X光透射剂量中模体散射线的物理特性研究

放射治疗的X光透射剂量中含有不同强度的模体散射线,影响其临床应用.本文基于实验方法在不同条件下测量6 MV X线射野中心轴及离轴位置的透射剂量分布,从中提取原射线剂量,计算得到相应的散射线剂量,分析透射剂量中原射线和模体散射线的大小,研究不同条件下透射剂量中模体散射线分布的物理特性.     

60Co辐照装置剂量场均匀性的优化设计

采用蒙特卡罗方法和MATLAB(Matrix Laboratory)程序对由576根钴源构成的辐照装置中剂量场均匀性进行优化设计.首先将程序计算结果与实验测量进行比较,接着对程序设置3200个计算点计算了辐照装置的剂量场分布;剂量场均匀性计算中,不断地改变钴源棒位置并不断计算空间平面剂量场.计算结果发现,程序计算值与实验测量值较为一致,经调整后装置的空间剂量均匀度显著提高,使得辐照装置的能量使用率大大提高.     

三维并行程序JSNT对HBR-2装置的屏蔽计算与分析

屏蔽计算是反应堆设计的重要环节之一,其计算结果直接影响核系统的寿命以及周边环境的辐射安全。JSNT是由中物院高性能数值模拟软件中心自主研发的三维离散纵标（S_N）中子/光子输运程序,采用区域分解实现大规模并行,具有较高的计算精度和计算效率。本文利用JSNT对HBR-2装置进行屏蔽计算,分析了辐照监督管处和中子剂量测量仪处的中子通量密度分布以及6个核素的放射性比活度,并与实验测量值进行了比较,发现网格划分对计算结果有较大影响,随着网格的加密,计算结果趋于实验值;除在中子剂量测量仪处的²³⁷Np(n,f)¹³⁷Cs和²³⁸U (n,f)¹³⁷Cs外,计算结果与测量值的相对偏差均小于20%,满足工程要求。     

常规分割非均整模式部分弧旋转调强计划剂量验证的分析

对比了aSi-1200 EPID与Octavius 729探测器在常规分割非均整(Flattening filter free, FFF)部分弧RapidArc计划验证中的应用,探究两者的适用性和局限性及对MLC(Multi-leaf collimator)模型参数变化的γ响应。获取水模体不同大小方野的通量图,比较通过中心轴Crossline和Inline的CU(Calibration unit)值曲线评估aSi-1200 EPID背向散射屏蔽层的有效性。选取50个计划,在不同标准和阈值行2Dγ指数通过率分析(全局归一),将γ值较低的计划数据导入Verisoft软件重建剂量。任选一计划,引入不同量值的MLC透射因子(Transmission factor,TF)和剂量叶片间隙(Dosimetric leaf gap,DLG)偏差,共创建80个修正剂量分布,将原始计划的测量剂量与修正计划的TPS剂量行γ通过率评估。结果表明:正的离轴位置跌落区CU值差异达2～3倍,Inline方向测量值整体偏小(Varian EDGE加速器),而Halcyon加速器两个方向CU值轮廓近乎完全重合。aSi-...     

直线加速器散射校正因子的蒙特卡罗计算

临床上处方剂量计算时要考虑百分深度剂量(PDD)和总散射校正因子(Sc,p)的影响.本研究中利用蒙特卡罗程序(BEAMnrc和DOSXYZnrc)模拟SIEMENS Primus Plus直线加速器6MV能量的电子束,计算各照射范围内总散射校正因子和百分深度剂量值,并与指形电离室测量值比较,同时计算了总散射校正因子(S...     

散射大厅内中子导管屏蔽计算

中子导管将冷中子束从冷源引出至散射大厅,为保证大厅工作人员的安全,提供低本底实验环境,必须设计相应的屏蔽体进行屏蔽。在已有中子导管屏蔽体初步结构设计方案的条件下,联合McStas、MCNP,采用分段计算的方法对其进行了屏蔽计算,得到了散射大厅内中子导管周围不同位置处的辐射剂量率,验证了中子导管屏蔽体结构设计方案的有效性,为进一步开展工程设计提供了依据。     

中子源屏蔽体尺寸和源室结构对本底的影响

采用蒙特卡罗粒子输运计算程序(Monte Carlo N-partical transport code,MCNP),就中子源屏蔽体和中子源室结构对屏蔽体不同探测位置的中子透射和反射情况进行了计算机模拟计算.计算采用的入射粒子分别为14 MeV和5 MeV的单能中子以及252 Cf自发裂变中子.从计算结果看,屏蔽体的尺寸和结构对中子透射的影响都比较明显;源室的结构和地坑也对本底产生较大影响.通过理论计算可以了解屏蔽体结构和源室情况对测量本底的影响,可为源室设计以及中子实验研究提供重要参考.     

60Co双投影辐射成像系统中的散射干扰模拟研究

~(60)Co双投影辐射成像系统,采用两个射线源,分别底置和侧置,通过一次扫描即可获得仰视和侧视两个方向的投影图像。但由于散射的存在,两个投影平面的成像会相互干扰。为降低两投影平面间的散射影响,提高该系统辐射图像的质量,首先基于蒙特卡罗方法建立仿真模型,并对空载时散射分布的模拟值与实验值进行对比,验证了模型的可靠性,然后模拟分析了不同投影平面间距、探测器周围布置不同屏蔽材料(钨、铅、钢和铝)以及屏蔽层位置和厚度对散射的影响。结果表明:当投影平面间距为40 cm并且屏蔽层厚度相同时,使用铅并将其布置在支撑架和侧视电离室之间时,对散射的屏蔽效果最好;投影平面间距分别为40 cm和80 cm时,散射可以分别降低至间距为10 cm时的55%和40%以下,安装2.5 cm的铅片可以将散射进一步降低80%。此研究为双投影系统针对散射校正的硬件改良和升级提供参考与指导。     

中国实验快堆某辐照实验组件燃耗分布测量

在中国实验快堆(CEFR)上建立了实验组件燃耗分布测量的实验装置。对CEFR某一辐照实验组件中的4#及6#燃料元件棒进行了相对燃耗分布的测量,并与理论计算结果进行了比较。结果表明:两根燃料元件棒虽处于实验组件的不同位置,但相对燃耗分布基本一致;燃耗分布的实验测量结果与理论计算结果符合较好;实验组件燃耗分布测量的相对误差在10.2%以内。本文工作为开展快堆乏燃料组件燃耗测量奠定了基础。     

医用加速器周边辐射剂量监测与评价

利用经验公式对屏蔽墙厚度进行理论计算以及对屏蔽墙周边辐射剂量定点测量,通过两个方面来对医用加速器周边的辐射剂量进行监测与评价。将计算及测量结果与环境本底和国家标准值进行比较,该医用加速器产生的辐射对周边居民和环境的影响远低于国家标准值,其辐射剂量率基本与环境本底值无异。     

掠入射X射线散射法研究超光滑镜面粗糙度

在Xiaomin Tong等的理论上发展了一个二维理论模型,建立散射光强分布与超光滑表面功率谱密度(PSD)的关系。在上海同步辐射光源小角散射实验站上,用不同粗糙度的210 mm和320 mm长的超光滑反射镜进行掠入射X射线散射法(GIXRS)实验,测量散射分布并进行处理,计算出两块反射镜的表面均方根粗糙度(RMS)。与白光干涉法测量结果的比对结果表明,根据这种理论进行数据处理得到的RMS值,与白光干涉法的测量结果非常符合。     

百千瓦级空间核反应堆屏蔽优化研究

屏蔽体尺寸和重量对空间核反应堆和核动力航天器性能有着重要影响,因而屏蔽设计优化是空间核动力系统设计的关键。本文以JIMO项目反应堆为对象,在铍-碳化硼-钨-氢化锂分层组合屏蔽方案的基础上,考虑到辐照剂量的径向分布,采用蒙特卡罗方法计算了负载处辐照剂量和氢化锂中子剂量,分析了屏蔽设计原理,并提出了分步优化方法以实现屏蔽优化。根据结果分析,调整了铍和碳化硼的厚度比例、钨半径及布置位置,获得了优化的屏蔽方案,在满足屏蔽要求的基础上质量减少了98.41 kg。提出的屏蔽方案及设计流程可为空间核电源屏蔽设计优化提供参考。     

含硼聚乙烯对D-T中子的屏蔽研究

利用理论计算和实验测定的方法,得知了含B4C聚乙烯对D-T中子的屏蔽效果,并在此基础上设计了探测屏蔽系统用于零功率堆中子衰变常数(俗称α常数)的瞬态测量实验．实验的信噪比、测量结果等与系统设计值及理论计算结果相符。     

大动物模型内的中子剂量分布

计算了在圆柱形狗模型中的中子剂量分布;假定模型主要由 H、C、N 和 O 四种元素组成,单能中子平行束是沿与柱轴垂直方向入射在模型表面上。计算中考虑了弹性散射、非弹性散射、俘获反应和非散射过程。以随机步长跟踪每个入射中子,直至中子的能量小于0.3eV 或者中子跑出该系统为止。低能中子的 N(n,p)C 和 H(n,γ)D 反应的剂量贡献是根据扩散理论处理的。本文给出了单能中子和感生γ射线的剂量-深度分布。计算是用 NPDC 程序——中子在生物组织中的输运程序完成的。     

含硼轻材料屏蔽14.1 MeV中子的实验研究

在零功率堆中子衰变常数(α常数)瞬态测量实验时,必须进行本底中子的屏蔽。利用理论计算和实验测定的方法,得到含B4C聚乙烯对D-T中子的屏蔽效果,并在此基础上,设计了探测屏蔽系统用于α常数的瞬态测量实验。测量结果与系统设计值相符,测量数据的信噪比与理论计算结果相吻合。     

~(125)I巩膜敷贴器的剂量学特性的研究

用经验公式按合适的几何模型作剂量学计算 ,可以得到对应于不同的几何形状和不同放射源活度的等剂量曲线。用LiF热释光片在水 -有机玻璃体模及空气中 ,分别作12 5I眼科巩膜敷贴器的表面剂量测定 ,结果在误差范围内无明显区别 ,得到的最终表面剂量及其均匀性分别为 :( 3.4 6± 0 .0 1)、( 0 .178± 0 .15)nGy h·Bq。用BaF2 闪烁探测器及LiF热释光片分别作敷贴器正面、背面等的计数测量和剂量测定 ,得到12 5I巩膜敷贴器的剂量的空间分布 ,其中 ,背面剂量不到正面剂量的 0 .1%。用LiF热释光片在水 -有机玻璃人体模型中作沿着眼睛中心轴的深度剂量分布的实验测量结果表明 ,测量距离大于约 5mm以后 ,计算值与实验值在误差范围内完全符合 ;在距离小于约 5mm时 ,计算值明显高于实验值 ,但能从实验上作分析解释     

基于EGSnrcMP计算电子束照射法脱硫脱氮技术工艺中反应器的剂量分布

采用蒙特卡罗程序EGSnrcMP对电子束辐照烟气脱硫脱硝反应器的剂量分布进行了模拟计算,将计算的结果运用矩阵实验室(Matrix Laboratory,矩阵实验室)数学分析软件进行了数据处理,并与文献中实验测量值进行了比较.结果表明,采用EGsnrcMP程序计算所得到的剂量与实验的结果吻合,EGSnrcMP为今后同类问题的设计与评价提供了良好的计算工具.     

复合型种子源~(125)I-~(103)Pd剂量场分布的蒙特卡罗模拟与实验测定

在相同参数条件下,使用MCNP5、EGSnrc两种蒙特卡罗方法模拟和实验测定~(125)Ⅰ-~(103)Pd复合种子源剂量场分布情况,实验中采用LiF热释光剂量片(GR-200)记录吸收剂量,有机玻璃为组织等效材料。通过与实验结果比较,两种程序在模拟粒子输运方法、几何描述、材料截面数据等方面结果不同,但是两种程序计算结果与实验符合较好。结果表明,MCNP5和EGSnrc可准确计算种子源剂量场分布。EGSnrc得到的剂量数据更加准确。     

中国实验快堆某辐照实验组件燃耗分布测量

<正>为了解中国实验快堆(CEFR)堆芯不同位置的辐照性能,验证快堆堆芯燃耗计算程序,对CEFR某一燃料实验组件进行了相对燃耗分布测量,并与理论计算结果进行对比,如图1所示,两者符合较好。图1a示出测量得到的4#元件棒及6#元件棒在不同位置处~(137)Cs的相对活度分布。元件棒不同位置的~(137)Cs活度分布较为连续,未出现锐利的     

EAST中性束注入器大厅内辐射剂量计算与测量

利用解析方法对EAST大功率中性束注入器充氢运行时实验大厅内6个关键点的辐射剂量进行了理论计算,并利用光致光剂量计(OSL)对这些位置点进行了辐射剂量测量。理论计算和OSL测量结果表明:理论计算结果与实验测量结果具有一定吻合度。同时还表明:EAST中性束注入器现有的防护装置满足实验运行时辐射防护要求。