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。     

~(60)Co放射源运输容器屏蔽性能检测

工业及医疗用放射源主要包括60 Co、137 Cs、131I、32P、153Sm、99 Mo、90Sr、89Sr等核素,射线形式有α、β、γ、中子等。本文针对运输活动中γ辐射,使用现有的60 Co放射源运输容器,开展辐射屏蔽性能检测技术研究。通过模拟计算和实验测量,得到运输容器最大装载活动情况下外部辐射水平,并对计算和实验结果进行了比较。针对放射源在屏蔽容器中安放位置发生偏移和放射源在容器中安放方式不同对容器外部的辐射水平影响进行了相关研究。研究结果可对今后完善放射性物质运输容器的辐射屏蔽性能检测提供一定的借鉴。     

BH1307型康普顿散射谱仪的屏蔽优化

北京核仪器厂生产的BH1307型康普顿散射仪使用较强的γ放射源,该放射源放置在专门的铅屏蔽室内。当屏蔽室处于关闭状态时,检测到明显的环境辐射。利用Na(I Tl)闪烁谱仪对屏蔽室周围的辐射环境进行能谱测量,发现与初始γ射线能量不同的射线。经分析认为:屏蔽室侧面的辐射来源于γ射线的透射,强度稍弱;屏蔽室正前方的辐射主要来源于γ射线与内部材料发生近90°康普顿散射后,经过出射孔出射,强度较强;建议铅屏蔽室尤其是正前方出射孔位置在关闭状态时也要加以防护。     

泊松克里金算法在核辐射场重构中的应用研究

为验证泊松克里金法在核辐射场重构中的应用效果,本文对泊松克里金算法在辐射场剂量率插值计算中的计算原理进行了研究,结合代理模型对泊松克里金算法进行了求解。通过SuperMC软件建立虚拟辐射场,对泊松克里金算法的参数影响进行了分析,筛选出二次多项式基函数和GAUSS误差相关模型。采用6150AD-b闪烁体探测器对实际放射源进行测量,并利用实测辐射场剂量率数据和福岛周边空间剂量率数据对泊松克里金算法在核辐射场重构中的可行性进行了验证。结果表明：小范围简单辐射场中,样本数据量为网格点数的1/10时,平均相对误差在10%以内;大范围辐射场中,辐射热点区域略有偏移,平均相对误差为141.69%。以上结果表明,该方法在快速、低成本解决未知放射源辐射场的重构问题中有一定的潜力。     

泊松克里金算法在核辐射场重构中的应用研究

为验证泊松克里金法在核辐射场重构中的应用效果,本文对泊松克里金算法在辐射场剂量率插值计算中的计算原理进行了研究,结合代理模型对泊松克里金算法进行了求解。通过SuperMC软件建立虚拟辐射场,对泊松克里金算法的参数影响进行了分析,筛选出二次多项式基函数和GAUSS误差相关模型。采用6150AD-b闪烁体探测器对实际放射源进行测量,并利用实测辐射场剂量率数据和福岛周边空间剂量率数据对泊松克里金算法在核辐射场重构中的可行性进行了验证。结果表明：小范围简单辐射场中,样本数据量为网格点数的1/10时,平均相对误差在10%以内;大范围辐射场中,辐射热点区域略有偏移,平均相对误差为141.69%。以上结果表明,该方法在快速、低成本解决未知放射源辐射场的重构问题中有一定的潜力。     

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。     

高活度废放射源整备屏蔽材料(沙子)性能研究

针对高活度废放射源整备建立了可移动废放射源整备屏蔽实验装置,利用该装置,从工程运用角度开展了忻州沙的粒径、密度测量和屏蔽实验,筛选出了适合废放射源整备使用的特定类型沙子。研究结果显示:采用厚度150 cm饱和含水忻州建筑沙作为屏蔽材料,可确保1 000 Ci ⁶⁰Co废放射源整备时在屏蔽装置外产生的剂量率小于0.03 mSv/h。     

海南核电厂核岛厂房辐射场研究

本文使用布置在海南核电厂CNP650机组核岛厂房内多个核辐射测量点,在反应堆功率首次提升至满功率期间,对中子和γ射线进行测量,分析反应堆在0%、10%、30%、50%和100%功率下的核岛厂房辐射场分布情况,研究核岛厂房内的辐射场变化趋势,验证核电厂生物屏蔽和辐射场分区设计的有效性,为后续机组在不同功率下的检修活动提供辐射防护安全参考。     

混合辐射场测量中屏蔽设计的组合优化方法

在混合辐射场测量中，各测点的辐射环境和测量目标不同，同一种屏蔽方案不能很好地满足各测点的需要。有必要发展一种辐射屏蔽自动优化设计方法，实现屏蔽效果的定量评价，并针对不同情况进行屏蔽优化。根据代价利益分析方法提出了辐射屏蔽措施的优化评估方法；引入遗传算法建立了组合屏蔽自动设计方法。计算表明该评价方法与文献及MCNP模拟计算结果相符；在典型的裂变中子、裂变r混合辐射条件下，优化设计方案的辐射干扰相当于原方案的44％。组合屏蔽设计方法可以针对特定辐射环境和测点参数进行自动优化设计，对混合辐射场测量的方案设计和数据分析具有积极的作用。     

锦屏深地核天体物理实验室γ本底测量

正锦屏实验室是目前世界上最深的地下实验室,其表面2 400m多的岩层覆盖很好地屏蔽了宇宙线带来的本底。锦屏深地核天体物理实验室(JUNA)计划依托锦屏实验室的低本底条件,对具有重要的核天体物理意义的带电粒子辐射俘获反应进行测量。本工作中,在CJPL-I实验室进行了高纯锗(HPGe)和BGO探测器的γ射线本底测量实验。为对比屏蔽的效果,分别对完全屏蔽条件下和无屏蔽条件下的锗探测器本底进行了测量,并根据JUNA项目将采用的探测器参数,对其本     

低本底X、γ射线参考辐射装置研制

环境核辐射监测中,环境本底限制了环境剂量监测仪表的校准与检定,更决定工作人员的防护安全。论文研制由铅、镉、不锈钢、聚乙烯材料组成的低本底X、γ射线参考辐射装置及其实验系统装置。利用MCNP程序模拟验证不同能量点源下该装置对散射X射线的影响,以及在不同屏蔽条件下散射X射线注量分布,使用便携式谱仪(Na I)对户外、实验室内、该装置内进行本底计数和剂量率测量。结果表明:该装置内的剂量率和计数率分别为9.9 n Sv/h、82 gamma/s,相对于户外、实验室内剂量率降低4.6、7.28倍;计数率分别降低2.9、3.8倍,有效地降低本底水平。     

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。     

γ辐射场轴向空间分布随源条件变化规律的计算分析

放射性材料的自发γ辐射场中包含有该材料的形状信息,探索γ辐射场分布与放射性材料形状的关联性对于材料对称性属性的被动测量具有重要意义。论文采用Monte Carlo方法对特定形状的放射性材料的γ辐射场进行了模拟,计算了不同形状、大小、不同自吸收层厚度等条件下源的γ辐射场轴向空间分布,分析了形状、大小等因素对γ轴向空间分布曲线走势的影响,解释了计算结论。     

基于静态场景下不遮光CMOS摄像头的核辐射探测

CMOS传感器可与X/γ射线直接作用,因此存在利用分布广泛的监控摄像头进行核辐射探测的可能性。本文对静态场景下不遮光CMOS摄像头进行了初步实验验证:将约7.4×108 Bq的99 Tcm放射源置于罗技科技(Logitech)C170摄像头旁不同距离处,在静态场景下分别采集1 000帧视频图像,发现视频图像上产生了异常的随机亮斑。本文提出一种帧间差分、高斯平滑和阈值判断相结合的方法,甄别每帧图像是否含有随机亮斑,并采用TERRA-P多用途个人剂量报警仪进行了对比实验。实验结果表明:可见光图像上叠加的亮斑是由核辐射产生的,且每千帧视频图像中含亮斑帧数与辐射剂量率线性相关,相关系数R=0.99;本文提出的算法可有效甄别静态场景下不遮光CMOS摄像头所采集视频图像中的放射性事件,即实现了对核辐射的探测。未来将进一步优化视频处理算法,期望实现基于公共场所大量监控摄像头的低成本核辐射监测。     

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。     

空间堆阴影屏蔽结构与材料选型

空间堆对辐射屏蔽尺寸和重量要求苛刻，为寻找合适的屏蔽方案，需要对屏蔽材料、结构进行选型研究。本文首先介绍了国内外对空间堆屏蔽目标及限值的研究进展，基于反应堆屏蔽设计原理，针对不同应用场景抽象出平板模型和球模型，在不同设计目标下对不同材料的屏蔽性能进行分析，基于分析结果采用自动化优化工具对屏蔽方案进行选型，分析了各个方案的优缺点。结果表明，放射源的能谱、源的尺寸大小、屏蔽体离源的距离、不同的屏蔽设计目标都会影响屏蔽材料和结构的选择，需要根据应用需求进行筛选；碳化硼、氢化锂和钨是较好的空间堆屏蔽材料；利用自动化优化工具对屏蔽体进行分层布置可实现有效减重。     

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。     

不锈钢和钨材料对东方超环(EAST)装置硬X射线诊断系统的影响

计算了不锈钢、铅和钨材料对不同能量硬X射线的衰减规律,根据计算结果设计了东方超环(EAST)超导托卡马克硬X射线诊断系统探测器的屏蔽准直体;详细介绍了EAST上硬X射线诊断系统,利用22Na放射源对诊断系统进行了台面实验测试,通过放射源的γ射线能谱研究了不锈钢和钨材料对γ射线的衰减规律,拟合计算了衰减系数;同时将实验结...     

一套液闪快中子探测系统

介绍了一种在强γ辐射场中探测快中子的探测系统，利用实验室n－γ放射源，调试了系统n－γ甄别性能，确定了其最佳工艺状态。运用Monte-Carlo数值模拟，从理论上计算了模拟探测器的探测效率，并与实验测量结果进行了对比分析。