替代241Am低能光子源的准单色X射线机的研制

研究了用滤光片法产生50～60 keV的准单色X射线的条件,对输出的X射线进行了数种金属滤光片实验研究,选出合适的滤光片,通过实验对准直器的机械结构进行了确定。采用自行设计委托加工的X射线管、准直器和购买的高压电源,组装成符合实验要求的X射机。该装置输出了50～60 keV能量段的准单色光谱,在料位计上能替代²⁴¹Am低能光子源。     

GRM在轨标定探测器的设计和实现

伽马射线监视器(GRM)上搭载的在轨标定探测器(GCD)用于在轨探头的增益控制,对于探测器在轨探测性能的研究具有重要意义。本文对其各部分电子学的原理设计、偏压补偿电路的高低温实验验证及结果分析、投产加工及镶嵌源灌封设计等研制过程进行了描述,对设计中出现的问题加以验证及改进。实验和测试结果表明,探测器的功能正确,且探测效率、峰位漂移变化等性能指标均满足任务要求,从而表明该设计可保证GCD在轨功能的可靠实现。     

基于尿样测量的241Am内照射常规监测与评价技术研究

²⁴¹Am属于极毒组α核素,吸入人体将产生内照射危害。尿样核素分析监测技术是工作人员内照射常规监测与评价的重要方法之一。本文通过研究²⁴¹Am大体积尿样的前处理、分离纯化、电沉积等因素,建立了大体积尿样中²⁴¹Am的分析监测技术,同时考察了该分析监测技术在²⁴¹Am内照射监测与评价中的应用。研究结果表明：建立的大体积尿样中²⁴¹Am分析监测技术化学回收率为86.2%、精密度为3.88%、相对偏差小于10%;对Pu的去污系数大于1.0×10³;探测限为31.8 μBq/L。对于1.6 L 24 h尿样,常规监测周期为360 d时,最小可测待积有效剂量为0.13 mSv,低于常规监测所规定的2 mSv调查水平,表明该监测技术适用于工作人员²⁴¹Am内照射的常规监测以及剂量评价。     

固体219Rn源的γ能谱法放射性纯度检验

对利用从铀矿石中提取得到的²²⁷Ac制备的固体²¹⁹Rn源进行了γ能谱分析,确定了²²⁷Ac的4个子体核素²²⁷Th、²²³Ra、²¹⁹Rn和²¹¹Bi的活度,并分析了能对²¹⁹Rn造成干扰的²²²Rn、²²⁰Rn母体核素²²⁶Ra、²²⁴Ra的活度。待²²⁷Ac及其子体达到放射性平衡后,通过测量²²⁷Th的235.97、256.25 keV,²²³Ra的154.21 keV,²¹⁹Rn的401.81 keV,²¹¹Bi的351.059 keV共5条γ射线,最终确定固体²¹⁹Rn源中²²⁷Th、²²³Ra、²¹⁹Rn和²¹¹Bi的活度为（1 069±3）、（1 079±5）、（1 095±13）、（1 096±14）和（11 089±4） Bq,固体²¹⁹Rn源的平均活度为（1 093±8）Bq;通过测量²²⁴Ra子体²¹²Pb的238.632 keV、²⁰⁸Tl的583.191 keV γ射线以及²²⁶Ra子体²¹⁴Bi的609.312、1 120.287 keV γ射线得到²²⁶Ra与²²⁴Ra的平均活度分别为5.12 Bq及0.433 Bq,远低于固体²¹⁹Rn源的平均活度,说明固体²¹⁹Rn源放射性纯度较高。以上结果表明,此源有望制成标准固体²¹⁹Rn源以用于延迟符合法测²²³Ra、²²⁷Ac装置的刻度。     

220Rn子体源箱的数值模拟与性能优化

²²⁰Rn子体源箱是²²⁰Rn室可靠调控的重要组成部分,对其进行优化设计是建立高水平²²⁰Rn室的关键技术之一。本文在南华大学现有²²⁰Rn子体源箱和前期研究的基础上,采用计算流体力学方法建立了²²⁰Rn子体源箱数值模型,分析了入口流率、箱体轴向长度和换气率等对²²⁰Rn子体源箱性能的影响,进行了性能模拟结果与实验对比,最后开展了源箱的优化分析。结果表明：模拟和实验所获得的规律一致,模拟结果与实验结果相对误差保持在11%以内;增大入口流率能有效改善源箱²²⁰Rn子体的均匀性和稳定性,并增大源箱子体气溶胶的输出能力;当轴向长度一定时,入口流率均从1 L/min增加至10 L/min后,²²⁰Rn子体气溶胶浓度达稳定状态的时间最大可缩短66.41%,²²⁰Rn子体气溶胶活度输出率最大可增加20.25%,²²⁰Rn子体源箱的均匀性先变差后变好,且在入口流率为4 L/min时均匀性最差;增加源箱轴向长度对²²⁰Rn子体的均匀性和稳定性影响不明显,但能有效提高²²⁰Rn子体气溶胶活度输出率;当入口空气流率设置为1~10 L/min且保持不变时,轴向长度从100 cm增至140 cm,²²⁰Rn子体气溶胶浓度达稳定状态的时间变化不明显,²²⁰Rn子体气溶胶活度输出率最大可增加48.51%,²²⁰Rn子体源箱的均匀性先变差后变好。     

非准直中子场能谱测量用多测量面~3He探测器理论设计

利用Geant4软件模拟计算了5种具有较好对称性的多测量面结构探测器对不同方向入射中子的探测效率。计算结果表明,具有对称性的多测量面结构探测器对不同方向入射的中子具有较好的探测效率响应方向一致性。其中球形正比探测器加6只圆形半导体探测器的结构芯体在各方面表现最均衡,具有应用于非准直中子场能谱测量的潜力。     

放射性125I种子源自动生产装置的研制

为提高¹²⁵I种子源的自动化生产水平,研制了一种放射性¹²⁵I种子源自动生产装置。该装置安装在铅屏蔽工作箱中,可自动完成源壳装夹、源芯入壳、焊接、卸料收集等一系列动作。该装置具有焊接成功率高、减少操作人员劳动强度、有效保证操作人员辐射安全等特点。     

基于90Sr源β射线的外推电离室入射窗修正因子

为实现外推电离室对β辐射吸收剂量的准确测量,对影响外推电离室入射窗修正因子k_wi的主要量进行了研究。实验测量了外推电离室不同极间距和不同源 探距（源到外推电离室入射窗表面的距离）下的k_wi。研究结果表明,在源 探距不变的条件下,k_wi随电离室极间距的增大而减小;在电离室极间距为3 mm的条件下,k_wi随源-探距的增大而减小。利用蒙特卡罗模拟计算出不带展平过滤器、源 探距为30 cm、电离室极间距为3 mm时,k_wi为1.0845,与实验测量结果比较,其相对偏差为0.11%。因此,在给出k_wi的同时,应提供相应的源-探距和电离室极间距。     

基于现场可编程门阵列的数字调节器设计

根据磁铁稳流电源闭环控制的基本原理,将模拟调节器及相关的外围控制电路采用全数字化控制技术,并通过嵌入数字信号处理模块的现场可编程门阵列（FPGA）来实现,设计了数字调节器（DRL）。通过样机试验证明,该数字调节器可实现对电源的全数字化调节和控制,满足多数加速器对静态磁铁稳流电源的控制需求。     

一种用于细胞实验的新型α粒子照射装置的建造和验证

整个装置由α粒子源、源支架和盖玻片盘等构成。根据理论推导可计算出样品中每个细胞接受到的α粒子数。利用Geant4程序包作为构建模型和模拟粒子输运的工具,还计算了盖玻片上细胞的剂量率分布,得出了盖玻片上离圆心不同距离处的剂量率分布图。最后,本研究还利用正常人皮肤成纤维细胞WS1,检测了用本照射仪照射细胞后30 min时的DNA双链断裂标记物-53BP1 foci的形成和照射后细胞的克隆生存曲线。结果显示,在盖玻片上不同位置处的细胞受照剂量存在差异,α粒子的剂量率与细胞与盖玻片圆心处的距离成反相关。与X-射线相比,α粒子造成的细胞死亡更严重,在SF为0.5时,其相对生物学效应RBE等于1.71。综合以上结果,本研究设计并建造的α粒子照射仪是一个制作成本较低、使用方便、剂量精确的照射装置,满足放射生物学中在细胞及分子水平上研究α粒子的生物学效应的需要。     

基于GAGG:Ce晶体耦合SiPM的位置灵敏探测器的设计与评估

为满足当前γ相机对高分辨率、低成本、小型化探测器的需求,提出了采用硅光电倍增管（SiPM）耦合GAGG:Ce晶体阵列的方式代替传统的位置灵敏型光电倍增管（PSPMT）耦合晶体阵列的方式以构成新型γ相机探测器,并设计了均匀电荷分配电路（SCDC）和阻抗电桥电路作为探测器的读出电路,同时设计了前沿定时电路作为数据采集触发电路。实验结果表明：当温度为25 ℃、探测器供电电压为28.5 V时,该探测器在511 keV射线的激发下,散点图的峰谷比高达3.84,对511 keV和662 keV射线的平均能量分辨率分别为10.63%和9.71%,具有较好的分辨性能。     

用于γ辐射成像系统的60Co源容器的设计

放射性同位素是辐射成像中常用的射线源,具有输出射线强度稳定、空间分布均匀恒定、操作维护简便、射线能量较单一、节能等优点,但是也存在防护和安全方面的问题,因此设计和开发功能完善、防护适当、安全可靠的放射源工作及储存容器十分重要。在⁶⁰Co高精度工业CT系统中,依据相关国家标准,采用特殊的结构、屏蔽及安全设计,制作了⁶⁰Co射线源的工作及储存容器。经实际测量,距容器表面5 cm和1 m处空气吸收剂量率分别为170 μGy/h和5 μGy/h。该容器功能完善、操作便利、结构坚固,具有多重安全设计,很好地满足了系统的检测要求,保障了人员的辐照安全。     

用于HPGe探测器效率标定的模拟气体刻度源的研制

准确校准测量系统的探测效率是HPGe探测器γ能谱法测量放射性气体活度的关键,放射性气体的半衰期一般较短且样品制备过程复杂,这些客观因素给效率校准工作带来很多不便。本工作提出了模拟气体刻度源的制备方案并进行了实验研究,所制备的模拟刻度源最小基质密度为0.043g/cm3,自吸收的影响小于0.5%。通过与效率参考值的比较表明,模拟气体刻度源的制备方案简单可行,所制备的模拟气体刻度源可代替气体标准源实现气体活度测量中HPGe探测器的效率校准以及探测效率的日常监督。     

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。     

一种中子探测器放大电路的设计与实现

介绍了一种可用于中子探测器的放大电路的设计与实验验证。该电路由前置放大器、主放大器、脉冲幅度甄别器和触发器四部分组成。该电路采集正比计数管产生的微弱信号,由两级放大器对初始信号进行放大,并由脉冲幅度甄别器进行甄别成形,触发器形成固定宽度的方波脉冲供后续单片机系统采集计数。整机探测器在天然本底、252Cf中子源及模拟信号发生器下分别进行实验测试,实验结果证明了该放大电路的可靠性以及在中子探测器中的可用性。     

伽马暴偏振探测仪主控系统的设计和实现

本文设计了伽马暴偏振探测仪主控系统,伽马暴偏振探测仪用于测量伽马射线暴的偏振度,主控系统是其重要的组成部分,由控制单元和低压模块组成,完成系统的供电、数据管理和控制。设计中充分考虑了同构和冗余设计,提高了系统的可靠性。经充分测试,表明主控系统功能正确、稳定可靠,满足系统的设计需求。     

Hydrogen production in gamma radiolysis of the mixture of mordenite and seawater

Hydrogen production by γ-radiolysis of the mixture of mordenite, a zeolite mineral, and seawater was studied in order to provide basic points of view for the influences of zeolite minerals, of the salts in seawater, and of rise in temperature on the hydrogen production by the radiolysis of water. These influences are required to be considered in the evaluation of the hydrogen production from residual water in the waste zeolite adsorbents generated in Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station. As the influence of the mordenite, an additional production of hydrogen besides the hydrogen production by the radiolysis of water was observed. The additional hydrogen can be interpreted as the hydrogen production induced by the absorbed energy of the mordenite at the yield of 2.3×10^?8 mol/J. The influence of the salts was observed as increase of the hydrogen production. The influence of the salts can be attributed to the reactions of bromide and chloride ions inhibiting the reaction of hydrogen with hydroxyl radical. The influence of the rise in temperature was not significantly observed up to 60°C in the mixture with seawater. The results show that the additional production of hydrogen due to the mordenite had little temperature dependence.     

共面栅碲锌镉探测器读出电路设计及性能研究

为有效读出共面栅碲锌镉(CPG-CZT)探测器的核脉冲信号,本文结合CPG-CZT探测器工作原理及国内外研究,设计了可用于CPG-CZT探测器的读出电路,主要包括高压偏置电路、前置放大电路、增益调节及减法电路。为研究读出电路性能,本文测试了各单元电路的性能及探测系统能量分辨率随偏置电压、增益调节电路中两路信号的相对增益G的变化规律。结果表明：高压偏置电路两路输出偏压与输入偏置电压的相关系数R²均为0.998;前置放大电路输出噪声为5 mV;增益调节及减法电路输出信号噪声为10 mV;输入偏置电压、相对增益G的变化均会影响探测系统能量分辨率,当偏置电压为-1650 V、相对增益G为0.7时对¹³⁷Cs源产生的γ射线能量分辨率最佳,可达3.65%,且无明显拖尾现象。     

航空伽玛能谱仪对137Cs点源响应特征及全谱数据的提取技术

航空伽玛能谱测量是电离辐射环境评价中快速、经济、有效的方法,尤其在核事故应急中有重要的应用。本文详细报道了GR-820航空伽玛能谱仪对^137Cs人工源的全谱响应特征的实验结果,采用传统能量窗方法和人工核素比值法对实验数据进行了处理,比较了这两种方法的有效性。本研究结果对核事故应急航空放射性测量方法和精细伽玛能谱全谱数据分解方法研究具有重要的意义。     

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。