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。     

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。     

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。     

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。     

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。     

ZnBr2作为热室观察窗材料的可行性研究

高活度废放射源整备装置要求清晰可见和屏蔽性能良好的观察系统。通过对ZnBr2水溶液的可视性能、对电离辐照的屏蔽效果和耐辐照性能的研究，结果表明将ZnBr2溶液用在高活度废放射源整备装置观察系统中是安全可行的。     

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％。     

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。     

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%。     

4πγ电离室活度计量标准

为解决高活度γ放射性核素源(如TBq级的源)生产、应用中放射源活度的准确校准,放射性计量测试部在2002年度完成了4πγ电离室活度计量标准装置的研制。 该装置使用4πγ电离室作为探测器,电离电流使用静电计测量。为解决放射源测量过程中的     

可移动式高活度废放射源整备装置的示范性验证

在高活度废放射源、整备场地、整备装置、监测仪器、人员和文件准备的基础上,利用自行研制的国内第1套可移动式高活度废放射源整备装置,顺利完成了活度为3.71×1013Bq的60Co废放射源的示范整备和回取作业。整备方案考虑了废放射源整备后的安全、可回取和体积最小化等原则,以及国内废放射源地坑式贮存现状。在整备过程中,将29枚高活度60Co废放射源从原始容器中取出后封装在螺纹封装管中,再将多根封装管放入薄壁盛装容器中,最后将盛装容器放入长期贮存容器中。在回取过程中,将已整备的多枚高活度60Co废放射源恢复原状,放入原始容器。在整备过程中,整备装置外表面剂量率1.56μGy/h~4.48μGy/h,装置顶盖外表面剂量率4.23μGy/h～14.8μGy/h;距整备装置外墙10 m处的剂量率1.20μGy/h~1.84μGy/h;整备操作人员最大个人受照剂量5.4μSv,平均个人受照剂量3.0μSv。在废放射源整备和回取作业过程中,以及作业以后,整备装置工况良好。     

小密封γ放射源活度在线测量系统研制

小密封γ放射源活度在线测量系统是以计算机为中心的放射性测控设备，该系统可测^60Co等γ核素和不同规格的放射源。实时在线自动采集，记录和计算空气比释动能率和放射性活度，显示，打印输出测量结果和存储归档等功能，系统测量范围宽，稳定性好，对^60Co源等效活度测量结果扩展不确定度＜5％。本文介绍了系统的设计特点，组成和性能，运行实践证明，该系统不仅大大提高了放射性活度的测量效率，而且提高了测量的准确性和操作的可靠性与安全性。     

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.     

计算放射源活度的一点经验

设一个放射源的活度在零时刻为A_0,经过时间t,其活度为A_t,则当t为一个半衰期T时,     

华南地区医用I类放射源辐射安全监管现状分析

从管理角度,分析了华南地区医用I类放射源治疗装置的运行现状,指出在辐射安全与防护方面存在持证率低、放射源活度与辐射安全许可证不符、放射源退役渠道不畅等主要问题,并提出了相应的意见和建议。     

移动式高活度废放射源整备装置用机械手故障分析

机械手是移动式高活度废放射源整备装置的关键设备,其工作的可靠性直接决定了移动式高活度废放射源整备装置能否顺利完成整备作业。本文通过对ZC205-B主从式关节机械手在冷试验中的故障分析,发现并纠正试验过程中机械手自身及操作中存在的问题,为热试验提供指导。     

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.     

基于活度危险值的放射源分类

本文介绍了2001年以来国际原子能机构（IAEA）发布的关于放射源分类方法的研究进展情况及我国的有关规定。介绍了上述分类法的技术背景资料,包括放射源活度危险值（D值）的概念、为确定放射源活度危险值而设定的照射情景、计算D值所需的情景参数和剂量转换系数,以及对选用的D值的评述,以求对已发布的此项国家职业卫生标准有一个较全面的了解。     

高活度60Co放射源退役问题探讨

针对我国目前有大批高活度60Co放射源面临退役的情况，对其存在的问题进行了分析，并对其解决方法进行了探讨。     

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。