X射线对Kovar封装材料的剂量

用Monte-Carlo光子-电子耦合输运程序计算了真实半导体封装Kovar结构对不同能量X射线在硅中的剂量增强因子,并与内层不涂金的Kovar结构进行比较,计算了界面处两种结构进入硅的净电子数,结果证实了界面处产生的剂量增强主要来自界面处高Z材料二次电子的贡献,该计算方法和结果为研究射线剂量增强效应提供了一种可靠的理论评估手段。     

Kovar封装CMOS器件X射线剂量增强效应研究

在器件的金属化层及封装等结构中，高原子序数材料在低能X射线的辐照下，会在相邻的低原子序数材料中产生剂量增强效应，从而使得器件性能严重退化。主要介绍了柯伐封装的CMOS器件，在X射线和γ射线辐照下，其辐照敏感参数阈值电压和漏电流随总剂量的变化关系。并对实验结果进行了比较，得出低能X射线辐照对器件损伤程度大于γ射线，对剂量增强效应进行了有益的探讨。     

双极晶体管X射线辐射剂量增强效应

本文介绍典型双极晶体管在Ｘ射线辐射环境下性能的退化及剂量增强效应，实际测量了双极晶体管Ｘ射线辐射剂量增强系数，研究了双极器件剂量增强效应机理。     

CMOS电路X射线辐射剂量增强效应

研究了ＣＭＯＳ电路在Ｘ射线辐射环境下性能的退化及剂量增强效应，测量了相对剂量增强系数，对不同工艺ＣＭＯＳ电路的剂量增强系数进行了比较，并对高原子序数材料的Ｘ射线剂量增强机理进行了讨论。     

几种半导体器件的硬X射线剂量增强效应研究

本文给出了大规模集成电路CMOS4069、浮栅ROM器件在北京同步辐射装置（BSRF）和钴源辐照的X射线剂量增强效应实验结果。通过实验在线测得CMOS4069阈值电压漂移随总剂量的变化，测得28f256、29c256位错误数随总剂量的变化，给出相同累积剂量时X光辐照和γ射线辐照的总剂量效应损伤等效关系。这些结果对器件抗X射线辐射加固技术研究有重要价值。     

X射线剂量增强环境下电子系统辐射效应和加固

本文研究在Ｘ射线剂量增强环境下电子系统的薄弱性及应采取的加固方法，给出了组成电子系统各类器件和集成电路剂量增强系数，从实验结果出发，指出最佳的屏蔽Ｘ射线的方法。     

N80C196KC20芯片的X射线剂量增强效应

介绍大规模集成电路N80C196KC20单片机芯片在X射线辐射环境下性能的退化及剂量增强效应.用Intel公司的N80C196KC20单片机芯片进行X射线、钴源总剂量辐照试验,测量了电源工作电流ICC,芯片的功能失效表征了它的总剂量响应.芯片在较低的总剂量水平发生功能失效,γ失效总剂量～165 Gy(Si).芯片失效时工作电流发生快速增长.实验测量了N80C196KC20单片机芯片的X射线剂量增强系数,研究了剂量增强效应机理.     

剂量增强效应的半经验理论计算

采用一种半经验电子输运模型，改进了部分参数计算方法，编制了能够快速计算光子剂量增强效应的计算程序，计算了＾６０Ｃｏγ射线辐照Ａｕ／Ａｌ界面时Ａｌ中的剂量分布，与实验结果进行了比较，并分析了各种组分的次级电子对剂量增强因子贡献。     

双层膜结构测量CMOS器件X射线相对剂量增强因子及其理论模拟

首次在国内提出了一种双层膜结构相对测量法，用该方法测量了CMOS器件X射线的相对剂量增强因子RDEF（Relative Dose Enhancement Factor)，同时用Monte-Carlo粒子输运方法计算了实验条件下Al/Au/Si,Au/Al/Si 结果界面过渡区剂量分布，理论模拟与实验验证，符合较好。     

X射线在重金属-硅界面的剂量增强系数的计算

当X射线射入不同材料组成的界面时,在低Z材料的一侧将产生剂量增强。介绍了界面剂量增强效应的基本原理,并用MCNP Monte-Carlo程序计算了钨－硅、钽－硅界面的剂量增强系数。     

核聚变装置停机剂量率分析计算的严格两步(R2S)法

在三维蒙特卡罗粒子输运程序MCNP的基础上，发展了一种用于几何结构复杂的核聚变装置如托卡马克装置停机剂量率的精确计算方法——严格两步法(R2S)。首先对R2S方法进行描述，然后在ITER停机剂量率实验T426的基础上进行校核计算，并与“直接一步法”(DIS)进行了比较分析，结果显示，R2S方法与实验吻合得非常好，最大误差大约为15％，而且，相对于DIS方法(最大误差为25％)而言更准确。     

核聚变实验装置HT-7U停机辐射剂量率三维计算与分析

在基于三维蒙特卡罗方法的聚变装置停机剂量率计算方法“严格两步法”(R2S)的基础上,首先建立了核聚变托卡马克实验装置HT-7U三维精确模型,然后对HT-7U各种D-D放电模式下的停机剂量率进行了详细的三维计算与分析,从而为装置实验方案及实验维修人员的安全操作规程的制定提供了理论基础,也对装置的辐射防护问题具有参考价值。     

Development of an effective dose calculation method for the downstairs room of a linac facility

ABSTRACT

An effective dose calculation method is important in the design of efficient shields in radiation facilities. Some analytical methods have been shown to provide a simple and quick design analysis; however, no suitable method exists that can be applied to a room located directly under an X-ray irradiation room. We propose a new analytical method that uses the multiple reflection ratio predetermined by a Monte Carlo simulation and the differential dose albedo given by the Chilton–Huddleston semi-empirical equation. Our method is verified by comparison with the Monte Carlo simulation, performed for the case of an electron linac facility with an accelerated energy of 10 MeV, where the shielding floor has a thickness of 1.6–2.0 m and the downstairs room has a height of 0.5–1.5 m. The difference between the effective X-ray doses in the downstairs room calculated via the proposed analytical method and the Monte Carlo simulation is less than 25% when the horizontal distance from the X-ray beam to the evaluation point exceeds 3 m and the evaluation point is set at half of the height of the room. The new analytical method can be efficiently and accurately applied to the calculation of the effective dose.     

肿瘤介入治疗源剂量分布的 Monte Carlo模拟与分析

应用Monte Carlo方法计算了介入治疗源的剂量场分布,模拟了粒子在生物组织中的输运过程,研究了^125Ⅰ辐射源的几何特性以及介质的均匀性,分析了这些因素对剂量分布的影响。     

用光子源敷贴治疗时血管瘤中剂量分布的蒙特卡罗计算

用蒙特卡罗法计算了用10-366keV的光子源敷贴治疗时一种简化血管瘤模型中的剂量分布。计算结果表明,临床治疗时,光子能量应选在30keV附近,这样既有很好的治疗效果,又可适当减少对正常组织的照射。用~(125)I对30余例混合型、海绵状血管瘤进行的治疗疗效显著,随访中没有发现皮肤溃烂等现象。同时给出了10Gy的瘤体平均剂量对应的各种能量下的光子数。     

基于面元模型的河蚌剂量转换系数的计算

基于河蚌开口与闭合两种形态,利用多边形网格(PM)与NURBS曲线技术对河蚌体素模型进行光滑和变形处理,分别建立河蚌开口面元模型和闭合面元模型,并通过MCNPX模拟计算河蚌在两种模型形态下的外照射剂量转换系数(外照射DCC)与内照射剂量转换系数(内照射DCC)。通过模拟结果可得出:(1)在外照射条件下,河蚌的外照射DCC的关系为:开口面元模型>闭合面元模型;(2)在内照射条件下,河蚌的内照射DCC的关系为:闭合面元模型>开口面元模型。     

Monte Carlo模拟研究γ射线密度计的辐射剂量场

辐射防护是核技术应用的一个重要方面.本文以γ射线密度计为例,介绍了Monte Carlo方法在辐射防护设计中的应用.我们根据实际系统建立模型,在此基础上模拟了1600型挖泥船γ射线密度测量系统周围环境的泄漏辐射剂量场,为系统的防护设计提供理论指导.研究结果表明,在正常工作状态下,1600型γ射线密度测量系统的安全性达到了国家标准的要求.在管道吸空时辐射泄漏较严重,最严重的地方位于以探测器为中心、半径小于5 cm的小块区域内.在此区域外泄漏的辐射急剧减少,25 cm远处下降到国家标准规定的允许上限值.进一步的研究表明,在探测器后面增加一块半径为25 cm、厚度为7 cm的钢板将提供安全的辐射防护.     

桶装铀及超铀废物检测装置探测灵敏度的蒙特卡罗计算

基于桶装铀及超铀废物检测装置无源方式下中子总计数分析和有源方式下缓发中子计数分析的探测灵敏度表达式,运用蒙特卡罗方法计算了该装置对^240Pu和^235U的探测灵敏度,并对计算结果的可靠性进行了初步实验验证。