一种用于个人剂量当量Hp(0.07)监测的剂量计研制

鉴于目前国内生产的个人剂量当量H_p(0.07)剂量计对低能β辐射响应较差,以及对β、γ混合场中H_p(0.07)剂量测量误差较大的问题,基于LiF:Mg, Cu, P热释光探测器,结合模拟计算,研制了一种ZF-P7型H_p(0.07)剂量计。其性能指标测试结果表明：对于最大能量为225 keV～2.274 MeV的β射线,响应在0.67～0.95之间;对16 keV～1 250 keV的X、γ射线,响应在0.66～1.45之间;在剂量100μSv～1.2 Sv范围内,剂量线性在0.91～1.10范围内;在入射角为0～±60°,对65 keV X射线的角度响应在0.99～1.09范围之内,对⁸⁵Kr β射线角度响应在0.94～1.11范围之内。经实验验证,ZF-P7型H_p(0.07)剂量计的各项指标均满足行业标准EJ/T 1178—2005和检定规程JJG(军工)37—2014要求。由于该ZF-P7型剂量计性能优良,特别是对不同能量的X、γ、β辐射响应较好,可解决混合辐射场作业人员H...     

双探测器中子剂量当量仪的探头设计

针对单探测器中子剂量当量仪的能量响应性能普遍不好的问题,设计了一种新型中子剂量当量仪,该中子剂量当量仪的探头包含有两个不同厚度慢化体球壳和两个球形3He正比计数管。用MCNP程序对分别嵌入到两个慢化体球壳中心的两个3He正比计数管的能量响应进行了计算。在周围剂量当量的结果计算时,用两个探测器的计数率之比确定1个修正因子以对探测器的计数率转换成中子周围剂量当量率进行修正。经过理论分析和实验验证,该中子剂量当量仪的能量响应性能有一定改善,可使热中子～14MeV范围内的能量响应缩小到0.7～1.3范围内。     

一种新型中子剂量当量仪的能量响应性能分析

介绍了对一种新型中子剂量当量仪的能量响应性能的分析.用MCNP程序分别计算了它的各探测单元的中子注量能量响应,并按照中子剂量当量指示值的算法计算了它的中子周围剂量当量能量响应性能,从计算结果看,在热中子～15 MeV的能量范围内它的能量响应变化范围大约在0.55～1.95之间.计算了它在Am - Be源和Cf - 25...     

核设施β-γ混合场中定向剂量当量率(H)'(3)的现场监测方法

本文主要介绍核设施β-γ混合场中定向剂量当量率$\dot{H}$′(3)的现场监测方法。基于研制的ZF-D300型定向剂量当量率$\dot{H}$′(3)监测仪,利用γ标准辐射场、β标准辐射场、以及组合的β-γ标准辐射场,测量给出了监测仪器对γ射线和β射线的响应特性。结合周围剂量当量率仪、β谱仪和γ谱仪测量数据,给出了β-γ混合场中测量$\dot{H}$′(3)的数据处理方法。在实验室建立的标准β-γ辐射场中,采用本文中数据处理方法测量计算的$\dot{H}$′(3,45°)值,与标准装置给出的$\dot{H}$′(3,45°)约定真值相对偏差小于±1%。在某核电站大修期间,对该β-γ混合场中监测$\dot{H}$′(3)的方法进行了应用。     

可携式中子剂量当量率仪

本文介绍NH1型可携式中子剂量当量率仪的结构和性能。该剂量仪由包有聚乙烯慢化体和硼塑料层的球形~3He计数管和电子学系统组成,适于热能—15MeV能区的中子剂量当量率的测量。剂量当量率测量范围在0.1—10~4μSv/h之间;在热能附近能区和0.3—5MeV能区,剂量当量率响应随能量的变化在±30％以内,对于能量为1.15MeV的中子,响应值约为0.56cps/μSv·h~(-1)。该剂量仪具有模拟和数字显示,重量为7kg。在改换量的名称并对能响作适当修正的条件下,NH1型中子剂量当量率仪可用于中子周围剂量当量率的测量。     

HP(10)次级标准电离室几个重要性能测量及模拟计算

介绍了T34035型H_p(10)次级标准电离室的结构和技术特性,实验测量了H_p(10)次级标准电离室的校准系数N_H和修正因子k(R,α),并评定给出校准系数N_H的相对扩展不确定度为4.6%(k=2),修正因子k(R,α)的相对扩展不确定度为6.0%(k=2)。在辐射质入射角≤75 °时,12～1 250 keV范围内能量响应好于±20%;个人剂量当量率非线性在100 μSv/h～3 Sv/h范围内好于±3%。采用 MCNP5模拟计算了该电离室对部分窄谱N系列和低空气比释动能L系列的k(R,α)值,结果表明计算值与实验测量值之间的相对误差在±6%范围内。说明该电离室性能满足次级标准电离室要求,可以直接用于H_p(10)量值的传递。     

中子剂量当量仪的设计

为了提高中子剂量当量测量的准确度,利用MCNP5程序模拟优化了一种球形中子剂量当量仪的能量响应曲线。模拟结果表明,当聚乙烯厚度为10 cm,镉片处于聚乙烯慢化体中0.9–1.0 cm、半径为0.45 cm、长度0.1 cm时,在能量为2.53×10–8–10 MeV,能量响应因子为0.2–1.8,并与相关剂量仪性能进行比较,从而验证了此中子剂量当量仪设计的准确性。     

硅半导体探测器个人剂量仪的研制

介绍个人剂量仪的工作原理,利用硅半导体光电二极管测量X、γ射线的特性和新颖的软件处理算法设计了一款个人剂量仪。在中国原子能科学研究院国防科技工业电离辐射一级计量站对仪器进行了测试,测试结果:剂量率测量范围(0.1μSv/h~1 Sv/h);剂量率固有误差:-15%~+4.7%;累积剂量固有误差:-11%~+5.7%;角响应:-19%~+4%(垂直方向),-20%~-2%(水平方向);在能量60 ke V~1.332 Me V范围内,相对137Cs的能量响应:-22%~+0.4%;实验测试结果符合国家剂量仪鉴定规程JJG1009-2006的要求。     

基于半球型碲锌镉探测器的多功能剂量率仪适用性研究

常用的剂量率仪主要针对能量在50keV以上的强贯穿γ射线,半球型碲锌镉(CZT)探测器对中低能γ、X射线具有较好的探测效率和能量分辨率。本文从能量范围、能量分辨率、环境适应性和角响应等方面阐述基于半球型CZT探测器作为多功能剂量率仪的适用性。除存在角响应以外,其他方面均说明基于半球型CZT探测器的多功能剂量率仪较常用的场所辐射监测仪器(如电离室等)具有更大的优势,其不仅能测量周围剂量当量率,还可进行放射性核素识别。本文提出了利用两个半球型CZT探测器共阳极的解决方案来改善其角响应问题。     

基于Si-PIN的手部定向剂量当量率实时测量技术研究

研发了一款佩戴在手指上用于实时测量人员手部剂量率和总剂量的皮肤定向剂量当量率仪,实现了对能量范围8~250 keV、剂量率范围1 μSv/h~1 mSv/h的X/γ射线的实时测量,同时还具有超剂量阈值报警功能。剂量率仪包括探头、中继器和主机部分,探头包括Si PIN探测器和电荷灵敏前置放大专用集成电路,主机包括控制电路、显示屏和报警器。通过实验和理论计算研究了基于Monte Carlo模拟的补偿片设计,实现了尺寸为2 cm×1 cm×05 cm的微型探头,能直接佩戴在手指上实现实时测量。在国防科技工业电离辐射一级计量站核工业放射性计量测试中心开展了校准和检验,实验结果表明能量响应、剂量率线性范围满足相关规程的要求。     

Energy response correction for an electronic personal dosimeter using the channel ratio method

An electronic personal dosimeter mainly uses a Si-PIN photodiode as X-and gamma-ray detectors.The photon energy response of this instrument is inconsistent in the case of no correction,which seriously affects the accurate monitoring of personal dose equivalent H_p(10)parameters for radiation workers.For this reason,in this paper we propose a method of combining composite screen detection technology,multichannel measurement technology,and the channel ratio method to achieve accurate measurement of the personal dose equivalent parameters.According to China National Standard GB/T 13161-2003 and National Verification Regulation JJG 1009-2006,the instrument was tested in the energy range between 48 keV and 1.25 MeV.The experimental results showed that the difference of energy response to ~(137)C_S corrected by the new method was almost constant within ±6.0%,which fulfilled the ±30% requirement of GB/T 13161-2003 and JJG1009-2006.Meanwhile,the method proposed obtained energy information regarding the radiation field.     

一种用于Hp(3)测量的电离室性能评价

人眼晶体易受辐照损伤,为直接测量人眼晶体的个人剂量当量Hp(3),通过自研的一种人体头颅模型,在眼球部位嵌入球形电离室,开展辐射环境中Hp(3)的准确性评价。首先在GB/T 12162.1标准中规定的S-Cs辐射质条件下对该仪器进行校准,再利用该校准因子在不同能量和入射角条件下测量,获得相应的能量和入射角修正因子k(E,α),同时对其本底电流和极化效应进行测量,最后探讨该电离室测量值准确性的影响因素。结果表明,Hp(3)电离室的校准因子NH=1.19 μSv/pC;在未进行能量和入射角修正情况下,测得其在33 keV~1.25 MeV能量范围内响应相对误差为-0.9%~12.6%,-60°~60°入射角范围内的响应相对误差为-7.9%~0%。通过不确定度评定,得到其校准因子的相对扩展不确定度为5.6%（k=2）;能量和入射角已知、未知时,Hp(3)测量值的相对扩展不确定度分别为9.4%（k=2）和18%（k=2）。对于能量和入射角未知情况下的辐射场,在不确定度范围内可直接利用该电离室测量得到辐射场的Hp(3)。本研究可为眼晶体个人剂量当量的准确测量提供参考。     

大面积表面污染测量仪主要性能测试与分析

针对用于测量α、β射线的便携式大面积表面污染测量仪,为确保其测量性能,本文根据JJG 478—2016和GB/T 5202—2008标准要求,对自主研发的便携式α、β大面积表面污染测量仪的均匀性、探测效率、探测限、响应时间和温度稳定性等主要性能指标进行了测试。结果表明:便携式大面积表面污染测量仪的表面发射率响应对²⁴¹Am α源为30.4%左右,对⁹⁰Sr-⁹⁰Y β源为48.1%,对³⁶Cl β源为45.5%左右;最低可探测下限对²⁴¹Am α源为0.15 Bq/cm²,对β源⁹⁰Sr-⁹⁰Y为0.07 Bq/cm²,对β源³⁶Cl为0.09 Bq/cm²;响应时间＜4 s;在-10 ℃～40 ℃时可正常工作。各项参数指标满足标准要求,能够有效达到防止污染扩散,保证工作人员安全的目的。     

A Personnel Radiation Dosimeter with Storage for Preset Alarm and Continuous Readout

The circuit design of a gamma radiation dosimeter is described which permits continuous monitoring of accumulated radiation dosage. An electro-chemical integrating and storage device permits continuous readout in Roentgens followed by a preset audible alarm with an exponential horn tuned for maximum audio output with minimum power input. Any radiation dose rate can be monitored by selecting a G-M detector that gives the desired range. The unit described has a readout range of 200 R and will operate in a radiation field up to 1000 R/hr with an accuracy to within ±5% in an operating temperature range from 0° to 60 °C. The unit weighs less than one pound and has the capability to be clipped to the user's belt, allowing freedom of activity during emergency rescue operations or other hazardous assignment.     

高气压组织等效电离室用于混合辐射场测量的实验研究

介绍了基于复合理论的组织等效电离室的设计原理,利用该原理设计的区域中子、γ剂量当量仪可使用1个探头间接测量周围剂量当量、吸收剂量和品质因子。利用加速器和标准辐射场对该装置进行测试,测试结果表明,该装置对于中子和γ辐射场,尤其是对于高能γ、热能至几十MeV的中子具有较好的能量响应和较高的灵敏度,在剂量率高于几十μSv/h时,测量不确定度可控制在±50%以内。该系统可为存在中子、γ辐射场的场所提供必要的测量手段和监控技术。     

辐射显色薄膜电子高剂量计的剂量学特性

文章报道了用PR-CN(PVB)辐射显色薄膜测量电子吸收剂量的某些重要的剂量学特性:在0.3-120kGy范围内,吸收剂量(D)与单位厚度光密度变化(ΔOD/mm)有良好的线性关系;电子能量的依赖性小,~(147)Pm和~(90)Sr ~(90)Y响应之比约为1:2.4;对中能以上的电子剂量响应在实验误差范围内、与电子平衡条件下~(60)Co γ辐射剂量响应相同;在实验用到的平均剂量率范围内(约0.1—5×10~4Gy/min),响应和剂量率无关。建立了用于电子束工业辐射加工的吸收剂量常规刻度方法。最后给出了测量静电加速器1.5MeV、电子迴旋加速器6.9MeV电子束在有机玻璃中深部剂量分布的实例。     

Measurement and Simulation of TEPC Microdosimetric Spectra in Gamma Radiation Field

According to the different characteristics of microdosimetric spectra measured by tissue equivalent proportional counter (TEPC), the neutron dose equivalent and γ dose equivalent could be distinguished in a unknown neutron and γ mixed radiation field. In order to discriminate the γ radiation dose equivalent from the total value,the pure γ microdosimetric spectra was measured in ⁶⁰Co、¹³⁷Cs radionuclide radiation field with TEPC. TEPC microdosimetric spectra in a series of monoenergy γ radiation field were simulated by FLUKA code. All the γ radiation microdosimetric spectra, including measured spectrum in ⁶⁰Co、¹³⁷Cs radiation field and that of simulation spectrum by FLUKA code, reveal a trait that the linear energy of γ radiation is basically lower than 10 keV/μm. This trait is the very foundation to discriminate the γ radiation from the mixed radiation.