岷江试验堆Q15孔道中子谱测量试验的研究

为了确定岷江试验堆(简称MJTR)堆芯铍反射层内中子能量E >1.0MeV的快中子注量率,采用一组中子探测片测量了岷江试验堆内第一层铍反射层外Q15孔道内的快中子注量率谱,并由测量谱求得各阈能探测片的快中子反应的谱平均截面和该孔道测量点位置的快中子注量率。结果表明,铍反射层内快中子(E>1.0MeV)注量率为1.985×1012 cm-2·s-1,MJTR每运行一段,铍反射层内快中子(E>1.0MeV)积分注量最大可达1.54×1018cm-2。通过本次试验研究,为更好的开发利用MJTR提供了试验依据。     

Am-Be中子源辐射场周围剂量当量与吸收剂量的计算

根据最近更新的微观中子核反应截面数据（ENDF/B-Ⅶ库）计算了热中子到20MeV中子能区,H、C、N、O、Ar5种元素以及干燥空气和ICRU四元素组织的中子比释动能系数（kerma因子）。在此基础上,结合MCNP程序对Am-Be源外中子能谱的模拟,计算了Am-Be源中子场的周围剂量当量,单位中子注量下为373.0pSv•cm²。利用本实验室计算国产Am-Be源的中子能谱,算得相应中子场的周围剂量当量为374.0pSv•cm²,距离该源1m处空气对中子和γ射线的吸收剂量率分别为1.457×10^－2和1.580×10^-1μGy/(GBq•h)。     

改建后的研究性重水反应堆周围中子、γ混合辐射场的测量与评价

本工作对中国原子能科学研究院研究性重水反应堆周围的中子谱进行了测量。对于不同测点处的中子谱,中子平均能量在11—201keV 之间,最大能量低于5MeV;有效品质因数在2.5—5之间;在中子剂量当量总额中,以快中子剂量当量为主。还在反应堆正常运行条件下,测量了人员活动区的中子、γ剂量当量率。在大厅和地下室,中子、γ剂时当量之比的平均值分别为15%和31%,工作人员的年剂量当量有可能大于剂量当量限值。     

用MCNP-4C对叙利亚微型中子源反应堆热柱概念设计进行蒙特卡罗模拟

应用基于概率论方法的MCNP-4C程序有效地进行了叙利亚微型中子源反应堆（MNSR）及其外丽结构（包括其后将安装在堆芯的热柱）初步概念设计的三维描述。为了验证和确认程序的适用性,反应堆计算包括：临界计算和控制棒价值计算,其值分别为1．00517和6．54mk。热柱将安装在反应堆水池内。利用已有的模型得到了该热柱的优化条件,优化主要包括水池内热柱的放置位置、热柱尺寸及材料。目标是使热柱内热中子注量率达到1×10^9cm^-2·s^-1,共振中子及快中子注量率尽可能低。     

热中子辐照提高YBCO和GdBCO超导材料Jc的研究

利用重水反应堆水平孔道热中子对熔融织构生长(Melt-Textured Growth)的YBa_2Cu_3O_(7-y)和GdBa_2Cu_3O_(7-y)超导材料进行辐照研究。前者共8个样品,热中子注量为3.7×10~(11)-1.4×10~(17)cm~(-2);后者共6个样品热中子注量为5.2 ×10~(13)-4.7×10~(16)cm~(-2)。样品辐照前后,用移动样品磁强计测量其磁滞回线并推算出临界电流密度进行比较。YBCO结果表明,当热中子注量大于10~(17)cm~(-2)时,J_c可增加一倍以上。GdBCO样品也有明显增加。在上述热中子注量范围内,J_c值增量随辐照注量增加而增加,并且高场时增加值比低场时更大。这可能是由于随着辐照注量增加,缺陷增多,钉扎中心密度增加,两钉扎中心的相对距离减小。这更有利于高场下的钉扎作用。     

发射光子的放射性核素各向同性点源的剂量学常数(续Ⅰ)

发射光子的放射性核素各向同性点源的剂量学常数 1)Dosimetric constant table of isotropic point source of radionuclides emitting photons母　　　　　　体核素半衰期衰变方式放　射　性　子　体核素半衰期产　　额空气比释动能率常数(a Gy· m2 )照射量率常数[( a C/kg)· m2 ]周围剂量当量率常数(a Sv· m2 )定向剂量当量率常数(a Sv· m2 )7Be 5 .330× 10 1d EC 1.86× 10 0 5 .48× 10 -2 2 .30× 10 0 2 .30× 10 011C 2 .0 38× 10 1m EC,β+ 3.87× 10 11.14× 10 0 4.75× 10 14 .75× 10 113 N 9.96 5× 10 0 m EC,β+…     

241Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置及辐照器设计

²⁴¹Am-Be中子源被广泛用于实验研究,为保护实验人员免受中子及γ射线照射,需要设计适当的屏蔽。利用蒙特卡罗方法计算中子透射不同材料后的能谱分布与剂量,优选各层屏蔽材料种类与厚度,设计一套²⁴¹Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置。装置由内而外采用钨+聚乙烯+含硼聚乙烯+不锈钢进行防护,外表面周围剂量当量率H^*(10)低于10μSv/h,满足辐射防护要求。同时对装置内部热中子、超热中子和快中子注量分布进行研究,确定装置快中子和热中子输出通道最佳位置。在辐照装置同时开放快中子和热中子通道进行实验测试时,需要设置距离大于130 cm的控制区,以保障操作人员安全。     

可携式中子剂量当量率仪

本文介绍NH1型可携式中子剂量当量率仪的结构和性能。该剂量仪由包有聚乙烯慢化体和硼塑料层的球形~3He计数管和电子学系统组成,适于热能—15MeV能区的中子剂量当量率的测量。剂量当量率测量范围在0.1—10~4μSv/h之间;在热能附近能区和0.3—5MeV能区,剂量当量率响应随能量的变化在±30％以内,对于能量为1.15MeV的中子,响应值约为0.56cps/μSv·h~(-1)。该剂量仪具有模拟和数字显示,重量为7kg。在改换量的名称并对能响作适当修正的条件下,NH1型中子剂量当量率仪可用于中子周围剂量当量率的测量。     

发射光子的放射性核素各向同性点源的剂量学常数(续Ⅱ)

发射光子的放射性核素各向同性点源的剂量学常数表 1 )Dosimetric constant table of isotropic point source of radionuclides emitting photons母　　　　　　体核素半衰期衰变方式放　射　性　子　体核素半衰期产　　额空气比释动能率常数(a Gy· m2 )照射量率常数[(a C/kg)· m2 ]周围剂量当量率常数(a Sv·m2 )定向剂量当量率常数(a Sv· m2 )1 2 5Cs 4.50 0× 1 0 1 m EC,β+ 1 2 5Xe 1 .70 0× 1 0 1 h 1 .0 0 0 0 0× 1 0 0 2 .76× 1 0 1 8.1 1× 1 0 - 1 3.35× 1 0 1 3.38× 1 0 11 2 6Cs 1 .640× 1 0 0 m EC,β+ 4.1 2×…     

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。     

医用电子加速器迷宫内的X射线剂量当量率的测量和估算

使用ＦＡＲＭＥＲ２５７０／１Ａ型和ＦＪ－３４７Ａ型两种电离室剂量仪测量了能量为６，８，１８ＭＶ的７个医用电子加速器迷宫内的Ｘ射线剂量当量率，结果表明迷宫内Ｘ射线测量当量率在迷宫内入口处最高，当迷宫内入口到等中心的蹁小于５．２ｍ时，该迷宫内入口中心处的Ｘ射线测量当量率与等中心处用束Ｘ射线吸收剂量率的比值大于５．５×１０＾－５，随距离增加，剂量率减小，进入迷宫巷道后，Ｘ射线剂量当量率一般不超过等中心有     

CR-39塑料反冲径迹个人中子剂量计

本文叙述了一种用于测量中子剂量的“直接相互作用”型的CR-39塑料反冲径迹个人中子剂量计。该剂量计对~(241)Am-Be源的中子注量灵敏度约为(2.10±0.05)×10~(-4)径迹/n,可探测的中子注量下限约等于2.11×10~5n/cm~3,相应的中子剂量当量为7.81×10~(-5)Sv。总误差估计不超过±20％。     

固体径迹探测器测量束流装置内的中子通量密度

在微型反应堆零功率装置上搭建了硼中子俘获治疗拟采用的热中子束流装置。利用固体径迹探测器(SSNTD)测量了束流装置中心轴线上不同位置处的中子通量密度。结果显示,在束流装置入口处中子通量密度为5.39×107cm–2·s–1时,出口处热中子通量密度为5.63×104cm–2·s–1,热中子通量密度衰减到入口处的1/957。而利用热释光(TLD)方法和MCNP/4B程序测量和计算结果分别为1/1032和1/972。     

空间实用GaAs/Ge太阳电池高能质子辐射效应研究

用能量为5—20MeV,注量为1×109—7×1013 cm-2的高能质子对空间实用GaAs/Ge太阳电池进行辐照,得到了其性能随质子能量和注量的变化关系,并进行了微观机理的讨论。研究结果表明,注量低于1×109 cm-2的质子辐照不会引起太阳电池性能的变化; 注量高于1×109 cm-2辐照,会引起太阳电池性能的改变。当注量为3×1012 cm-2时,5、10、20 MeV质子辐照引起太阳电池性能参数Isc衰降变化分别是原值的80%、86%、90%;Voc衰降变化分别为原值的82%、85%、88%;Pmax衰降的变化分别为原值的60%、64%、67%。当辐照注量为5×1013 cm-2时,5、10、20 MeV质子辐照引起Pmax衰降的变化分别为原值的26%、30%、36%。即随着注量的增加,太阳电池性能衰降增大;且相同注量的辐照,质子能量愈高,太阳电池性能衰降愈小。这与质子在电池材料中的能量损失和辐照引入的深能级Ec-0.41eV有关。     

1.65×10~(13)Bq活度的~(60)Co源装置退役处置

针对截止１９９３年７月南开大学６０Ｃｏ源２．４３×１０１１Ｂｑ（６．５７Ｃｉ）装置在贮存井内被卡住事件，根据有关防护规定，制定了“拆解和处置实施方案”。由源强推算距源中心０．５ｍ、１．０ｍ、１．５ｍ处剂量当量率分别为９６．４、２４．１、１０．７μＳｖ...     

γ射线外照射条件下体模红骨髓剂量及剂量深度分布的蒙特卡罗计算

用蒙特卡罗方法,对0.025、0.05、0.11、0.30、0.661、1.25、3.0和6.OMeV等八种能量的平行宽束γ射线沿垂直于体模中心轴线方向的旋转照射,位于体模躯干下端离体模中心轴线的距离分别为50、100和200cm的1.25MeVγ点源对体模正面照射,1.25MeV平行宽束γ射线对体模正面、背面和侧面方向的垂直照射,以及当体模处于年龄为22.5小时的落下灰γ辐射场中时,计算了体模的红骨髓平均剂量D_m、干细胞活存率计权等效剂量D_(sw)和组织吸收剂量的深度分布。计算结果,除低能(<0.05MeV)γ射线和近距离(距体模中心2m以内)点源照射条件之外,D_m和D_(sw)在2％以内相符。对于在落下灰γ辐射场中测量人体红骨髓平均剂量的仪器,可用1.25MeVγ射线平行宽束旋转照射条件进行刻度。     

北京正负电子对撞机调束运行期间的环境辐射

本文主要介绍对北京正负电子对撞机(BEPC)调束运行期间环境辐射监测的方法和主要结果。在北京谱仪大厅(1厅)活动屏蔽墙(1m厚、6m高混凝土)内、外(监测点R-5、R-6)的中子剂量当量率分别为33和1.2μSv/h,γ剂量当量率分别为55和0.8μSv/h;在距1厅内的第一对撞点100m处的19环境监测站测得的中子剂量当量率曾达0.039μSv/h,γ为本底水平,经分析表明,此中子剂量主要来自对撞点聚焦磁铁接反(束流损失较大)情况下的天空反射。     

高灵敏中子剂量当量率仪的能量和剂量响应校准

参考国内标准化和国际标准化组织（ISO）及国际电工委员会（IEC）对中子（率）仪校准的相应标准,对已设计、加工、组装完毕的1台长圆柱状、较大体积、高灵敏中子剂量当量率仪,在宽能区（热中子～20MeV）内进行了能量响应和剂量灵敏度的实验校准。本文介绍了仪器能谱响应函数曲线实验校准方法、实验方案和结果分析,给出了仪器的综合灵敏度48.9s－1/（µSv•h－1）及在3种特征能谱中的剂量响应。     

秦山核电厂气载放射性释放的环境影响

本文评价了秦山核电厂气载放射性流出物对环境的影响。应用现场及风洞大气扩释实验结果和厂址周围的人口与食谱调查资料,估算了秦山核电厂在正常运行和事故条件下释放的气载放射性流出物对公众产生的个人有效剂量当量和集体有效剂量当量。计算结果表明,正常运行时厂址边界(0.5km)处的最大个人有效剂量当量为2.7×10~(-2)mSv/a,该剂量的大部分来自~(137)Cs 的食入(主要由地表湿沉积引起);80km 范围内的集体有效剂量当量为1.1人·Sv/a,归一化集体有效剂量当量为3.7人·Sv/GW(e)·a。文中还给出了事故情况下剂量估算结果。     

甲癌患者131I治疗后手及颈部剂量当量率的监测与临床意义

为监测分化型甲癌(differentiated thyroid carcinoma,DTC)患者¹³¹I治疗后手及颈部近距离剂量当量率变化情况,指导患者如何进行最优化的辐射防护。以100例DTC患者按治疗次数分为两组,每组各50例,组1为首次行¹³¹I清甲治疗患者(服用¹³¹I剂量3 700～4 440 MBq),组2为再次行¹³¹I清灶治疗患者(服用¹³¹I剂量6 660～8 140 MBq),采用Inspector Alert γ射线检测仪分别对两组患者于¹³¹I治疗后出院时、出院后1周、2周、1个月及2个月进行双手及颈前部剂量当量率测量,测量距离包括颈前部、手掌部30 cm处及紧贴皮肤处。结果表明,(1)随着时间的延后,各监测时间点剂量当量率逐渐降低。患者出院后1个月距患者颈部、手掌部30 cm处剂量当量率、出院后2个月各监测部位剂量当量率均值均在天然本底范围内( 0.25 μSv/h) 。(2)¹³¹I治疗出院时,患者颈部剂量当量率均值均大于手掌部位,但出院后1周、2周及1个月,患者手掌部位剂量当量率均大于颈部。(3)出院后1个月内,一疗程患者颈部各时间点剂量当量率均值均大于二疗程(p＜ 0.05),二疗程患者紧贴手部各时间点剂量当量率均值明显大于一疗程(p＜ 0.05)。¹³¹I治疗患者刚出院时,各监测部位剂量当量率均较高(＞20 μSv/h),建议患者出院后1周内避免与他人亲密接触,2周内避免长时间超亲密接触,避免与特殊人群(如婴幼儿、孕妇等)零距离接触(如拥抱、亲吻等),出院后1个月距离患者≥30 cm的社交活动和出院后2个月的社交活动可完全不受限制。患者手部容易被污染导致剂量当量率较高,尤其是二疗程患者,应做好辐射防护隔离措施。