6、30.4、38.1、45.3、53.2 mg•m^-3。研究证实了基于β粒子源的传感器用于粉尘测量的可行性，实验获得了环境温湿度条件变化与β粒子源的无动力粉尘传感器响应值的初步关系，但对于温湿度变化引起粉尘浓度测量偏差需进一步研究。     

210Po标准平面源的制备

采用自沉积法从²¹⁰Po溶液中制备了²¹⁰Po平面源，用α谱仪测量该平面源，测量谱中只有一个5.304 MeV α能峰，能量分辨率为23.92 keV。用2πα、2πβ表面发射率标准装置测量该平面源的坪曲线，坪区为0.8~1.8 kV，坪长为1 000 V，测定的表面发射率为2.565×10⁴ min^-1（参考日期2019年1月3日），扩展不确定度为2.7%（k=2）。按JJG 1100-2014检定规程用MPC9604型流气式低本底α、β测量仪测定该源，探测效率不低于77%，重复性在1.5%以内，α对β道串道比在2.5%以内。该方法操作简便，制备的²¹⁰Po平面标准源性能满足工作需求。     

聚硅氧烷改性氧化石墨烯的辐射制备及其在导热硅橡胶中的应用研究

将氧化石墨烯和乙烯基三乙氧硅烷（TEVS）混合液进行γ射线辐照处理，制备聚硅氧烷功能化的改性氧化石墨烯（GO-Si），并通过红外光谱（FT-IR）、拉曼光谱（Raman）表征分析GO-Si的结构。在辐照时，随着吸收剂量增加，聚硅氧烷的接枝量也随之增加；由于TEVS的接枝聚合，GO-Si表面的聚硅氧烷含量明显提高。将GO-Si和羟基硅油共混，制备室温固化的硅橡胶/改性氧化石墨烯复合材料（SR/GO-Si），与未改性氧化石墨烯（GO）相比，GO-Si与硅橡胶基体相容性更好，分散更加均匀。对SR/GO-Si和纯SR的力学性能、导热性能和辐照效应进行对比分析，结果表明，GO-Si的引入可以明显提高复合材料的综合性能，导热系数从0.13 W•m^-1•K^-1提高至1.1 W•m^-1•K^-1，拉伸强度提高了149%。在90 kGy辐照条件下，GO-Si的引入对复合材料的辐照效应起到积极作用，提高了拉伸强度和硬度，SR/GO-Si有望在低剂量辐射环境下作为电子封装热界面材料使用。     

γ射线和电子束辐照对风味豆干杀菌效果及品质的影响

为探究γ射线和电子束辐照对风味豆干微生物和理化指标影响的差异性，分别采用不同剂量的γ射线（0、3.1、5.9、8.6、11.4 kGy）和电子束（0、2.7、5.5、8.2、10.8 kGy）辐照风味豆干，研究其对风味豆干中微生物存活数、营养成分、理化指标及质构特性的影响。结果表明，γ射线和电子束辐照均能有效控制风味豆干菌落总数、霉菌及大肠菌群数，γ射线辐照杂菌和霉菌的D₁₀值分别为1.82 kGy和1.72 kGy，电子束辐照的D₁₀值分别为2.44 kGy和1.79 kGy，γ射线对风味豆干的杀菌效果强于电子束。两种辐照方式对风味豆干水分、蛋白和灰分的含量没有明显影响，但辐照后脂肪含量均显著降低。γ射线辐照后风味豆干氨基酸的含量无明显变化，但5.5 kGy剂量条件下，电子束辐照会对缬氨酸、苯丙氨酸、脯氨酸、甘氨酸、丙氨酸、酪氨酸等6种氨基酸的含量产生显著影响。γ射线辐照对风味豆干过氧化值有显著的影响，与酸价无明显的相关性；而电子束辐照与风味豆干过氧化值没有明显的相关性，但会引起其酸价显著上升。γ射线辐照不会对风味豆干硬度、内聚性、胶着性、咀嚼性和弹性产生显著影响，电子束辐照对其硬度、内聚性和胶着性的影响不显著，但5.5 kGy以上剂量辐照会对其咀嚼性和弹性产生显著的影响。综上所述，γ射线和电子束对风味豆干的辐照效应在某些方面存在一定的差异性，但均具有在豆干加工中应用的潜力，研究结果可为γ射线和电子束辐照技术在豆干加工中的应用提供理论依据。     

低剂量γ辐射对青海弧菌Q67的毒性研究

分别采用生物辐照仪和模拟铀矿室作为γ辐照源,研究了低剂量和超低剂量γ照射对青海弧菌Q67发光强度和光密度(OD₆₀₀)的影响。实验结果表明,青海弧菌Q67在5.5 cGy/min照射剂量率、不同累积照射剂量γ射线照射下,在一定累积照射剂量范围内,发光强度的抑制率无显著差异,当累积照射剂量超过该范围的累积照射剂量的阈值后,发光强度抑制率与累积照射剂量呈正相关。青海弧菌Q67在320 mGy累积照射剂量,5.5、14和51 cGy/min 3个不同照射剂量率γ射线照射下,发光强度在低照射剂量率、长时间的γ射线照射条件下抑制率更大。青海弧菌Q67在长时间超低γ射线照射剂量率的条件下,菌液的OD₆₀₀值的抑制率在24 h达到最大值,此后逐渐降低,其中30和120 μGy/h两组剂量率照射下,青海弧菌Q67菌体数呈现低剂量兴奋效应。通过测定低剂量和超低剂量γ射线照射对青海弧菌Q67的发光强度和菌液OD₆₀₀值的抑制率,可反映一定剂量范围内的γ射线照射对青海孤菌Q67的综合毒性作用。青海孤菌Q67对γ射线具有较好的敏感性,可用作低剂量γ射线毒性评价的生物材料。     

β射线吸收剂量参考辐射场测量研究

β射线对于人体皮肤的浅表剂量的监测是外照射个人剂量监测的重要部分。为研究建立β辐射剂量国防计量最高标准,依照ISO 6980国际标准,对名义活度分别为37 GBq的147Pm、460 MBq的⁹⁰Sr+⁹⁰Y和3.7 GBq的⁸⁵Kr 3种放射源的辐射场特性进行研究。实验得到¹⁴⁷Pm、⁹⁰Sr+⁹⁰Y和⁸⁵Kr放射源分别在20、30、30 cm带展平过滤时的剩余最大能量为0.16、2.00、0.58 MeV。β污染、光子污染及辐射场均匀性在规定值的±5%以内,均满足ISO 6980标准要求。利用外推电离室对测量点处带展平过滤的皮肤组织等效材料的吸收剂量率进行测量,对涉及到的电离室有效面积及入射窗引起的散射和衰减等修正因子进行了详细的计算,测量得到¹⁴⁷Pm、⁹⁰Sr+⁹⁰Y和⁸⁵Kr分别在距源20、30、30 cm处的吸收剂量率分别为8.352、39.24、154.08 mGy/h,并与出厂证书给出的剂量值进行对比,最大相差0.52%,在可接受范围内。     

固定式周围剂量当量率仪原位校准技术研究

固定式周围剂量当量率仪广泛分布于核电厂内部，用于常规连续监测或核事故后应急监测。由于采用固定安装，不便于拆卸送往计量实验室进行校准。为了确保固定式周围剂量当量率仪的量值准确，结合蒙特卡罗方法研制了周围剂量当量次级标准电离室和便携式γ射线辐照装置，并开展原位校准实验。将原位校准因子与实验室得到的校准因子进行比较分析，结果证明利用便携式γ射线照射装置配合周围剂量当量次级标准电离室能够较好的解决固定式周围剂量当量率仪的原位校准难题。      

~(60)Co放射源运输容器屏蔽性能检测

工业及医疗用放射源主要包括60 Co、137 Cs、131I、32P、153Sm、99 Mo、90Sr、89Sr等核素,射线形式有α、β、γ、中子等。本文针对运输活动中γ辐射,使用现有的60 Co放射源运输容器,开展辐射屏蔽性能检测技术研究。通过模拟计算和实验测量,得到运输容器最大装载活动情况下外部辐射水平,并对计算和实验结果进行了比较。针对放射源在屏蔽容器中安放位置发生偏移和放射源在容器中安放方式不同对容器外部的辐射水平影响进行了相关研究。研究结果可对今后完善放射性物质运输容器的辐射屏蔽性能检测提供一定的借鉴。     

Design and Research of Calibration Laboratory Equipment for Gamma Radiation Dosimeter in Nuclear Power Plant

A large number of radiation dosimeter are needed in nuclear power plant to ensure the safety of personnel and environment. Reference radiation is a necessary condition for the calibration of radiation dosimeter. Due to the large number of radiation dosimeters used in nuclear power plant, gamma calibration laboratory is usually built for the calibration of radiation dosimeter in nuclear power plant. The optimal design of ⁶⁰Co single source irradiation facility and ¹³⁷Cs multi-source irradiation facility was completed by Monte Carlo method. The scattering ratio and uniformity of radiation field were measured by PTW cavity ionization chamber. The results show that the technical parameters of gamma calibration laboratory meet the requirements of ISO4037 standard, and the equipment can be used to carry out the calibration and verification of radiation dosimetes in nuclear power plant after the standard evaluation.     

核电站γ辐射剂量仪校准实验室设备设计与研究

核电站在运行过程中需大量的辐射剂量仪，以确保人员和环境的安全。参考辐射是辐射剂量仪校准工作必备的条件，由于核电站运行过程中辐射剂量仪使用数量巨大，因此核电站通常建设γ校准实验室用于辐射剂量仪的校准检定工作。结合蒙特卡罗方法完成了⁶⁰Co单源照射装置和¹³⁷Cs多源照射装置的优化设计，并利用PTW空腔电离室对辐射场的散射比例和均匀性进行测量，结果表明，γ校准实验室的技术参数满足ISO4037标准要求，该设备经建标考核后可用于开展核电站γ辐射剂量仪的校准检定工作。     

Dose Enhancement Effects in a Shepherd Model 81-22 Cobalt-60 Irradiator

The magnitude of the low energy component of the photon energy spectrum inside a J. L. Shepherd Model 81-22 Co-60 irradiator has been experimentally determined. Thermoluminescent dosimeters and a specialized ionization chamber were used to verify the usefulness of a lead (0.06") and aluminum (0.03") filter box to harden the Co-60 photon energy spectrum. The area of uniform dose as a function of distance from the Co-60 source inside the irradiator also has been determined. The results suggest two recommendations for use of the irradiator: the Pb/Al box should be used for all irradiated samples where low energy radiation can be a factor, and samples should be placed as close to the source as possible, while maintaining a uniform dose rate over the entire sample area.     

秦山核电基地外围环境放射性水平20年监测结果

浙江省辐射环境监测站对秦山核电基地外围环境放射性水平的20年监督性监测结果表明,秦山核电基地外围环境 γ 辐射剂量率,气溶胶中总α、总β、⁴⁰K、¹³⁷Cs的活度浓度,沉降物中总β日沉降量,空气中¹⁴CO₂活度浓度,陆地淡水（饮用水、湖塘水、井水）中总α、总β、⁹⁰Sr、¹³⁷Cs的活度浓度,土壤中 γ 核素²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra、¹³⁷Cs的比活度,生物样品中放射性核素⁴⁰K、¹³⁷Cs、⁹⁰Sr及¹⁴C的比活度,均未发现异常,与对照点监测值和运行前本底调查值相比,属同一水平。空气、雨水、地表水、饮用水、排放口海水和陆生植物样品中³H活度浓度均高于相应对照点监测值,部分介质中³H活度浓度远高于基地运行前相应的本底。说明秦山核电基地20年的运行,特别是秦山三期重水堆运行之后,其外围环境已受到基地流出物中³H排放的影响。     

有效探测面积大于1000 cm2的正比计数器测量系统性能测试

为对自制的活性面积高达1 000 cm²的大面积源进行表面发射率定值,同时作为现有2πα、2πβ表面发射率标准装置能力的扩充,研制了一套内置式大面积2π多丝正比计数器测量系统,并利用活性区直径为8 mm的²⁴¹Am点源及活性区面积为10 cm×15 cm的大面积²⁴¹Am和⁹⁰Sr-⁹⁰Y源对其进行计量学性能测试。结果表明：计数器内计数响应均匀性优于±0.4%,有效探测面积达1 400 cm²;所得²⁴¹Am源高压坪曲线的坪长为1 400 V,坪斜为0.27%/100 V,坪区内计数变化为0.87%;⁹⁰Sr-⁹⁰Y源高压坪曲线的坪长为300 V,坪斜为0.75%/100 V,坪区内计数变化为0.80%;10次测量重复性好于0.4%,8 h内短期稳定性好于0.3%,1 a内长期稳定性好于0.8%。     

A study of the dose-rate field in an irradiator with γ-ray source consisting of spent reactor fuel elements

Experiments were performed to determine the distribution of activity along a fuel element from the RFT reactor. It was shown that the dRtrtbutton of activity is satisfactorily described by a cosine function, and that the formulas used to compute the dose rate field of an irradtator with uniformly distributed activity along the radiation source are inapplicable to radiators consisting of fuel elements (the disagreement was 23% for the RFT and 32% for the First Atomic Power Station). Better agreement was obtained between experimental data and values computed by our formulas.An experimental and theoretical study was made of the dose rate field from a single fuel element and from a hollow, cylindrical irradiator made up of eighteen RFT fuel elements. Working formulas were obtained for computing the dose rate field from spent fuel elements. In computing the dose rate field inside a hollow, cylindrical irradiator made of fuel elements of finite diameter, it was shown that the activity can be considered to be distributed according to a cosine law over the surface of an infinitely thin cylinder with a radius equal to the arithmetic mean of the minimum and maximum radii of the irradiator.Translated from Atomnaya Énergiya, Vol. 19, No. 4, pp. 367–371, October, 1965