中子源的剂量分布与辐射防护

20ci中子源在工作状态时,中子发射率大,对源室的辐射较大,在较长时间使用中子源的过程中,不可避免对在源室的工作人员和周边环境造成不同影响,为保障中子源的安全使用,满足辐射防护的安全标准和优化要求。南华大学核科学技术学院研究了中子源对四周产生辐射剂量的分布情况,对源辐射分布进行实地检测及数据分析等研究工作。为中子源将采取最佳屏蔽措施提供一份参考依据。     

放射性个人剂量和医学防护监测报告

个人剂量和医学防护监测是保证放射性工作人员辐射安全和身体健康的两项重要措施。本文报告了我所放工人员所受辐射剂量情况和医学防护监测结果。1 个人剂量监测个人剂量是评价辐射防护有效程度的重要指标之一,故本所从开展放射性工作时起即开始进行个人剂量监测工作。1980年以后逐步建立起γ中子和尿氚的常规监测方法和相应     

基于核径迹技术的中子个人剂量不确定度评定

中子个人剂量测量不确定度是个人剂量检测报告的重要组成部分,用于评估职业人员中子个人剂量测量的可靠性和测量结果的可信程度.结合固体核径迹技术监测工作人员中子个人剂量的实际情况,建立数学模型,分析中子剂量刻度曲线、剂量计计数、系统测量重复性、能量依赖性及径迹蚀刻条件等监测过程中不确定度的来源,计算出合成标准不确定度和相对扩展不确定度.评定中子个人剂量不确定度,保证量值测量的准确性,关系到工作人员的职业和健康安全.结果表明,应用固体核径迹技术监测职业人员1个季度的中子个人剂量为0.18±0.05 m Sv,相对扩展不确定度为28%(k=2);提示应关注中子剂量刻度曲线、系统测量重复性及能量依赖性等不确定度的主要来源.将不确定评定方法应用于中子剂量测量实践,可为国内中子监测规范的制定提供一些基础依据.     

某医院PET-CT中心电离辐射环境影响评价

为保证社会辐射环境安全,用监测仪器对某医院正在建设的PET-CT中心周围环境进行监测,并依据国家有关标准的要求,通过减弱倍数的计算方法,分析评价该项目对周围环境的影响。通过分析得知,该PET-CT中心的屏蔽防护符合有关标准要求,放射性职业工作人员和周围公众人员的年有效剂量低于相应的剂量约束值,为辐射环境管理提供了科学依据。     

长计数器的效率刻度及其应用

为了准确测定241Am-Be 中子源的强度,研制了一套长计数器测量系统,并利用四川大学2.5MV质子静电加速器产生的单能中子在多个中子能点对其探测效率进行刻度,在刻度过程中中子注量由金活化法确定,并采用挡锥法扣除大厅散射中子本底的贡献.结果表明我们研制的长计数器在所刻度的中子能区范围内具有很好的坪特性.用该长计数器测量系统测得241Am-Be 源的强度为7.188×105/s ,不确定度为3.5%.     

中子源的注量率测量

通过进行中子源注量率测量后,为保证进入中子源库的实验人员的安全范围提供第一手参考资料。进行中子研究具有巨大的科学价值和社会影响力。本文阐述了对238Pu-Be 20ci中子源的注量率测量方法,测得离中子源距离约半径R=60cm辐射场的中子的注量率为0.0682cm-2.s-1,并对实验测得的结果进行了分析。     

某大型石化公司核辐射仪表运行期环境影响评价

用辐射监测仪对某大型石化公司核辐射仪表的周围环境进行监测,并依据国家有关标准的要求对仪表所安装位置的周围环境进行环境影响分析评价。评价结果表明,该公司使用的核辐射仪表中所带的放射源在正常运行过程中的辐射屏蔽防护符合有关标准要求,对放射性职业工作人员和周围公众的年有效剂量分别低于相应的剂量约束值。     

DPF脉冲中子源中子产额的活化测量研究

活化测量是等离子体焦点 (DPF)中子源的窄脉冲、高注量率中子辐射产额的有效测量方法。为提高活化探测器的测量精度 ,采用了散射中子的屏蔽措施。详细讨论了探测器的标定方法 ,用饱和照射后截止的方法 ,在加速器中子源上给出了 3个探测距离下的标定曲线和标定系数。对标定中的物理问题 ,如探测器死时间对其测量范围的影响、银的两种衰变对标定结果的影响等进行了分析。估计了主要测量误差 ,并提出了实际使用中对散射中子影响的处理方法     

基于蒙特卡罗方法的D-D中子发生器辐射防护研究

氘氘（D-D）中子发生器具有中子产额高，单色性好，可小型化等优势，因而在中子技术应用领域有着广阔的应用前景. D-D中子发生器产生的?2.5 MeV?中子由于穿透能力强以及穿过屏蔽层时产生二次γ射线因而难以屏蔽. 本课题旨在设计一个符合国家相关规定的D-D中子发生器辐射防护方案. 用蒙特卡罗程序模拟2.5 MeV中子以 1×108 n/s 通量穿过400 mm混凝土屏蔽墙时，工作人员所在监督区中子的最大周围剂量当量率为5.26 μSv/h，高于职业暴露剂量限值. 在此基础上，选用含硼高密度聚乙烯材料进行屏蔽加固. 蒙特卡罗模拟结果表明，屏蔽加固后监督区中子的最大周围剂量当量率为0.49 μSv/h，低于职业暴露剂量限值，其余各区域中子的周围剂量当量率也低于设计时要求的安全标准. 实验测量结果与蒙特卡罗模拟结果基本一致. 本文的研究结果为同类型D-D中子发生器的辐射防护提供了参考和借鉴.     

在临界实验中墙壁对散射中子贡献的计算

为了得到临界实验中临界装置周围的散射中子强度分布特性,以便为减小散射中子对临界测量准确性的影响提供依据,本文采用蒙特卡罗方法,计算了实验大厅内不同位置处来源于墙壁的散射中子强度和份额.计算结果表明:对单一墙壁而言,墙壁对散射中子的贡献随墙壁厚度的增加而增加,但是厚度达到60cm后散射贡献不再明显变化;在实验大厅内,散射中子强度随离开临界中子源距离先是减小然后增加,呈现明显的"W"形状;而散射中子数所占份额随离开源的距离增加变大;墙壁内表面添加一层含硼材料后散射中子强度明显减小.上述结果对于分析和减小临界实验测量中的散射中子影响具有明显的指导意义.     

中子元素分析中干扰γ射线屏蔽研究

用中子发生器做中子源进行元素分析时,在辐照所测元素的同时,中子发生器组成材料、中子防护材料及探测γ射线装置都产生相应的γ射线,这些γ射线会对实际测量元素产生干扰.通过在中子发生器和探测器之间加铅可以屏蔽来自中子发生器一侧的γ射线.实验表明:当铅层厚度为80 mm时屏蔽效果最佳;用中子进行含C,H和O等元素的分析时,加铅层提高了测量精度.     

基于D-D/D-T中子源的中子受激辐射计算机断层扫描成像的比较研究

对比研究了D-D和D-T中子源在中子受激辐射计算机断层扫描成像(NSECT)中的应用,建立了TiT/TiD靶、水体模内放置/未放置铁球4种计算模型,并利用MCNP程序分别模拟了D-D,D-T中子源产生2.5和14 MeV左右中子束在该系统中的中子输运过程,记录并获得了出射中子和特征γ射线通量分布及能谱图,该研究对中子成像方面中子源的选择及平台的搭建有指导作用.从出射中子和特征γ射线通量分布发现,激发的特征γ射线会保持与入射中子束同样的前倾方向,为了得到尽可能多的特征γ射线,确定了在D-D和D-T两种中子源成像中,实验上应该在Z=0的平面上与中子束传播方向呈43.6°–50.9°范围内布置γ射线探测器.D-D和D-T两种中子源的NSECT高能γ探测器最佳的放置位置稍有不同,但都需要保持在43.6°–50.9°的范围内.从特征γ射线能谱发现,~(56)Fe和~(16)O对应的特征峰能量与模拟数据的激发能完全吻合,证明了NSECT技术识别元素的能力,很有可能在追踪治疗过程以及研究活体(包括人体)分子过程中崭露头角.     

放射性废物库运行中相关监测问题探讨 ——以福建为例

结合福建省放射性废物库2010—2020年收贮废旧放射源情况,通过对放射性货包、辐射工作人员、库区环境三个维度的技术监测管控分析,发现放射性货包表面剂量率满足运输要求,辐射工作人员历年个人剂量测值小于标准限值,库区周围γ辐射剂量率测值均在本底范围内.年收贮量与年个人剂量最大值有较好的正相关关系,经验反馈指出监测过程中需...     

D-D中子源孔隙度测井的蒙特卡洛模拟

根据D-D反应中子的能谱和角分布数据,建立了D-D中子源模型.根据标准刻度井数据,建立了井模型.采用MCNP程序模拟了D-D中子在井中的输运,给出了热中子相对通量沿轴线的分布和孔隙度探测灵敏度随源距的变化,结果显示对D-D中子源,孔隙度测量零灵敏约在17 cm附近,探测器的适宜布置区间为25～60 cm.根据D-T反应中子和Am-Be中子源的能谱及角分布数据,建立了其中子源模型,通过MCNP模拟,研究了补偿法孔隙度测井时近远探测器中的热中子计数比值R及测量灵敏度S随孔隙度的变化,并与D-D中子源的模拟结果进行了比较,结果显示D-D源有更高的测量灵敏度和更高的中子利用率.     

脉冲中子-裂变中子探测铀黄饼的MCNP模拟

利用MCNP程序模拟研究脉冲中子-裂变中子探测铀黄饼,采用脉冲式中子源,利用氦三管中子探测器记录裂变中子,得到铀黄饼中的铀含量信息。通过对14 MeV脉冲中子源和产生的裂变中子在不同铀含量模型中的输运计算,分析了裂变中子与铀含量的关系。结果表明:利用裂变超热中子衰减时间谱,可以确定铀黄饼中的铀含量;通过对热中子衰减时间谱进行校正,可以提高铀黄饼中铀含量计算结果的准确度。     

三氟化硼Bonner多球谱仪的中子源能谱测量方法

为解决~3 He气体短缺且价格日益昂贵所造成的中子能谱测量装置灵敏元缺乏问题,研制了一套BF3正比计数管多球谱仪系统。基于蒙特卡罗方法对Bonner多球谱仪系统的细致结构进行建模,模拟计算得到了探测器能量响应灵敏度;在中国原子能科学研究院的高压倍加器上使用2.86MeV与14.84MeV能量的中子对谱仪系统的探测器能量响应灵敏度进行了标定,结合模拟结果确定了谱仪系统在实验条件下的能量响应灵敏度;使用此谱仪系统对241 Am-Be中子源能谱进行了测量,对多球谱仪测量结果使用自编Gravel算法进行逆卷积解谱,解谱所得能谱与~(241)Am-Be中子源标准能谱的对比结果表明,在总体不确定度小于21.46%的范围内二者符合良好,验证了整套多球系统具有较高的可靠性。该三氟化硼多球谱仪系统有望在加速器、反应堆及同位素中子源环境的中子能谱与剂量检测中得到更为广泛的应用。     

“超级显微镜”——散裂中子源

散裂中子源的特点是,在比较小的体积内可产生比较高的中子通量(指单位时间内通过单位面积的中子数),提供的中子能谱更宽广。它为21世纪科学发展作出的贡献不可估量,不但可以为物理、化学、生物、材料等基础研究服务,而且可以为核物理、天体物理、核医学、核化学等前沿研究服务。     

D—D中子源推荐用的靶材料

在４－７和１０Ｍｅｖ的入射能量入，测量了氘与１０种元素靶和一种ＳＵＳ２９ １３不锈钢靶反应的能量积分中子产额。在角度分布上，前向峰值随原子序数的增加而减少。在Ｅｄ＝７Ｍｅｖ时，只观测了铀自成靶形成产生的中子。运用剂量反应和ＳＵＬＳＡ元重叠编的测定了不同束的阻档材料的中子通量密度谱。中子产额和密度谱分析表明，Ｄ－Ｄ中子源，为了优化讯号－本底比，Ｗ、Ｔａ和Ｐｔ可推荐为Ｄ－Ｄ中子源的结构材料。     

中子受激辐射计算机断层扫描成像系统的MCNP模拟

本文对中子受激辐射计算机断层扫描成像(NSECT)系统进行了仿真计算,包括中子源的选择、准直屏蔽系统的设计、屏蔽墙和靶体的设置以及探测器的布置.采用MCNP程序模拟了D-T中子源产生的14MeV左右中子束在NSECT系统中轰击代替人体组织的圆柱体水体模的中子输运过程,记录并获得了元素特征γ射线和出射中子的通量分布及能谱图,该研究对中子成像平台的搭建有指导作用.从特征γ射线和出射中子的通量分布及能谱可知,在Z=0的平面上与中子束传播方向呈43.6°–50.9°的方向上布置高能γ探测器更利于得到可靠的成像数据,其中48.5°方向上可得到最佳的成像数据.从特征γ射线能谱找到了~(16)O对应的特征峰,特征峰能量与靶体元素的激发能完全一致,说明NSECT具备元素识别和确定元素浓度的能力,证明了NSECT被应用到癌症的早期或超早期诊断以及检查藏匿的炸药、毒品等领域的可能性.     

重庆市高新区环境γ放射性监测与评价

按国家标准(GB8703-88)评价方法,采用监测仪器对重庆市高新区环境放射性水平γ辐射剂量进行了监测.监测结果:重庆市高新区原野γ辐射剂量率均值为6.3×10-8Gy/h;道路γ辐射剂量率均值为5.3×10-8Gy/h;建筑物室内γ辐射剂量率均值为8.6×10-8Gy/h.道路和建筑物γ辐射剂量率的高低和材料有关.结果表明高新区内人均年有效剂量当量为0.727 7 mSv,低于国家对公众个人的剂量值1 mSv的标准,仅为限制剂量当量值的72.8%,属于较低水平.高新区内自然环境状况下的放射性对人群健康基本不会产生大的影响.