MC模拟计算4π γ电离室活度测量影响因子

利用MC法模拟计算了4πγ电离室探测器对X、γ放射源的响应,对比分析了各因素对响应的影响。计算结果表明,4πγ电离室的能量测量范围可以覆盖29 keV～3 MeV,同时活度测量下限可以达到3.7×10⁴ Bq。     

keV能区中子注量率测量初级标准装置研制

由于大多数中子探测器在keV能区处于共振能区,截面数据无法精确已知,无法作为中子注量率测量初级标准装置。⁶Li在keV能区的截面精确已知,本文以此设计了一种包含⁶LiF转换体的硅半导体探测器系统（LiF-SSD探测器）,建立了keV能区中子参考辐射场中子注量率测量初级标准装置。利用SRIM和TRIM程序估算了LiF-SSD探测器的计数率;基于Geant4开发了探测器响应计算程序,给出了中子能量为27.4 keV的探测器脉冲幅度计算谱;利用⁴⁵Sc(p,n)-⁴⁵Ti反应,测量了27.4 keV中子能量点的探测器脉冲幅度谱,测量结果与理论计算谱符合较好。     

放射性核素电离空气电子离子对产生率计算

α衰变核素和β衰变核素发射的射线具有电离空气能力而被广泛应用于工业生产中。为研究α或β衰变核素对空气电离能力的大小,本研究采用蒙特卡洛方法模拟理想放射源发出带电粒子在空气中的能量沉积,并结合空气电离理论,计算放射源表面不同距离处电子离子对产生率。利用此计算方法,研究放射源形状、粒子能量、活度和粒子能量分布对电子离子对产生率的影响。结果表明,放射源表面空气中电子离子对产生率的大小主要受放射源活度的影响,而粒子能量及能谱分布等主要影响电离空气范围及电子离子对产生率衰减速率; 3.7×10⁶ Bq/cm²的α放射源最大电子离子对产生率可达10¹¹~10¹² cm^-3•s^-1量级, 3.7×10⁶ Bq/cm²的β放射源最大电子离子对产生率可达10⁹~10¹⁰ cm^-3•s^-1量级。研究结果可提供数据支持,为新的放射性同位素应用技术开发提供理论指导。     

燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏影响分析

以核电厂燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏释放的放射性物质为分析对象,就放射性物质释放对组件修复的工作人员产生的累积有效剂量进行评估,对向环境释放的气态流出物的放射性总活度进行计算,并对气态流出物排放监测的影响开展分析。分析结果表明单根燃料棒损坏后,执行燃料组件修复的每位工作人员接受的累积有效剂量为12.2 mSv,低于GB 18871—2002规定的工作人员职业照射年平均有效剂量限值20 mSv;向环境释放的气态流出物中惰性气体与碘的放射性总活度分别为3.51×10¹¹ Bq和2.17×10⁸ Bq,远小于GB 6249—2011规定的年排放控制值6.0×10¹⁴ Bq和2.0×10¹⁰ Bq。燃料棒损坏后40 min烟囱排气惰性气体测量仪的读数小于1.0×10¹¹ Bq/h,核电厂无需进入应急待命状态。     

CARR堆冷中子瞬发伽玛活化分析系统及实验研究

利用中国先进研究堆（CARR）在国内首次开展了冷中子瞬发伽玛活化分析（CNPGAA）实验,采用定制加长的电制冷高纯锗（HPGe）探测器和先进的数字多道谱仪DSPEC®-502进行测量,获得了NH₄Cl样品中元素冷中子瞬发伽玛谱和本底谱等数据,同时利用伽玛放射源¹⁵²Eu、¹³⁷Cs、⁶⁰Co以及NH₄Cl产生的瞬发伽玛射线对探测器在宽能区0.1~8 MeV进行能量刻度。为降低环境辐射本底,HPGe探测器外围采用环形锗酸铋（BGO）康普顿谱仪,10 cm铅以及含⁶Li和¹⁰B材料对中子束流准直屏蔽。此外,利用金片活化法测量了CARR堆运行功率为15 MW时有无冷源情况下冷中子导管B(CNGB)末端1 m处的中子注量率,结果显示有冷源时中子注量率可提高一个量级。     

利用测热技术测量核反应堆中子通量密度

一种新型中子探测器被研究,其原理是利用带电离子在矿物中沉积的能量退火时会以热量的方式释放出来,通过测量释放的热量而确定中子通量密度。对新型中子探测器进行刻度,在反应堆内某位置测量的热中子通量密度为5.108×10¹¹ cm^-2•s^-1,与标定的热中子通量密度(5.000×10¹¹ cm^-2•s^-1)在2%内符合,说明该探测器可测量中子通量密度。本文方法制作的探测器体积小,可制作成不同形状,便于反应堆不同环境下的中子通量密度测量。选取相应中子能量反应截面较大的元素,该探测器还可测量不同中子能量的通量密度。     

煤渣砖居室内放射性水平初步调查

介绍了我国5个不同省、市共28间居室的放射性水平调查结果。采用就地γ谱仪Falcon 5000、连续测氡仪器RAD7和瞬时γ剂量率仪FHZ672E-10分别测量了居室墙体中²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K的活度浓度、室内²²²Rn浓度和γ剂量率。结果表明,24间煤渣砖居室墙体内²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K的活度浓度均值分别为(86±30)Bq/kg、(83±20)Bq/kg、(759±207)Bq/kg,4间红砖居室墙体测量数据均值分别为(51±6)Bq/kg、(54±5)Bq/kg、(632±59)Bq/kg;两类墙材室内²²²Rn浓度均值分别为(96±42)Bq/m³和(40±4)Bq/m³,γ剂量率均值分别为(133±25)nGy/h和(120±8)nGy/h。通过分析室内²²²Rn浓度及γ剂量率与墙体中²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K活度浓度的关系,可知煤灰渣的综合利用,导致了室内的辐射水平升高;初步估算了所测实心煤灰渣和加气块或空心砌块墙材所建居室所致居民年有效剂量,范围分别为1.6~4.9 mSv/a和1.8~5.4 mSv/a。     

φ60mm×600μm硅PIN探测器γ灵敏度和时间响应测量

φ60mm×600μm硅PIN半导体探测器是近年国内新研制的大面积高灵敏度探测器,用1013Bq级的60Coγ放射源测量了该类探测器的60Co γ灵敏度,用CΓC脉冲辐射源(约0.2MeV)测量了该类探测器的时间响应.实验和理论计算表明:该类探测器的60Co γ灵敏度约为5 fC*cm2/MeV.脉冲响应上升时间约为10ns,脉冲响应半高宽约为35ns.     

氚水对λ-dsDNA结构影响的拉曼光谱分析和DFT模拟

用拉曼光谱法和密度泛函理论(DFT)研究了氚水与λ双链脱氧核糖核酸(λ-dsDNA)之间的相互作用。拉曼光谱法用于分析不同剂量(50 mGy～8 Gy)HTO(活度浓度1×10⁹ Bq/L和1×10¹¹ Bq/L)和γ射线辐照后λ-dsDNA的结构变化。在低剂量(100～500 mGy)的1×10⁹ Bq/L HTO作用下,HTO主要是通过电离辐射过程中的间接作用,破坏碱基之间的氢键,从而导致碱基的错配和碱基结构的修饰,引起碱基对不配对。而低剂量(50～100 mGy)的1×10¹¹ Bq/L HTO对λ-dsDNA具有类似于γ射线的短期影响,主要是通过射线的直接电离或质子化引起λ-dsDNA基本结构的破坏。此外,高辐射剂量(2～8 Gy)的HTO可能导致呋喃糖环的构象转移或通过氚-氢(T-H)交换反应裂解共价键。通过拉曼光谱标记观察到,HTO的三种作用方式可能最终导致λ-dsDNA骨架构象和λ-dsDNA变性的改变。     

医院中子照射器中子束流出口处热中子注量率的测量

医院中子照射器是基于微型反应堆而设计的专门用于硼中子俘获治疗（BNCT）的核反应堆装置,其额定功率为30 kW。在堆芯相对两侧分别设有一条热中子束流和超热中子束流用于病人照射,在热中子束流内引出一条实验用热中子束流,用于瞬发γ法测量病人血硼浓度。本工作利用²³⁵U裂变靶和白云母探测片测量了热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子绝对注量率。结果显示,在30 kW额定功率运行时,热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子注量率分别为1.67×10⁹、2.44×10⁷和3.03×10⁶ cm^-2•s^-1。以上结果达到了BNCT设计要求,并能满足瞬发γ测量血硼浓度的要求。     

长江沿岸部分NORM行业水中210Po的分析

人类所受辐射照射主要来源于天然辐射。本工作分析了长江沿岸部分NORM行业水中²¹⁰Po的浓度。结果表明,燃煤电厂、水泥厂、钢铁厂、铁矿排出水口中²¹⁰Po的活度浓度分别为(0.93～4.76)×10^-3 Bq/L、(1.12±0.07)×10^-2 Bq/L、(9.89±0.78)×10^-3 Bq/L、(2.17±0.21)×10^-3 Bq/L,均在长江水系²¹⁰Po的波动范围之内。稀土加工排放的废水和雨水中²¹⁰Po的活度浓度分别为(1.03~1.40)×10^-1Bq/L、(3.05±0.04)×10^-1Bq/L,比本底水平高两个数量级,需要引起特别关注,有待于进一步研究。     

电沉积法制备镍-63放射源工艺研究

微型核电池用镍-63放射源要求放射源表面发射率高、镀层薄、衬底小,以小体积、高比活度、低镍浓度的镍-63溶液作为电沉积液,建立一种直流恒流电沉积制备镍-63放射源的方法。采用该方法,衬底为紫铜材质、Ni²⁺浓度为1 g/L、电沉积液pH为3.5～4.5、氨基磺酸浓度为0.1 g/L条件下电沉积1 h,电沉积率可达95.8%。制备的镍-63放射源源片镀层紧密、光亮,厚度0.3~1.6 μm,其表面发射率最高可达2.40×10⁷ s^-1·(2πSr)^-1,活度最高可达1.89×10⁹ Bq,满足微型核电池的应用需求。同时,通过对剩余电沉积液进行回收、组分调节,实现了电沉积液的重复利用,减少了镍-63原料的浪费。     

用固体径迹探测器验证公式φU（r）／φ^—U≈φM（r）／φ^—M

利用固体径迹探测器测量反应堆不同位置燃料元件内的中子注量率，得到反应堆燃料元件内的中子注量率分布，与对应点慢化剂内啊子注量率进行比较，对反应堆物理实验中一个近似假设公式φＵ（γ）／φ＾－Ｕ≈φＭ（γ）／φ＾－Ｍ进行了验证。给出了该公式成立的条件。     

AB-BNCT中子靶物理设计分析

质子加速器适用于为硼中子俘获治疗提供中子源,其中子源强及能谱较反应堆中子源更具可调性。中子靶物理计算分析是加速器中子源设计的基础,为其提供粒子能量、流强等参数需求分析,并为靶体结构尺寸设计、中子慢化和屏蔽分析等提供前端参数。本文利用MCNPX蒙特卡罗程序,通过对质子打靶的中子产额和能谱、靶体能量沉积、打靶后靶材放射性活度和中子出射空间角分布等进行研究,提出能量2.5 MeV质子轰击100～200 μm锂靶的设计,并用模拟计算数据论证其合理性。该设计中子源在1 mA流强质子轰击下,源强可达9.74×10¹¹ s^-1;拟设计15 mA、2.5 MeV质子束产生的中子源,在治疗过程中靶材放射性活度累积最大值约为1.44×10¹³ Bq。     

φ60mm×600μm硅PNI探测器γ灵敏度和时间响应测量

φ6 0 mm× 6 0 0μm硅 PIN半导体探测器是近年国内新研制的大面积高灵敏度探测器 ,用 10 13Bq级的 60 Coγ放射源测量了该类探测器的 60 Coγ灵敏度 ,用 CΓC脉冲辐射源 (约 0 .2 Me V)测量了该类探测器的时间响应。实验和理论计算表明 :该类探测器的 60 Coγ灵敏度约为 5 f C·cm2 / Me V。脉冲响应上升时间约为 10 ns,脉冲响应半高宽约为 35 ns。     

基于活化法及MCNP程序的临界装置功率刻度

介绍了临界装置功率刻度的方法,在不同功率台阶下利用活化法测量临界装置的中子注量率分布及归一点的绝对中子注量率,并利用经修改编译的MCNP程序对临界装置的中子注量率分布进行校核计算。基于中子注量率测量及计算结果通过裂变率法计算不同功率台阶下临界装置的功率,同时外推到堆芯最大热中子注量率为1×10⁸cm^-2•s^-1时的功率,实现了临界装置的功率刻度。     

某辐照厂废放射源治理

某辐照厂于2012年开展了对于⁶⁰Co废放射源的治理工作,主要包括源项调查、回取前准备、废源回取、回取后检查、废源装入铅罐及废源送贮等。经核查,共有⁶⁰Co废源166 枚,总活度6.39×10¹⁴ Bq,分别装入3个铅罐中,并完成废源送贮。     

双探头中子注量率探测器的研究

反应堆启动初始阶段,中子注量非常低,是一般核测量系统的测量盲区。针对测量盲区的问题,设计了一种高灵敏度宽量程的中子注量率探测器。通过计算及实验表明,该探测器具有稳定的性能,能提供一种反应堆物理启动过程中盲区中子注量率测量的方法。     

反应堆铝合金样品中63Ni的测量技术研究

为建立反应堆铝合金样品中⁶³Ni活度测量的方法,在前期确定了样品前处理流程的基础上,进行了全程化学回收率实验、去污实验、镍载体量对测量效率的影响及空白实验等方面工作。全程化学回收率在70%以上,对各种杂质离子的去污因子均为10²及以上,镍载体的加入量选为5 mg。该方法对DPM（放射性核素每分钟衰变数）的标准偏差为6.29,相对标准偏差为15.9%,检出限为1.38 Bq/g,已应用于反应堆退役样品的分析测量。     

HPGe γ谱仪测量级联γ辐射152Eu、133Ba、60Co核素活度的方法

给出了HPGe γ谱仪测量级联γ辐射核素活度的一种实用方法,在探测器与样品之间放置一定厚度的水吸收层,能够很好降低探测效率,显著降低级联γ符合效应和偶然符合效应的影响。实验表明,TC-45样品中¹⁵²Eu、¹³³Ba、⁶⁰Co核素活度的探测效率和测量活度相对偏差随水吸收层厚度增加遵循指数衰减规律,当厚度增加到70 mm以上,其测量活度相对偏差小于4%。