γ能谱仪在室内环境中的辐射测量技术研究

对于室内环境中的电离辐射剂量测量,常用碘化钠探测器进行总量测量,由于该探测器对不同能量的γ射线响应相差较大,而总量测量未进行能量剂量响应修正,因此测量结果误差较大,影响了室内环境辐射剂量检测的准确性。论文介绍了γ能谱仪测试室内环境中的辐射剂量研究结果。     

闪烁薄膜探测器X/γ射线能量响应研究

为准确评估闪烁薄膜探测器(OSFD)在脉冲裂变中子参数测量中γ射线对测量结果的影响,利用Geant4程序对闪烁薄膜探测器的X（或γ）射线响应进行模拟,结合半经验电子发光效率曲线,获得探测器能量响应理论曲线,利用662 keV和1.25 MeV的单能γ射线源,以及窄谱剂量标准的48~208 keV准单能X射线能点对探测器响应进行刻度。本研究结果为闪烁薄膜探测器结构的改进,以及探测器在宽能谱脉冲X射线场测量中的应用提供了重要依据。     

CdZnTe探测器能量补偿层的研究

简要介绍了用CdZnTe探测器构成剂量测量仪所用的能量响应补偿层,根据计算设计了5种组合结构,并对各种组合结构进行了χ,γ射线能量响应实验测量,实验结果表明CZT在能量响应方面能够满足剂量测量的要求。     

平面型硅快中子剂量探测器初步研究

介绍了平面型硅快中子剂量探测器,初步探索了探测器的中子剂量响应与PN结长和结宽的关系。基于239Pu-Be中子辐射实验结果,可以得出探测器电压随中子剂量线性变化的结论。对探测器等效电阻进行了计算,给出了测试电流为1~10 mA时平面型硅快中子剂量探测器的电流、电压和中子剂量的关系式。     

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。     

中子气泡探测器性能改进及初步检验

对自制中子气泡探测器进行了改进。对改进后探测器的个人中子剂量响应以及重现性、批内一致性在国防科学技术工业委员会放射性计量一级站的中子仪表刻度实验室进行了检验。结果显示,探测器的重现性、剂量响应和批内一致性等主要特性有了大幅提高。     

中子气泡探测器用于核测井中子个人剂量监测的研究

为研究国产中子气泡探测器在核测井中子个人剂量监测中的适用性,采用国内研制的中子气泡探测器对核测井运源车外表面、车内兼用储源仓周围等关注点的中子辐射水平进行监测,同时采用进口LB6411型中子周围剂量当量仪进行比对监测。实验结果表明,当运源车兼用储源仓内仅装载中子源时,中子气泡探测器与LB6411的测量结果无显著统计学差异,两者测量结果符合较好,中子气泡探测器的测量结果准确可信;当兼用储源仓分别装载中子源、中子-γ源时,两组中子气泡探测器的测量结果也无显著统计学差异,中子气泡探测器适用于中子-γ混合辐射场中子辐射剂量的测量。中子气泡探测器在运源车现场与在²⁴¹Am-Be源标准中子场中的剂量响应灵敏度因子间的相对偏差为7.4%,验证了其较好的能量响应特性,并显示了在核测井现场条件下用于中子个人剂量监测的适用性。     

平面半导体矩阵和电离室矩阵的剂量学性能测试及在旋转机架角肺癌放疗计划验证中的应用研究

通过对MatriXX和EPID两款探测器矩阵物理性能进行测试研究,为用于临床肺癌旋转机架角二维剂量验证提供参考。通过加速器出束,分别对MatriXX和EPID的绝对剂量重复性、剂量率响应性能、角度响应、剂量线性进行测试,选取20例肺癌放射治疗计划采用MatriXX和EPID进行旋转机架角二维平面剂量验证,并分析结果。两款测量设备绝对剂量重复性、剂量率响应性能、剂量线性性能较好,测试结果偏差较小,MatriXX角度响应性能较差,在2%/2 mm、3%/3 mm评判标准下,90°和270°γ通过率相对于0°时测量结果偏差近10%。对20例肺癌放疗计划剂量验证结果,在相同评判条件下,MatriXX比EPID计划验证γ通过率低10%左右。EPID半导体探测器矩阵能较好满足临床肺癌旋转计划剂量验证。MatriXX由于电离室自身角度响应的物理特性,从测试结果来看不推荐其应用于临床肺癌旋转计划剂量验证工作中。     

一种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情况,设计了一种由三个慢化球壳和三个3He正比计数管构成的多探测器中子剂量当量仪的探头,对它的能量响应进行了计算,并与ICRP的推荐值进行了比较和分析,提出了对它的能量响应性能进行进一步改善的方法。     

掺碳氧化铝复合光释光探测器制备及性能测试

针对单晶片状掺碳氧化铝光释光探测器灵敏度差异性大的问题,研究了不同粒径掺碳氧化铝粉体的光释光灵敏度,采用光学类环氧树脂和掺碳氧化铝粉末制备了两种复合掺碳氧化铝光释光探测器,并测试了其光释光剂量响应、最小可测剂量和重复性能。结果表明,在粉体粒径为200～300μm时,具有最高的光释光灵敏度;复合光释光探测器剂量响应呈线性-超线性的特点,剂量10 Gy以下呈良好的线性,最小可测剂量低至33.7μGy;复合光释光探测器响应具有良好的重复使用特性,变异系数小于1.5%。验证了复合光释光探测器的技术可行性,为掺碳氧化铝晶体的应用提供了一条新的路径。     

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%。     

基于3层硅探测器的主动式中子个人剂量计研制

研制了一种具有能量分辨能力的中子个人剂量计。该个人剂量计由3层硅探测器组成,硅探测器周围装有⁶LiF、聚乙烯和含硼聚乙烯作为转化体、慢化体和吸收体。个人剂量计有直读和解谱两种工作模式。直读模式将中子能区划分为低能、中能和快中子3个能区,可实时测量。解谱模式可获得快中子能区的中子能量分布。利用GEANT4程序模拟了7 MeV γ射线的能量沉积谱,设置适当的甄别域以降低γ射线的影响。采用GEANT4程序模拟了个人剂量计对不同能量入射中子的个人剂量当量率响应。在加速器单能中子参考辐射场中完成了单能中子剂量响应的实验校准,对模拟计算的响应函数进行了实验修正,并得出了不同能区的平均中子个人剂量当量率响应。     

热释光个人中子剂量计的刻度及性能试验

本文叙述了用作个人剂量监则的镉帽型热释光子中子剂量计的中子能响特性和刻度方法。用标准Ａｍ－Ｂｅ中子辐射场测量了剂量计的响应因子，检验了反平方律。给出了相对刻度的总不确定度为７．６％。对油田中子测井和使用中子水份测量仪等测量仪器的单位，可用该剂量计作个人中子防护剂监测。     

高灵敏度环境中子剂量当量仪的能量响应计算

利用MCNP4C程序计算1种高灵敏度环境中子剂量当量仪的响应曲线.计算结果在感兴趣能量区间与ICRP建议书中的H*(10)曲线符合较好.对MCNP程序计算结果的合理性进行了计算验证.计算结果表明,用MCNP程序优化设计探测器可提高设计效率,并可同时为实验验证提供参考数据.     

14MeV单能中子致DNA链断裂及相应防护研究

利用中国原子能科学研究院600kV高压倍加器产生的14MeV的单能中子,以不同剂量对不含和含有甘露醇或香兰素衍生物VND3207的质粒DNA进行了照射,使用凝胶电泳技术观测了DNA分子的链断裂。结果表明,中子可诱发DNA分子发生单链和双链断裂,随剂量的升高,链断裂产额逐渐增加,具有明显的剂量响应。在含有甘露醇和VND3207的研究体系中,也存在一定的剂量响应,但相比不含两者的体系而言,剂量响应不明显,且在相同剂量下DNA分子的链断裂产额极低。此结果反映出研究中所选用浓度的甘露醇与VND3207可有效降低中子辐射所诱发的DNA单链和双链断裂的产生,对DNA分子起到极好的保护作用,具有一定的中子辐射防护能力。     

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。     

一种高灵敏度环境中子剂量当量仪的能量响应计算与实验验证

利用MCNP4C程序计算了一种高灵敏度环境中子剂量当量仪的响应曲线.计算结果在感兴趣能量区间与ICRP建议书中的H*(10)曲线符合较好,通过实验验证,计算结果与实验数据相对偏差在-21.6%以内(对中子要求偏差在±50%以内),实验表明,用MCNP程序优化设计探测器可提高设计效率,并可同时为实验验证提供参考数据.     

Effect of neutron dose on the structural properties of Makrofol polycarbonate

The effect of neutron dose on the structural properties of a Makrofol polycarbonate detector has been studied. Samples of Makrofol were classified into three main groups. The first, second and third groups were irradiated with neutrons in the dose ranges of 0.01-0.08, 0.1-0.8 and 1.0-8.0 Sv, respectively. The structural modifications in the neutron irradiated samples were studied using X-ray diffraction and Fourier-transform infrared spectroscopy. In addition, the effect of neutron dose on the intrinsic viscosity of the liquid samples, as a measure of the mean molecular mass of the Makrofol polymer, was studied. An increase in the -OH groups was observed at dose ranges of 0.01-0.04 and 3.21-8.0 Sv due to the degradation of carbonate group and the -H abstraction from the polymer backbone to form hydroxyl groups. This indicates that the degradation is dominant at these dose ranges that enhance the degree of ordering in the irradiated samples. On the other hand, irradiation in the dose range 0.04-3.21 Sv was characterized by a dominant crosslinking mechanism that led to an increase of the amorphous phase and average molecular mass.     

中子个人剂量计少道解谱初探

针对中子辐射场所工作人员所受剂量评估结果偏差较大的问题,提出了用少道解谱方法来估算中子个人剂量当量。为检验该方法的有效性,本工作以已设计好的热释光个人剂量计（TLD）为研究对象,使用蒙特卡罗程序MCNP计算31个单能点的中子单位注量能量响应,通过Lagrange线性插值求得2×58响应矩阵,并利用MXD-FC31和GRV-FC31两种少道解谱软件分析了单能中子情况下的剂量估算问题。结果表明,少道解谱方法对中子个人剂量当量合理评价是可行的。