250~600 kV X射线空气比释动能量值复现方法研究

本文依托250~600 kV X射线光机,建立高能量段的重过滤窄谱X射线辐射质,研制石墨空腔电离室,通过蒙特卡罗模拟和实验测量完成250~600 kV X射线空气比释动能量值复现。在300 kV辐射质下,利用自由空气电离室和石墨空腔电离室完成X射线空气比释动能量值复现,相对标准不确定度分别为0.61%和0.45%,两种方法测量结果相对偏差为0.09%。利用研制的石墨空腔电离室在¹³⁷Cs和⁶⁰Co γ射线基准辐射场中完成空气比释动能的量值复现,结果与基准值的相对偏差分别为0.27%和0.39%,在不确定度范围内等效一致,验证了石墨空腔电离室测量250~600 kV X射线空气比释动能方法的可行性。     

涂硼电离室的X、γ射线响应特性研究

通过实验研究了X和γ射线空气比释动能率、能量对涂硼电离室的线性、X和γ感应度和补偿特性的影响,研究结果表明:涂硼电离室随X和γ射线空气比释动能率变化在一定范围内保持线性,涂硼电离室的X和γ感应度不仅与射线能量有关,还与射线空气比释动能率有关;涂硼补偿电离室的最佳补偿电压需通过工程实践加以确定。     

250～450kV高能X射线空气比释动能不确定度分析

目前,国际上对X射线空气比释动能基准的研究最高只达到400 kV,对于更高能量的X射线尚未建立相应基准。本文对自建立的250~450 kV X射线空气比释动能结果的不确定度进行了分析,分别得到了物理常数、有效测量体积、定位距离、电流测量、温度、气压、修正因子的不确定度。最终得到250~450 kV X射线空气比释动能结果的相对合成标准不确定度为0.31%,扩展不确定度为0.62%(k=2),其中不确定度来源中最大的2个量为电离功和修正因子,满足X射线空气比释动能复现的要求。     

抽真空法测量自由空气电离室空气衰减修正因子

空气衰减对自由空气电离室是最大的修正项,对总的修正因子不确定度影响也大。本文采用钼靶X射线、真空管测试系统和圆柱型自由空气电离室测量电离电流,用EGSnrc(Electron Gamma Shower)程序模拟恒压管对X射线束额外损失的影响;用抽真空法对圆柱型自由空气电离室空气衰减修正因子的测量,修正了实际测量中圆柱型自由空气电离室限束光阑入射面到收集极这段距离的空气衰减,得到准确的电离电流测量值。结果表明:自由空气电离室的电离电流与恒压管的压强成正比,恒压管对于X射线束额外损失小于0.5%;在钼靶X射线基准的4个辐射质条件下测得的圆柱型自由空气电离室空气衰减修正因子与德国物理技术研究院(The Physikalisch-Technische Bundesanstalt,PTB)的测量结果比较,呈现相同的变化趋势,符合实验要求和国际标准。圆柱型自由空气电离室空气衰减修正因子的实验测量对于钼靶X射线空气比释动能的绝对测量具有科学参考价值。     

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。     

高剂量率近距离治疗源井型电离室校准

对高剂量率⁶⁰Co近距离治疗放射源参考空气比释动能率进行测量并校准井型电离室。根据国际原子能机构推荐方法利用指型电离室测定参考空气比释动能率标准值,进而对井型电离室校准。参考空气比释动能率标准值为1.061 3×10^-2 Gy·m²·h^-1,井型电离室的校准因子为9.391×10⁵Gy·m²·h^-1·A^-1;⁶⁰Co放射源的参考空气比释动能率标准值的不确定度为2.11%(k=2),井型电离室校准因子的不确定度为2.6%(k=2)。实现了⁶⁰Co近距离治疗放射源参考空气比释动能率的测量及其井型电离室的校准,为高剂量率⁶⁰Co近距离治疗源的临床质控提供了量值保障。     

防护级γ射线参考辐射场的建立及辐射场的测定

本文介绍了本实验室建立的防护级γ射线参考辐射场,并对辐射场进行了测定和评价。对距源1m处空气比释动能率测量,结果表明：18．5 GBq的^137Gs源参考辐射场的空气比释动能率的不确定度为4．6％,74 GBq的^137Cs源参考辐射场的空气比释动能率的不确定度为4．6％,37 GBq的^60Co源参考辐射场的空气比释动能率的不确定度为4．2％。同时也对辐射场大小和均匀性进行测量。这些结果表明散射辐射、辐射场的均匀性均符合ISO 4037的要求。     

~(60)Co γ射线水吸收剂量量值传递方法初步研究

60Co γ射线水吸收剂量是放射治疗体系的基础物理量,在辐射治疗中发挥着重要作用。开展60 Coγ射线水吸收剂量值传递方法研究,可为我国γ射线水吸收剂量量值体系的建立提供重要技术支持。以PTW-30013电离室、PMMA水箱及三维移动平台为基础,建立量值传递标准装置;结合IAEATRS398报告的要求开展60 Coγ射线水吸收剂量量值传递方法的初步研究。经量值传递后,PTW-30013电离室60 Coγ射线水吸收剂量校准因子的扩展不确定度为0.90%(k=2),辐射计量中心(IAEA次级标准计量实验室)60 Co参考辐射γ射线水吸收剂量的扩展不确定度为1.4%(k=2)。结果表明,该量值传递方法可有效降低次级标准剂量实验室60 Coγ射线水吸收剂量的测量不确定度。     

X射线空气比释动能(诊断水平)标准装置的建立

为了实现诊断水平X射线剂量率值的准确测量,并开展量值的溯源与传递工作,本文根据IEC 61267—2005标准的要求,建立了管电压40~150 kV、剂量率1.0×10^-3~10 Gy/h的X射线空气比释动能(诊断水平)标准装置,实验测量给出了不同辐射质下的辐射场特性,并评定给出了辐射场空气比释动能率的相对扩展不确定度。实验测量结果表明,RQR5辐射质在距离X射线光斑焦点1.0 m处,均匀性＞99.0%的辐射野为ø8.0 cm,均匀性＞95.0%的辐射野为ø10.0 cm;散射对辐射场的贡献＜0.9%;在1.0~5.0 m范围内的距离平方反比律偏差＜2.0%;标准电离室测得辐射场剂量率重复性为0.1%。对RQR2~RQR10系列与RQT8~RQT10系列辐射质的半值层和同质系数进行测量,其半值层偏差不超过±0.09 mm,同质系数偏差不超过±0.02。辐射场空气比释动能率的相对扩展不确定度评定结果为U_rel=3.8%(k=2)。辐射质特性实验测量结果表明,X射线空气比释动能(诊断水平)标准装置的各项性能指标均满足IEC 61267—2005等标准要求。     

~（60）Co和~（137）Csγ射线参考辐射场及测定其空气比释动能（率）的系

本实验室建立了６０Ｃｏ和１３７ＣＳγ射线参考辐射场，并研制了不同体积的系列球形石墨空腔电离室，用于测定辐射场的空气比释动能率。对于３０ｃｍ３和５０ｃｍ３电离室，估计总不确定度为０．７４％，与国内照射量标准符合得相当好，与日本国家标准（ＥＴＬ）比对结果也在１％内相符。用这些电离室对本实验室所建立的６０ＣＯ和１３７ＣＳγ射线参考辐射场空气比释动能率（或照射量率）进行测定，与１９９０年ＭＣＤ－１００电离室测量结果都在２％内相符。     

β表面污染现场测量技术研究

为了探索不同的影响因素对β表面污染测量效率的影响,本文主要利用CoMo170表面污染监测仪对⁶⁰Co平面源、²⁰⁴Tl平面源及⁹⁰Sr-⁹⁰Y平面源进行测量,研究了能量响应、探测窗响应均匀性、测量间距、吸收效应、γ射线干扰以及反散射等因素对于表面活度响应值的影响规律,并进行了测量不确定度的评定。通过实验研究,得到各个因素对测量结果的准确度造成的影响,其中影响最大的因素主要是能量响应和γ射线干扰,实验测量最终不确定度评定结果表明,其相对合成标准不确定度约为46.71%。     

137Cs γ射线空气比释动能率的国际关键比对

为建立我国¹³⁷Cs γ射线空气比释动能基准并使之达到国际等效,中国计量科学研究院（NIM）采用石墨空腔电离室在国际计量局（BIPM）¹³⁷Cs γ辐射场中开展了基准装置的直接比对,其比对结果为0.996 7,合成标准不确定度为0.21%。同时采用校准同一电离室的方式开展了间接比对,得到的间接比对结果为0.996 4,合成标准不确定度为0.29%,直接比对和间接比对相对偏差约为3×10^-4,在不确定度范围内结果符合较好,该比对结果已进入国际计量局的关键比对数据库。     

γ射线空气比释动能(治疗水平)标准装置的建立

采用活度为1.85×10¹⁴ Bq的⁶⁰Co放射源建立了γ射线空气比释动能(治疗水平)标准装置,同时从实际情况和安全性考虑设计建造了一套附属的安全联锁系统。为了评价标准装置的性能指标,依次测试辐射场的空气比释动能率范围、辐射野、均匀性以及散射等。测量结果表明在1~5 m的距离内,在不加铅衰减的条件下辐射场的空气比释动能率范围为1.71～43.5 Gy/h,加衰减器后最小空气比释动能率可达1.5×10^-4 Gy/h。在无衰减器的条件下,该标准装置在距离放射源1~5 m范围内平方反比律在1%以内成立;在加衰减器的条件下,该标准装置在距离放射源2~5 m范围内平方反比律在±3.5 %以内成立。2 m位置处空气比释动能率波动在5 %以内的辐射野半径为13 cm,空气比释动能率波动在1 %以内的辐射野半径为7 cm。标准装置的技术性能指标满足开展治疗水平剂量仪的检定/校准要求。     

核电站γ辐射剂量仪校准实验室设备设计与研究

核电站在运行过程中需大量的辐射剂量仪,以确保人员和环境的安全。参考辐射是辐射剂量仪校准工作必备的条件,由于核电站运行过程中辐射剂量仪使用数量巨大,因此核电站通常建设γ校准实验室用于辐射剂量仪的校准检定工作。结合蒙特卡罗方法完成了⁶⁰Co单源照射装置和¹³⁷Cs多源照射装置的优化设计,并利用PTW空腔电离室对辐射场的散射比例和均匀性进行测量,结果表明,γ校准实验室的技术参数满足ISO4037标准要求,该设备经建标考核后可用于开展核电站γ辐射剂量仪的校准检定工作。     

Design and Research of Calibration Laboratory Equipment for Gamma Radiation Dosimeter in Nuclear Power Plant

A large number of radiation dosimeter are needed in nuclear power plant to ensure the safety of personnel and environment. Reference radiation is a necessary condition for the calibration of radiation dosimeter. Due to the large number of radiation dosimeters used in nuclear power plant, gamma calibration laboratory is usually built for the calibration of radiation dosimeter in nuclear power plant. The optimal design of ⁶⁰Co single source irradiation facility and ¹³⁷Cs multi-source irradiation facility was completed by Monte Carlo method. The scattering ratio and uniformity of radiation field were measured by PTW cavity ionization chamber. The results show that the technical parameters of gamma calibration laboratory meet the requirements of ISO4037 standard, and the equipment can be used to carry out the calibration and verification of radiation dosimetes in nuclear power plant after the standard evaluation.     

模拟气体标准源法校准反应堆惰性气体监测仪效率

为准确校准惰性气体监测仪对气体源的γ射线全能峰效率,制备了以可发性聚苯乙烯（EPS）颗粒为基质材料的马林杯放射性模拟气体标准源,模拟气体标准源装样密度为4.1 kg/m³,其中含²⁴¹Am、¹⁰⁹Cd、⁵⁷Co、⁵¹Cr等8种单能γ射线发射核素。利用该模拟气体标准源,对反应堆惰性气体现场监测仪的HPGe探测器γ射线全能峰效率进行了校准,校准覆盖能区为60～1836 keV,校准的效率标准不确定度最大为4.4%。同时采用点源代表点法进行了效率校准,并将模拟气体标准源与代表点位置处的点源效率校准结果进行对比,发现在校准能区内二者的效率比不为常数,效率偏差最大达28%,通过效率传递系数可减小偏差,且可得到效率传递系数拟合曲线。最后在81 keV能量点处,得到模拟气体标准源与标准气体源的效率比为1.26,此值可作为模拟气体标准源的实际应用参考。     

济南微堆退役场址的终态检测

采用γ谱测量和低本底β谱测量的方法对济南微堆退役场址中¹³⁷Cs、⁶⁰Co、⁶⁵Zn和⁹⁰Sr的放射性水平进行了终态检测。所有样品中均未检测出⁶⁵Zn;水池中⁶⁰Co的最高值在原堆芯正下方的池底,达49.3 Bq/kg,由中子活化而产生;其他检测单元中,¹³⁷Cs、⁶⁰Co和⁹⁰Sr的最高值分别为5.7、6.8和8.1 Bq/kg,分别出现在运输通道、堆厅和土壤中,这些核素可能为退役活动污染所致。检测结果表明：所有样品的放射性水平均低于基于年有效剂量为10 μSv所导出的清洁解控水平和可接受水平,其中大部分样品接近本底水平。检测方法对¹³⁷Cs、⁶⁰Co和⁶⁵Zn的探测下限分别为1.1、1.0和1.3 Bq/kg,检测结果的不确定度小于33.0%,标准物质GBW08304a的测量值与标准值的相对偏差小于3%。     

中国核动力院外围空气中7Be、40K、60Co、131I、137Cs分布特征及所致公众年有效剂量评价

基于2015—2017年中国核动力院外围空气中⁷Be、⁴⁰K、⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs监督性监测数据,对综合楼、南坝工会和木城水厂监测点附近居民组三种途径的有效剂量进行了粗略估算。结果表明:随距核设施距离增加,⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs平均年摄入量和所致年有效剂量减小;综合楼附近居民组中成人、青少年、儿童、幼儿、婴儿经吸入⁷Be、⁴⁰K、⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs平均年摄入量分别为29.25、26.48、20.16、11.49、6.79 Bq/a;综合楼附近居民组中青少年、儿童、成人、幼儿、婴儿,经吸入、浸没和地面沉积途径⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs所致年有效剂量分别为133.58、130.98、128.61、120.20、118.61 nSv/a,⁶⁰Co所致剂量分数达到95.6%,其次是¹³⁷Cs;地面沉积途径所致剂量分数达到54%,其次是吸入;综合楼附近居民组中青少年组成员⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs所致有效剂量最大为133.58 nSv/a,但此有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.25 mSv)的1‰以下。由此可以得出,核基地核设施正常运行工况下,⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs对核基地外围空气的影响很小。