高活度废放射源整备技术路线研究

高活度废放射源具有高活度、高剂量和高风险等特点,需要加强对此类源的管理措施。对其实施整备作业是有效管理的一个重要环节。在介绍国际原子能机构和国外某些国家开展的高活度废放射源整备研究和作业的基础上,介绍了国内高活度废放射源管理现状,提出了我国高活度废放射源整备研究的技术路线和建议。     

液闪TDCR测量装置研制

介绍了新建液闪活度绝对测量装置,该装置应用液闪三管两管符合比（TDCR）测量原理对β放射性核素活度进行测量。装置由3个光电倍增管及自制的散焦分压线路组成。通过改变光电倍增管的聚焦来改变探测效率,测量了³H放射源活度并进行了不确定度分析及讨论,TDCR测量结果与标定值在0.9%内符合,合成标准不确定度为0.6%（k=1）。     

高活度废放射源整备装置可行性验证

为使高活度废放射源满足长期贮存安全要求,在研制的高活度废放射源整备装置上进行了可行性试验研究。结果表明装置满足整备活度超过3.7×1013 Bq（1 000 Ci）的废放射源的要求,操作位的剂量率为8.5～16.5μSv/h,该装置用于高活度废放射源的整备是可行的也是安全的。     

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。     

低活度废放射源整备减量化技术及其实践

概述了美国洛斯阿拉莫斯国家实验室低活度废放射源整备的主要过程、所用容器参数及封装整备技术等,介绍了在我国的一次废放射源整备收贮工作实践,为我国开展低活度废放射源减量化管理提供借鉴和参考。     

两种核设施威胁（危险）分类方法的比较与讨论

本文对国际原子能机构（IAEA）和美国能源部（DOE）提出的核设施分类方法进行了对比研究,认为两种分类方法本质上是一致的,但各有其特点。IAEA分类标准全面,核设施放射性物质分类阈值与危险放射源活度D值相关联,采用了辐射生物效应研究成果,分类体系的科学性较强,但分类目的偏重于应急管理,因此某些分类准则不完全适用于核设施的安全监管。DOE的分类标准操作性强,适合以安全监管为目的的分类,缺点是计算放射性存量分类阈所用参数陈旧,3类设施的放射性存量分类阈因种种原因有一定的局限性。在制定我国核设施分类标准时,应撷取两种分类方法的长处,明确分类标准的应用方向,制定符合国情的核设施分类标准。     

双探头SPECT对向平面显像放射性活度定量的模型研究

放射性核素体内吸收剂量估测是评价辐射危害和内照射治疗价值的重要指标.器官组织的绝对活度定量是吸收剂量估算的必要步骤.本研究采用双探头单光子发射型计算机断层显像术（Single photon emission computed tomography,SPECT）对向测定对模拟的^99Tc^m源器官进行了活度定量的模型实验.结果表明：双探头SPECT对向平面显像放射性活度定量不受放射源在体模内深度的影响,并且在放射源直径≤2cm时活度定量最准确;Buijs法提供了最准确且最稳定的本底校正方法.     

基于Frechet距离的放射源活度监测方法研究

为进一步加强放射源的严格监控和管理,防止放射源的调包、丢失,根据Frechet距离原理与活度衰减规律,提出一种基于Frechet距离的放射源活度监测方法,通过python软件模拟正常与异常情况两组实验,进行方法检验。实验结果表明,该方法监测放射源活度有效,可用于放射源的活度监测。     

微乳液聚合法制备放射源

采用微乳液聚合方法制备放射源。选择甲基丙烯酸甲酯（MMA）/甲基丙烯酸羟乙酯（HEMA）/水（H₂O）为微乳液体系,利用滴定法绘制三元相图,研究了温度与促进剂N,N-二甲基对甲苯胺（DMT）对聚合的影响,利用MMA(DMT)/HEMA/H₂O反向无皂微乳液聚合制备了⁹⁹Mo和¹²⁵I线源,并测定了放射源活度分布均匀性。结果表明,微乳液聚合是一种制备放射源的良好方法。     

放射源衰变引起的同位素仪表测量误差分析

本文分析了放射源衰变引起的同位素仪表测量误差，给出了具体的数学表达式，得出了该单项误差与同位素仪表的运行时间成正比，与放射源的半衰期，射线质量吸收系数成反比，而与放射源活度，测量范围（量程）以及信号处理方法无关等结论，同时也肯定了放射源衰变修正的必要性。     

移动式低活度废放射源整备装置设计与研制

在研究了低活度废放射源整备工艺流程及废放射源封装方案和封装容器方案的基础上,研制了移动式低活度废放射源整备装置以及与其配套的低活度放射源封装容器、混凝土包装容器和贮存容器。使用60Co和137Cs废放射源示范整备实验表明:装置布置合理,操作方便,整备装置各系统和设备运行稳定,能顺利开展整备操作。     

基于PLC的放射源扫描仪研制

68Ge线形放射源的径向均匀度是关键质量参数.本研究利用西门子S7-200系列可编程逻辑控制器（PLC）的高速脉冲计数器、高速脉冲输出端口及丰富的指令系统,研制了具有线性扫描功能的放射源扫描仪.介绍了该仪器的测控系统实现方案及性能特点.该仪器利用计算机作为上位机,编制的上位机程序以点对点通讯（PPI）协议与PLC通讯,实现了数据的采集、传输、显示、保存、运动控制及仪器参数设置,可进行线形放射源均匀度及总活度的测量.使用PLC开发核仪器仪表具有开发速度快,抗干扰能力强,成本低廉的优势.     

医用核素活度计远程检定方法研究

介绍一种新的医用核素活度计的检定方法,该方法是运用Internet远程通讯技术,使检定人员在实验室对工作现场的RM905a+型号的核素活度计远程进行控制,利用RM905a+所配的标准放射源,实现了对仪器的远程检定、测量数据采集和故障诊断的功能。该方法克服了传统医用核素活度计量值传递方式的固有缺点,同时对测量过程中的影响因素进行全面的考核,是对新的量值溯源方法发展方向的探索,也是对医用核素活度计计量质量保证方案可行性的验证。     

活度微量热计测量氚样品应用

为了满足热功率为10μW水平的α和β放射源活度校准需要,研制了1台等温双杯活度微量热计测量装置。该装置采用半导体测温元件组合（Bi2Te3＋Sb2Te3p型与Bi2Te3＋Bi2Se3n型）作为测温元件、采用等温双杯量热计的技术原理和使用计算机软件根据测温信号的极性用电功率在空白测量杯上进行自动补偿确定放射源的热功率。     

活度微量热计研究进展

为了满足热功率为10μW水平的仅和β放射源活度校准需要,研制了1台活度微量热计测量装置。该装置采用半导体测温元件组合（Bi2Te3＋Sb2Te3p型与Bi2Te3＋Bi2Se3n型）作为测温元件,采用等温双杯量热计的技术原理和使用计算机软件根据测温信号的极性用电功率在空白测量杯上进行自动补偿确定放射源的热功率。     

大面积~（63）Ni低能β放射源的研制

介绍了在１００ｍｍ×６０ｍｍ的活性表面上电镀制备６３Ｎｉ低能β放射源的工艺研究。制备的６３Ｎｉ低能β放射源活度高达２２．２ＧＢｑ，６３Ｎｉ的沉积率＞９６％，放射源的不均匀度＜５％。     

基于多探测节点的放射源监测及定位方法研究

本工作针对区域性放射源定位和活度监测,提出了基于多探测器单元的方向信息和计数信息的放射源定位和活度计算方法。该方法使用多个由CsI(Tl)晶体阵列耦合H8500光电倍增管制成的单探测器单元,利用每个探测器单元上各晶体计数比实现放射源方向测量,利用多个探测器的方向信息和计数信息实现放射源的准确定位和活度测量。最后通过⁶⁸Ge放射源实验验证了上述定位和活度计算方法。实验结果表明,仅采用2个探测器单元的方向信息和计数信息,通过合理布局,即可实现放射源精确监测和定位,相对定位误差优于5%,相对活度误差优于5%。     

高活度废放射源整备过程中的屏蔽计算

剂量计算与屏蔽计算是高活度废放射源整备安全保障与技术实施的基础.本文使用c++语言开发编写了高活度废放射源整备剂量率计算与屏蔽计算程序,并对废源整备工作做了初步设计和优化.     

放射源安全和保安的新进展

本文介绍了放射源安全和保安的最新进展.放射源安全和保安不仅是核与辐射安全和保安的重要组成部份,也是防止辐射恐怖事件的最重要的手段.国际原子能机构在最近发布了“放射源安全和保安行为准则（Code of Conduct on the Safety and Security of Radioactive Sources）”和“放射源的进口和出口导则（Guidance on the Import and export of Radioactive Sources）”.放射源的全寿期连续控制以及失控源的搜寻和重新控制取得了较大的进展.前苏联生产的放射性同位素电池的安全和保安引起了国际上的关注.近年来,我国放射源安全和保安取得了较大进展,但仍然有许多工作有待进一步开展.有必要加强和积极推动失控源搜寻和废放射源最终处置等工作.     

基于改进粒子滤波的未知放射源定位方法

为应用自主移动机器人搜寻未知放射性物体,本文基于递推贝叶斯估计模型提出了一种改进粒子滤波的放射源定位方法。首先,建立初始粒子集,并根据观测值对粒子权值进行更新和归一化;其次,在重采样过程中引入自优化的重采样方法来增加粒子多样性;最后,对满足收敛条件的粒子进行加权求和估计出放射源位置与活度参数。仿真实验表明该方法可行有效：无屏蔽环境下具有较高的定位精度;有屏蔽环境下也能找到放射源的大致位置,为放射源的最终定位提供参考。