利用MCNP模拟气体裂变产物混合源的γ剂量率

西安脉冲反应堆辐照铀靶后,抽取Kr、Xe裂变气体,通过活性炭吸附于气体源盒内。HPGe γ谱仪测量源盒内混合气体活度,塑料闪烁探测器测量γ剂量率。将源盒、塑料闪烁探测器的几何结构、材料作为蒙特卡罗程序（MCNP）输入信息,模拟塑料闪烁探测器对源盒中核素活度与其γ剂量率对应关系,结合HPGe γ谱仪所测活度得到剂量率模拟值,结果与实测值偏差小于6%。该工作说明在已知放射源空间结构、放射性核素种类和活度的情况下,采用MCNP模拟计算复杂气体放射源γ剂量率的方法是可行的。     

基于三晶体耦合γ射线方向探测器的放射源定位

为了快速定位并寻回丢失的放射源,设计了一种由NaI、CsI、锗酸铋(Bi4Ge3O12,BGO)三种晶体与铅耦合组成的γ射线方向探测器,并采用基于蒙特卡罗方法的通用软件包MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)研究了铅晶比例、射线能量、剂量率等因素对探测器角度分辨率的影响。结果表明,对于137Cs源,在空气吸收剂量率≥0.331μGy·h~(-1)处,定位角度偏差≤0.99°;对于60Co源,在空气吸收剂量率0.586μGy·h~(-1)处,测量的平均角度偏差为0.46°;对于水平距离7 m、高度4 m的3.7×107Bq 137Cs源,相对定位偏差约为5%。     

MCNP程序对某坑式废物库贮存废物放射性活度验证计算

某废物库退役源项调查是废物库退役工程前期工作,为退役设计提供源项输入。根据现场辐射水平测量结果,利用点核积分原理,通过γ辐射水平与γ射线注量之间的关系,反推出废物的放射性活度。为评价计算结果,利用MCNP程序进行了验证计算。点核积分计算结果为6.4×1014Bq,MCNP验证计算结果为4.82×1014Bq,表明点核积分计算结果偏保守,满足工程设计需要。     

江苏省城市放废库辐射环境监测水平研究北大核心CSCD

随着核技术在各领域的广泛应用,辐射环境的安全受到越来越多的重视。以江苏省城市放废库为研究对象,从2015年起连续对放废库进行辐射环境监测6年。对放废库周围的γ辐射空气吸收剂量率,水源水中总α、总β以及土壤中放射性核素进行了监测,并对辐射监测结果进行了分析。研究结果表明γ辐射空气吸收剂量率敏感点范围为59.0~96.5 nGy/h,源库四周范围为81.92~103.32 nGy/h;水源的总α和总β范围分别为0.90×10^(-2)~5.87×10^(-2)Bq/L和3.00×10^(-2)~16.00×10^(-2)Bq/L。γ辐射空气吸收剂量率的变化主要与源库的距离和废源的管理有关;水体中放射性水平变化主要与年降水量有关;土壤中核素的变化主要与放射性气溶胶有关。所有变化均在本底范围内涨落,对环境几乎没有影响,可以确保辐射环境安全。     

锶-90同位素放射源屏蔽结构设计

在~(90)Sr放射源结构设计基础上,利用Monte Carlo程序MCNPX计算~(90)SrTiO_3陶瓷源表面的轫致辐射能谱和放射源外空间的剂量当量分布情况,并计算和设计屏蔽层。结果表明,90SrTiO_3陶瓷放射源表面的平均光子通量率约1.2×10~(10)cm~(-2)·s~(-1),表面最小剂量当量率约20Sv/h;应用厚度为7cm的钨材料屏蔽后,表面和1m处最大剂量当量率分别约为1.35mSv/h和0.027mSv/h,满足放射源运输要求。     

铱-192工业探伤源对典型居民区的剂量计算

根据中国原子能科学研究院铱- 192工业探伤源物理参数,采用蒙特卡罗方法程序(MCNP)计算了铱-192源在典型居民区的空间剂量分布和居民的吸收剂量率.结果表明:水平方向1200 cm处在“有”和“无”混凝土墙防护情况下的吸收剂量率分别为12.2000和2090.0000μGy/h,垂直方向吸收剂量率随位置呈指数衰减;铱-192源所存放2#居民楼3楼层以上住户的吸收剂量率低于USNRC限值.计算结果将为铱- 192放射源事故的评估和受照人群的医学治疗提供参考.     

1E级设备γ辐照鉴定技术研究

本文介绍了沉箱式堆照钴靶辐照装置及核级设备辐照试验的剂量特性要求。采用建立辐射场空间剂量率计算模型、编制计算程序的方法,对堆照钴靶辐射场装载方案进行了设计;采用化学剂量计多点测量的方法,测定了装载后辐射场的剂量率分布;通过对辐射场空间分布特性的分析,确定了辐照样品的摆放位置及其对应的辐照剂量率;最后给出了总辐照剂量的主要影响因素及评估方法。结果表明,在辐照装置的全尺寸空间范围内,剂量率分布均在0.14~0.42Gy·s-1范围内,且最大有效辐照空间可达1 200mm×1 200mm×1 000mm,各项指标均满足1E级设备辐照鉴定试验的要求。     

X射线空气比释动能(治疗水平)标准装置的建立

为开展X射线在治疗水平剂量率下的量值溯源与传递工作,依据IEC 60731—1997标准的要求,建立了管电压为10~250 kV、剂量率范围为1.0×10^-3~10 Gy/h的X射线空气比释动能(治疗水平)标准装置。其中10~60 kV X射线空气比释动能(治疗水平)标准装置在1.0 m处非均匀性小于1%的辐射野为ø60 mm,散射对辐射场贡献小于1.2 %,在距离放射源1~5 m范围内反平方律在2.5 %内符合,使用标准电离室测得装置的稳定性为1.8％、重复性为0.1％。60~250 kV X射线空气比释动能(治疗水平)标准装置在1.0 m处非均匀性小于1%的辐射野为ø80 mm,散射对辐射场贡献小于1.2 %,在距离放射源1~5 m范围内反平方律在1.5 %内符合,使用标准电离室测得装置的稳定性为1.7％、重复性为0.03％。标准装置辐射场空气比释动能率的相对扩展不确定度为3.0％ (k=2),经测量,装置的各项性能指标均满足治疗水平剂量检测仪器的检定/校准要求。     

我国天然水系中天然放射性核素水平及评价

本文对1982～1987年间,我国主要江河,湖泊中天然放射性核素U,Th,~(226)Ra和~(40)K进行了分析测定。给出了长江、黄河和珠江三大水系中四种核素含量水平及分布特点。 三大水系中铀含量分布,黄河:最高值为35.90×10~(-2)Bq/L,最低值为1.33×10~(-2)Bq/L,平均含量为9.20×10~(-2)Bq/L;长江:最高值为3.75×10~(-2)Bq/L,最低值为0.23×10~(-2)Bq/L,平均为2.00×10~(-2)Bq/L;珠江:最高值为2.73×10~(-2)Bq/L,最低值为0.30×10~(-2)Bq/L,平均为1.4×10~(-2)Bq/L。总的分布特点是黄河>长江>珠江。~(226)Ra含量分布:黄河(1.34×10~(-2))>珠江(0.94×10~(-2))>长江(0.69×10~(-2)Bq/L)。~(40)K含量分布:黄河(26.72×10~(-2))>长江(22.86×10~(-2))>珠江(3.00×10~(-2)Bq/L)。几大湖泊中各核素平均含量较接近。其平均值接近长江、珠江水系的平均值,而低于黄河的平均值。但均属正常本底范围。     

电子束氨法脱硫反应器内部剂量率的模拟计算

为验证MCNP用于计算电子束氨法脱硫反应器内部剂量率的可行性,本文借用“小孔成像”的原理对能量为0.57 MeV的电子加速器进行模拟,计算电子束氨法脱硫反应器内部的剂量率分布,并与文献中的实验测量值以及EGS4程序模拟值进行比较。结果表明:MCNP程序计算所得到的反应器内部剂量率分布在25.7%误差下的结果与EGS4程序模拟结果一致。     

放射源远程遥控搜寻系统的设计及实验验证

设计了由辐射剂量仪、遥控机器人和手机或信号无线发送接收器等构成的远程遥控搜寻丢失放射源的机器人系统。采取两种方法(手机QQ视频和信号无线发送与接收)实现剂量仪数据和机器人坐标位置的远程无线实时获取。根据放射源辐射场分布规律,建立了辐射场剂量率分布数据库;设计了简单易行的机器人行走路线,快速获取9点剂量率数据;通过比较数据之间的关系和查询数据库确定放射源的具体位置,从而快速找到丢失的放射源,大大降低放射源对搜寻人员的辐射伤害,遥控距离达30 m,辐射剂量降低900倍。     

核辐射探测实验中核辐射场模拟与安全研究

本文在核辐射探测实验过程中,通过对核辐射探测实验室的辐射场进行模拟和研究,找到减轻核辐射对师生产生危害的办法。通过MCNP5软件进行实验室模型的建立、60Co空间模拟与理论值的对比、对屏蔽材料的类型及其组合方式进行模拟,找出适合的屏蔽材料组合,分析实验中放射源的辐射场剂量率及屏蔽效果。辐射剂量率随着远离放射源而逐渐减弱,在辐照时间相同的情况下,实验室两侧学生受到的辐射剂量是比较大的;单层屏蔽材料的模拟中,Pb的屏蔽效果远远好于SiO2;在3种屏蔽材料组合中,SiO2-Pb-Fe或SiO2-Fe-Pb多层屏蔽材料组合效果较好。在实验中,应尽量采用低能的放射源,增设和使用Pb或SiO2-Fe-Pb组合的屏蔽层,缩短受辐射照射时间,以降低对师生的核辐射照射伤害。     

SiC探测器的中子和γ性能测试

第三代SiC半导体探测器具有体积小、响应时间快、中子/伽马(n/γ)甄别容易等优点,广泛应用于反应堆堆芯剂量监测。本文针对自研的第三代Si C半导体探测器,采用电子束蒸发真空镀膜的技术将中子转换层材料6LiF(6Li丰度为95%)喷镀到SiC基底上,厚度为25μm,实现了中子转换层厚度优化。利用241Am α放射源(活度9.37×10³ Bq)开展α粒子响应信号幅度的测量,并在¹³⁷Cs γ放射源(活度6.23×10⁷ Bq)环境下开展γ射线的响应测试。另外,在标准辐射场系统中进行了SiC探测器的中子注量率响应线性度测量、γ剂量率响应线性度测量以及中子注量率响应线性标定。结果表明：该探测器在1×10³～1×10⁶ cm^-2·s^-1中子注量率范围内线性响应拟合R²=0.996 9,具有良好的线性响应,n/γ剂量响应范围为0.005～20 Gy·h^-1,可用于核电现场反应堆中子和γ剂量的实时、精...     

高剂量率后装放疗辐射场的最优化研究

以某一高剂量率(HDR)后装治疗室为对象,利用蒙特卡罗程序计算放射源处于治疗室不同位置时迷宫内入口、迷宫内入口第一转折和迷宫外入口处γ辐射水平,分析研究放射源位置对迷宫内辐射场分布的影响,并通过现场实验检验其可靠性。结果表明,放射源位置对迷宫内辐射场分布有较大影响,在治疗室东侧且靠近迷宫内墙的区域时,迷宫外入口剂量相对较小,可推荐为治疗时放射源的最优化位置。     

积分法评估回收~(192)Ir工业探伤源操作人员有效剂量

为了评估回收192Ir工业探伤源操作人员有效剂量,根据南京2014年192Ir源辐射事故场景,利用MCNP程序构建男性MIRD人体模型、192Ir工业探伤源模型,对回收放射源操作人员在电离辐射场的吸收剂量率进行了计算;按指数衰减律拟合出吸收剂量率随一维空间变化的曲线和函数;采用积分法对操作人员手持1 m长柄工具,以2 m/s匀速靠近、夹起、转移放射源、将放射源放入铅屏蔽容器的回收过程的有效剂量进行了计算。结果表明:操作人员回收放射源操作,共花费时间为125 s,整个过程受照有效剂量为1.67 m Sv,与相关文献中个人剂量计的检测数值相吻合。     

~(60)Co和~(137)Csγ辐射场的照射量率的比对

用NPL防护水平次级标准NE2550剂量率仪对国防计量系统和有关厂矿的防护水平~(60)Co和~(187)Cs γ辐射场进行了照射量率的测量和反平方律的检验,并作了照射量率的比对。~(137)Cs γ辐射场照射量率最大相差+3.6％(2.58×10~(-6)-2.58×10~(-4)Ckg~(-1)h~(-1)),而~(60)Co γ辐射场最大相差分别为+1.4％(2.58×10~(-4)-2.58×10~(-3)Ckg~(-1)h~(-1))、+9.9％(2.58×10~(-6)-2.58×10~(-4)Ckg~(-1)h~(-1))和+24.5％(2.58×10~(-7)-2.58×10~(-6)Ckg~(-1)h~(-1))。~(60)Co和~(137)Cs γ辐射场的照射量率,在一定的距离范围内反平方律在±5％以内符合。     

烟羽辐射模拟装置的研制及测试北大核心CSCD

环境γ监测设备对小剂量率变化的灵敏度是评价其辐射特性的一项重要指标。本文介绍了一种自行研制的烟羽辐射模拟装置,该装置由137Cs放射源及其传动系统、铅屏蔽体、不同厚度的铅衰减环、控制单元等组成。利用蒙特卡罗模拟和G(E)函数法对距离装置放射源3 m、离地面1 m高度处的空气比释动能率进行了计算,由上述两种方法得到的结果相对偏差在5%以内。结果表明,此烟羽辐射模拟装置在装载MBq量级的137Cs源时,预计可提供10 nGy/h^50 nGy/h的辐射场,可用于环境γ监测设备对小剂量率变化的灵敏度测试。     

烟羽辐射模拟装置的研制及测试

环境γ监测设备对小剂量率变化的灵敏度是评价其辐射特性的一项重要指标。本文介绍了一种自行研制的烟羽辐射模拟装置,该装置由137Cs放射源及其传动系统、铅屏蔽体、不同厚度的铅衰减环、控制单元等组成。利用蒙特卡罗模拟和G(E)函数法对距离装置放射源3 m、离地面1 m高度处的空气比释动能率进行了计算,由上述两种方法得到的结果相对偏差在5%以内。结果表明,此烟羽辐射模拟装置在装载MBq量级的137Cs源时,预计可提供10 nGy/h~50 nGy/h的辐射场,可用于环境γ监测设备对小剂量率变化的灵敏度测试。     

~(137)Cs γ辐照器光阑的优化设计

利用蒙特卡洛方法模拟计算了不同锥角外光阑准直孔条件下~(137)Caγ辐射场的均匀性和散射剂量,对外光阑进行了优化设计。通过实验与模拟计算验证了经光阑准直限束后辐射场的径向均匀性,在距离放射源中心1 m处得到了均匀性好于99%,直径大于10cm的均匀野。~(137)Csγ辐射场轴向剂量的模拟计算值、测量值与平方反比规律理论值对比差异均小于1%。使用光阑后辐射场的均匀性及轴向剂量分布规律达到了建立~(137)Csγ标准辐射场的需求。     

基于三角圆筒铅屏蔽NaI探测器的放射源定位研究

随着放射源和放射装置的广泛应用,放射源事故的发生概率不断增大。因此,一旦发现放射源丢失,如何尽快将其定位并安全找回尤为重要。本文设计了一种三角圆筒铅屏蔽的NaI探测器,用于放射源的定位探测。实验研究了测量时间、铅屏蔽厚度、源与探测器间距、伽马射线能量等因素对放射源定位的影响。结果表明:对于137 Cs源,在空气吸收剂量率≥0.028μGy/h处,定位平均角度偏差≤1.24°;对于60 Co源,在空气吸收剂量率0.4μGy/h处,测量的平均角度偏差为1.16°;对于距离约1.5 m的9.25×105 Bq 137 Cs源,定位偏差约为0.097m。