γ辐照装置屏蔽方案评价

依据《γ辐照装置的辐射防护与安全规范》,针对典型γ辐照装置升源状态不同辐射照射途经进行计算分析，以验证屏蔽设计的可靠性；对不同照射途经的辐射剂量率进行比较，提出优化屏蔽计算及设计建议。结果表明：(1)该γ辐照装置屏蔽设计方案满足辐射屏蔽要求；(2)屏蔽计算过程中，屏蔽体外天空反散射剂量率贡献大于直射辐射剂量率，迷道入口散射辐射剂量率贡献大于直射辐射剂量率；(3)考虑γ辐照装置工作负荷较大，并遵循辐射防护最优化原则：在屏蔽设计过程中应考虑一次散射照射剂量率贡献，必要时进行局部加厚处理，对于迷道散射设计次数应在5次以上，楼顶区域不建议布置长期人员居留场所。     

低能γ射线反散射法测量纸张定量的研究

叙述了低能γ射线反散射法测量纸张定量的可能性,建立了纸张定量与反散射γ射线强度的关系式。研制了一套测量装置,并对测量误差进行了分析。     

MCNP5模拟γ射线反散射谱的影响因素

为了研究γ射线反散射峰与散射体的物质成分、厚度、入射射线能量和几何布置之间的关系。本论文基于蒙特卡罗方法,运用MCNP5程序模拟放射源137Cs、60Co发出的γ射线经过不同厚度的石蜡、玻璃、Al、Fe、Cu和Pb散射后反散射谱的变化,所得结果与实验谱符合较好。结果显示:散射体厚度与原子序数同时增加且原子序数大约到26以后,反散射峰值才随原子序数增加而减小;探测器与放射源的距离为10 mm时,137Cs、60Co发出的γ射线经Fe、Cu散射后,Fe、Cu的厚度分别为1.6 cm和2.4cm时,铁的峰值高于铜;反散射峰值随源与探测器之间的距离增加而减小,与入射射线能量无关。试验结果对进一步开展反散射在工业,农业和医疗业的辐射屏蔽的研究有一定的指导作用。     

高通量堆16N在线监测仪MC模拟研究

本文提出一种基于NaI(Tl)探测器与BGO探测器进行反符合测量~(16)Nγ散射能谱,以实现对高通量工程试验堆一次水~(16)N比活度在线监测的方案。采用MCNP5程序与GEANT4工具包对~(16)N监测仪测量装置的屏蔽体、过滤器与BGO晶体尺寸优化及~(16)N散射谱测量进行蒙特卡罗模拟,并选择实验测量~(137)Csγ源散射谱进行对比验证。模拟分析表明:在选择合适厚度的铅屏蔽体、锡过滤器以及BGO厚度下可以提高~(16)Nγ谱峰康比。     

蒙特卡罗方法模拟反符合屏蔽γ谱仪

本文用蒙特卡罗方法模拟反符合屏蔽γ谱仪中γ射线、电子及其二者级联簇射,给出了探测效率、沉积能谱、响应函数和能量分辨。计算结果同实验相符。可为设计反符合屏蔽γ谱仪提供理论数据。     

利用中子反散射法与中子诱发γ射线法探测隐蔽爆炸物的模拟研究

应用中子反散射法与中子俘获特征γ射线法,设计了1种利用小型脉冲中子源检测隐蔽爆炸物的原型装置,并进行了仿真研究.仿真结果表明,存在爆炸物时,反散射中子计数明显增加,对应于碳、氮、氧的中子诱发γ射线能量的计数大幅增加.     

液闪分析中反符合屏蔽对各种放射性核素计数率的影响

采用有/无反符合屏蔽的3台液闪仪测定了多种放射性核素的计数率,结果表明:对α核素、纯β核素和不存在β-γ级联辐射的β/γ核素,反符合屏蔽对其计数率的影响可以忽略;但对存在pγ级联辐射的β/γ核素,反符合屏蔽使其β计数率显著降低.因此,用有反符合屏蔽的液闪仪进行绝对测量时必须考查待测核素的衰变特性.     

核电厂γ放射性废物吊装期间天空反散射剂量率评估

采用MCNP对γ放射性点源的天空反散射影响进行了模拟计算,针对天空反散射的主要制约因素进行了分析,其分析结论为核电厂相应的辐射防护设计提供了参考依据。定量模拟计算了核电厂γ放射性废物包吊装期间的天空反散射剂量率水平,提出了一种基于放射性点源结果进行放射性体源天空反散射剂量率的快速评估方法,该方法的实施满足了工程实践的快速响应要求。     

利用γ-γ土壤密度探头测量沙卵石地层的密度

利用γ-γ土壤密度探头测量沙卵石地层密度的主要困难是不能用压打和震动的方法下进路管,为此不得不用地质勘探钢管钻孔进行测量。然而地质钻孔孔径较大,用γ-γ土壤密度探头测量时,井内散射本底远大于来自地层的康普顿散射光子,不能分辨地层密度。我们采用了图1的探头系统,用垂向屏蔽体屏蔽来自井内的康普顿散射光子,使探测器只记录来自地层的散射光子,对沙卵石地层密度进行测量。所用放射源为~(137)Cs,210mCi,源到探测器中心的距离为36cm。探头系统的提放利用了细钢丝绳、三角架和小型绞车。利     

某轻混凝土γ屏蔽积累因子的计算

使用蒙特卡罗程序EGS4计算了光子能量范围0.015~15MeV、屏蔽厚度达40个平均自由程的某核电厂中使用的轻混凝土的γ照射量积累因子,程序计算中考虑了轫致辐射、荧光效应和相干（瑞利）散射对积累因子的影响。使用G-P近似拟合公式对γ屏蔽积累因子计算结果进行拟合计算,给出了相应的积累因子G-P拟合公式的拟合参数。利用此方法可得到此种轻混凝土的任意光子能量和屏蔽厚度的γ屏蔽积累因子。     

ISOCS无源刻度软件在准直器屏蔽厚度设计中的应用

准直器设计不仅需要考虑准直器的空间分辨率、灵敏度等因素,而且需要考虑准直器屏蔽厚度对"阴影区"的影响。建立了一种准直器屏蔽厚度的优化设计方法,该方法使用ISOCS无源刻度软件计算了探测器在佩带张角30,°屏蔽厚度分别为5、10、15 cm的准直器的角响应曲线和对无穷大面源在不同角度范围内计数率贡献的百分比。结果表明,当准直器屏蔽厚度为5 cm时,方位角90°处γ射线仍然对探测器存在计数率贡献;准直器屏蔽厚度为15 cm时,探测器视野范围可得到有效控制。该方法不仅可以为准直器屏蔽厚度设计提供依据,同时可以作为准直器探测器的效率刻度和不确定度评定的参考。     

大体积环境样品中天然放射性核素的分析

在原子核物理、环境监测、辐射防护以及地质、考古等领域都需测量很弱的γ放射性。往往,天然放射性要比待测样品中的强得多,尽管人们采取一些专门措施,如应用反康普顿谱仪进行分析,也仅能去掉一部分本底γ辐射中的康普顿散射影响,而人体积高密度样品的自吸收以及样品对本底的屏蔽是无法解决的。本文就此问题进行探讨。     

反符合屏蔽低本底Ge(Li)γ谱仪

本文报道了一台由Ge(Li)主探测器和环形NaI(Tl)反符合探测器组成的高灵敏度γ谱仪的结构、性能和应用。谱仪用交替的物质屏蔽和井形NaI(Tl)反符合屏蔽降低本底。Ge(Li)探测器的体积为78cm~3,对~(60)Co 的1332keVγ射线的分辨率为2.42keV,不加任何屏蔽时峰康比为36.4,相对效率为16%,对~(187)Cs 点源γ射线全能峰的探测效率为1.6%。本谱仪在不加和加反符合屏蔽时,对~(137)Cs 点源的峰康比分别为79和333;康普顿区积分抑制因子为3.67,康普顿端抑制因子为5.2;在50—2700keV 能量范围内,本底抑制因子为3.2。在物质屏蔽和反符合屏蔽条件下,在上面的能量范围内,谱仪本底为24cpm。对~(137)Cs 点源,当测量时间为1000min、置信水平为95%时,谱仪的最小探测限(判断限)为2.2×10~(-2)Bq(0.59pCi)。本谱仪主要用于分析测量环境样品和其他低水平放射性样品中发射γ射线的核素的含量。     

低本底反康普顿HPGe γ谱仪的调试

本文报道的低本底反康普顿ＨＰＧｅγ谱仪．ＨＰＧｅ探测器对￣（６０）Ｃｏ的１３３２ｋｅｖγ射线的相对探测效率为３８．３％．能量分辨率为１．７７ｋｅＶ。在阱型反符合屏蔽下．对放在探测器端面的￣（１３７）Ｃｓ点状薄膜源的峰康比可达６８５．８：１；测量时间１００ｍｉｎ．置信度９５％时．￣（１３７）Ｃｓ点源的最小判断限为１．１２ｘ１Ｏ￣（－４）Ｂｑ。在物质屏蔽和阶型反符合屏蔽下，在５０～２１５２．８ｋｅＶ能区的积分本底为０．３４３ｓ￣（－１）。与无反符合屏蔽时相比，压缩系数大于４．５．对￣（１５２）Ｅｕ体源，谱仪积分非线性为０．０２７％。     

医院中子照射器分析室剂量场研究

医院中子照射器建成后,对分析室内及其屏蔽门外的γ剂量率和中子剂量当量率进行了测量,测量结果显示：分析室内局部γ剂量率与设计值相差较大,分析室屏蔽门外γ剂量率超过原设计监督区限值7.5 μSv/h,因此需对分析室内部及其屏蔽门进行屏蔽改造。根据蒙特卡罗程序模拟计算结果及实际使用情况给出最终屏蔽方案,即在分析室束流孔道所在墙面加装厚度为16 cm的铅屏蔽材料屏蔽γ射线,对四周墙面及屏蔽门内侧加装厚度为1 cm的含锂聚乙烯板屏蔽散射中子。改造后分析室剂量最高点γ剂量率下降277倍,中子剂量当量率下降5.8倍,屏蔽门外γ剂量率下降近90倍。     

建立防中子和γ辐射材料屏蔽性能的测量装置

建立了１个用于测试材料防中子、γ辐射屏蔽性能，着重描述防中子辐射的物理实验室。采用１个１００μｇ２５２Ｃｆ裂变中子源并加准直，准直孔径可变，适用于不同尺寸材料的测量。测定了材料的衰减系数、周围物体对中子散射的贡献和中子场均匀性。给出的材料屏蔽性能与理论计算作了比较，两者符合较好。     

基于Geant4低本底液闪谱仪屏蔽与反符合设计

本文设计了一种较已有低本底液闪谱仪结构更为简单的低本底液闪谱仪,即在谱仪外围布置铅铜屏蔽体,以屏蔽墙体中放射性核素衰变释放出的γ射线,同时采用反符合技术以减少宇宙射线μ子引起的液闪谱仪本底计数。采用Geant4模拟计算了不同厚度的铅铜屏蔽体对墙体发出的γ射线的屏蔽效果,得到了几乎可以屏蔽所有γ射线的屏蔽体最优尺寸。此外,还采用Geant4模拟计算了反符合技术中,闪烁瓶的几种不同摆放方式和反符合闪烁瓶的几种不同尺寸的设计下,反符合技术减少宇宙射线μ子引起的液闪谱仪本底计数的份额,给出了较无反符合设计时μ子引起的液闪谱仪本底计数能减少99%的一种简单高效的反符合设计方案。     

核聚变装置辐射监控系统研究

核聚变装置在放电实验期间会产生高能中子和γ射线等辐射,部分辐射会通过生物屏蔽物透射或天空反散射而到达工作场所或者环境。设计并实现了可用于全范围(近、中、远程三种应用条件)中子和光子辐射、计算机集中监控系统(RMS),包括对工作场所进行监测的CAN系统、基于一种新的TRP蓝牙树型拓扑Ad Hoc网络的形成机制和路由协议在装置周围区域内移动状态下进行环境辐射监测的无线网络系统、对远程环境进行监测的移动GPRS无线网络系统。     

中子辐照铅硼聚乙烯致次级γ剂量模拟研究

利用MCNP程序,研究了铅硼聚乙烯材料成分、入射中子的能量以及屏蔽材料的厚度对次级γ剂量占总剂量比例的影响。结果表明:随着入射中子能量的增大,次级γ剂量对总剂量的贡献不断降低;随着屏蔽材料厚度的增加,次级γ剂量对总剂量的贡献不断升高,且均受铅硼聚乙烯材料成分的影响。研究结果可供中子源屏蔽设计参考。     

西安脉冲堆失水事故后堆顶平台散射γ剂量率计算

计算了西安脉冲堆发生失水事故后，堆芯发射的γ射拇因失去堆水池屏蔽层，直接穿透空气被顶部天花板反散射后在堆水澉平台产生的辐射剂量率。计算结果与ＴＲＩＧＡ－２堆结果相符合，是确定事故后工作人员在平台可停留时间的基础，同时为适当地制定事故处理措施提供了参考。