固定式环境γ辐射剂量率仪现场校准技术

固定式环境γ辐射剂量率仪是承担环境连续监测任务的主要设备,不便于拆卸送往计量实验室进行校准检定,且送检周期较长,影响连续监测点数据的连续性。为按期校准固定式仪表,本文结合蒙特卡罗方法研制了能量补偿型高气压电离室和便携式137 Cs照射装置,利用天然本底辐射(陆地γ射线和宇宙射线)和便携式照射装置产生的137 Csγ射线参考辐射对固定式环境γ辐射剂量率监测仪表开展现场校准实验。结果表明,采用环境比对和现场照射的方法能较好地解决固定式环境γ辐射剂量率仪的校准问题,现场所得校准因子与标准实验室中校准因子的相对偏差小于5%。     

高气压电离室能量响应特性的蒙卡方法优化设计

环境γ辐射监测用的高气压电离室要求具有较平的能量响应,以便提高其对环境γ辐射剂量率测量结果的准确性。论文利用MCNP蒙卡程序研究了高气压电离室对不同能量光子的响应特性,模拟研究了不同材料、不同厚度和不同面积能量补偿片对高气压电离室能量响应特性的作用规律,并在标准参考辐射场中进行刻度。根据其作用规律指导对高气压电离室外壁进行能量补偿的设计,解决了高气压电离室对不同能量γ射线响应不同的技术难题。计算和刻度结果表明:厚度为2 mm,屏蔽面积65%的锡片能够使高气压电离室在60 ke V~1.5 Me V之间的响应相对于137Cs的偏差在±30%以内,满足设计要求。     

基于金刚石超短超强激光脉冲X射线剂量仪研制

基于金刚石探测器研制了脉冲X射线剂量测量仪，并对其性能进行进一步研究测试，使用蒙特卡罗软件FLUKA对测量仪进行了全装置建模，基于该模型完成了能量和角响应模拟。在中国计量科学院对仪器进行了实验校准，实验内容包括仪器对于¹³⁷Cs、⁶⁰Co的能量响应以及剂量率响应校准，以及仪器对于¹³⁷Cs的角响应校准，结果表明仪器输出电流与剂量率具有较好的线性，仪器未表现出明显的饱和现象，且仪器对¹³⁷Cs具有较好的角响应，最大差异不超过18%。基于3、6 MV电子脉冲加速器和“XG-III”等激光装置开展了相关验证实验，获得了与Unidos标准电离室、TLD较为一致的结果，最大误差分别为7%和36%。基于以上模拟和实验，进一步验证了本仪器应用于超短超强激光装置致脉冲辐射场剂量实时测量的可行性，为此类脉冲辐射场提供了剂量率测量手段。     

治疗水平电离室剂量计X射线能量响应的研究

通过中能X射线(60～250 kV)照射量国家基准,研究电离辐射治疗水平电离室剂量计的能量响应。对有代表性的三种类型电离室剂量计在中能X射线标准辐射场中进行校准,获得X射线能量响应的平均值和标准偏差,结果显示两种类型的电离室能量响应小于4%,能够满足治疗水平电离室国家计量检定规程的要求。     

γ辐射剂量率仪对宇宙射线响应及校准因子的间接校准

通过已测定和未测定宇宙射线响应的γ辐射测量仪在天然环境辐射场中的比对测量,可以确定辐射测量仪的宇宙射线响应及校准因子。选择美国通用电器公司生产的高压电离室RSS-131环境辐射监测仪作为量值传递仪器,对BH3103B便携式X-γ剂量率仪和6150闪烁体探测器γ辐射测量仪进行宇宙射线响应和校准因子的间接校准,与广东省辐射剂量计量检定站所检定的结果比较,校准因子的相对偏差分别为-2%和0;与在万绿湖对宇宙射线空气吸收剂量率的实测值比较,宇宙射线响应的相对偏差分别为-3.6%和3.1%。结果基本一致。     

基于G(E)函数法的NaIγ谱仪能谱-剂量转换研究

利用Geant4求解国控大气辐射环境自动监测站NaI γ谱仪G(E)函数,对NaI γ谱仪进行能量响应修正,实现NaI γ谱仪能谱-剂量直接转换。通过点源刻度实验,获取NaI γ谱仪Geant4物理模型。然后利用Geant4和高斯展宽获取NaI γ谱仪对不同能量γ射线的响应能谱。最后采用最小二乘法求解得到NaI γ谱仪G(E)函数。并通过标准源¹³⁷Cs、⁶⁰Co、²⁴¹Am的实验能谱进行验证,表明利用G(E)函数和谱仪实际能量谱求空气吸收剂量率的方法是可行的。     

137Cs γ射线空气比释动能率的国际关键比对

为建立我国¹³⁷Cs γ射线空气比释动能基准并使之达到国际等效,中国计量科学研究院（NIM）采用石墨空腔电离室在国际计量局（BIPM）¹³⁷Cs γ辐射场中开展了基准装置的直接比对,其比对结果为0.996 7,合成标准不确定度为0.21%。同时采用校准同一电离室的方式开展了间接比对,得到的间接比对结果为0.996 4,合成标准不确定度为0.29%,直接比对和间接比对相对偏差约为3×10^-4,在不确定度范围内结果符合较好,该比对结果已进入国际计量局的关键比对数据库。     

高压电离室环境辐射剂量率仪

本文介绍的高压电离室环境辐射剂量率仪,主要用于测量建筑物材料和地层的γ辐射以及宇宙射线带电粒子成分在空气中产生的吸收剂量率。它由能量补偿球形高压电离室、MOS 场效应管静电计和简易数字电压表组成。电离室的平能量响应范围为60—1250keV,剂量率仪稳定性好,灵敏度较高,重量约6kg。     

几种环境剂量率仪的刻度

环境辐射监测,近年来受到国内外普遍重视,各种测量仪器也相继出现。目前已采用高气压电离室,环境闪烁剂量仪,热释光剂量仪等,尽管形式多样,但在使用前都要进行γ照射量率刻度以及能量响应实验测定,以便能较准确地反映环境辐射场的照射量的分布。环境辐射主要成份是宇宙射线,陆地天然γ辐射,人工同位素的大量应用及核爆引起的污染。环境辐射能潜较为复杂,这就对测量仪器能量响应有所要求,其中电离室型仪器以及有能量补偿的塑料闪烁剂量率仪是二种能响性能较好的仪器。本文就球     

SiC探测器的中子和γ性能测试

第三代SiC半导体探测器具有体积小、响应时间快、中子/伽马(n/γ)甄别容易等优点,广泛应用于反应堆堆芯剂量监测。本文针对自研的第三代Si C半导体探测器,采用电子束蒸发真空镀膜的技术将中子转换层材料6LiF(6Li丰度为95%)喷镀到SiC基底上,厚度为25μm,实现了中子转换层厚度优化。利用241Am α放射源(活度9.37×10³ Bq)开展α粒子响应信号幅度的测量,并在¹³⁷Cs γ放射源(活度6.23×10⁷ Bq)环境下开展γ射线的响应测试。另外,在标准辐射场系统中进行了SiC探测器的中子注量率响应线性度测量、γ剂量率响应线性度测量以及中子注量率响应线性标定。结果表明：该探测器在1×10³～1×10⁶ cm^-2·s^-1中子注量率范围内线性响应拟合R²=0.996 9,具有良好的线性响应,n/γ剂量响应范围为0.005～20 Gy·h^-1,可用于核电现场反应堆中子和γ剂量的实时、精...     

基于三角圆筒铅屏蔽NaI探测器的放射源定位研究

随着放射源和放射装置的广泛应用,放射源事故的发生概率不断增大。因此,一旦发现放射源丢失,如何尽快将其定位并安全找回尤为重要。本文设计了一种三角圆筒铅屏蔽的NaI探测器,用于放射源的定位探测。实验研究了测量时间、铅屏蔽厚度、源与探测器间距、伽马射线能量等因素对放射源定位的影响。结果表明:对于137 Cs源,在空气吸收剂量率≥0.028μGy/h处,定位平均角度偏差≤1.24°;对于60 Co源,在空气吸收剂量率0.4μGy/h处,测量的平均角度偏差为1.16°;对于距离约1.5 m的9.25×105 Bq 137 Cs源,定位偏差约为0.097m。     

用蒙特卡罗方法模拟计算高气压电离室对 60Co和 137Cs源的空气吸收剂量率因子

用蒙特卡罗方法模拟计算高气压电离室对⁶⁰Co和¹³⁷Cs源的空气吸收剂量率因子，并在标准参考辐射场中进行对应刻度。计算和刻度结果表明：对¹³⁷Cs点源，高气压电离室空气吸收剂量率因子的计算值与刻度值间的相对偏差为0.65%；对⁶⁰Co点源，两者之间的相对偏差为－5.5%。计算值与刻度值在不确定度内一致。     

ν射线参考辐射周围剂量当量标准电离室的蒙特卡罗模拟

由放射源^137Cs和^60Co产生的ν射线参考辐射在辐射监测仪表的校准中起着重要作用。对于场所辐射监测仪表的校准,参考辐射需提供周围剂量当量H^＊（10）的约定真值。本研究采用H^＊（10）标准电离室法测定周围剂量当量H^＊（10）的约定真值,利用MCNP4C蒙特卡罗模拟程序,提出了基于双金属补偿法的电离室结构设计方案。结果表明,在15～1500keV能量范围内,该电离室能量响应满足国际标准ISO4037—4的要求,该研究结果对H^＊（10）标准电离室的建立具有重要的指导作用。     

Thermoluminescent characteristics of topaz from Sabser mine near Sakardu in northern Pakistan

Topaz, a naturally occurring aluminium fluorosilicate mineral, shows thermo-luminescence (TL) after irradiation to gamma rays. The TL characteristics (glow curve, dose response/intensity, sensitivity, energy response, fading, reusability and mechanical stability) of topaz collected from the Sabser mine in the vicinity of Sakardu in northern Pakistan were studied. The purpose of this study was to design and develop a TLD (thermoluminescence dosimeter) based on topaz. The samples of topaz from this mine were cut into square chips of dimensions 3.2 × 3.2 mm with thickness 0.9 mm, which are suitable for the TLD reader. Gamma dose was given to the chips from ⁶⁰Co and/or ¹³⁷Cs gamma irradiators. The TL glow curves of the chips revealed stable peak at about 260 °C. The height of this peak rose linearly with increase of dose levels. The TL response versus dose (calibration curve) showed the linear behaviour between 10⁻² and 10² Gy without saturation. Dose response was independent of gamma energies of ⁶⁰Co and ¹³⁷Cs. The response of standard sized chips of topaz remained constant within ±11% deviation from initial value after 30 cycles of reuse. The rate of fading of topaz chips of this mine were studied up to four months, which was fast for initial few hours and slowed after a few days. The chips remained mechanically stable during handling in all types of experiments. Standard sized topaz chips of Sabser mine can effectively and efficiently be used as a TLD.     

脉冲X射线次级标准电离室研制及量传技术研究

为解决脉冲X射线参考辐射场剂量准确定值及校准的技术难题,本文结合理论计算、蒙特卡罗模拟和实验的方法研制了脉冲X射线次级标准电离室并建立了ms级脉冲X射线参考辐射场,开展了主动式电离辐射剂量仪的脉冲X射线响应测试工作。实验结果表明,目前在售主流主动式剂量计的脉冲剂量响应偏低甚至给出错误读数,不适用于短脉冲、高剂量率辐射场的剂量测量和预警,会对人员安全造成较大隐患,因此应研发适用于脉冲X射线的主动式电离辐射剂量仪并推广脉冲X射线计量校准工作。     

辐射检验场最佳使用环境的实验确定

介绍了广东省环境辐射监测中心粤西分部辐射检验场的设计建设方案。采用RSS131型高压电离室作为传递仪器,在不同测量条件下,检验6150AD型和FH40G型便携式辐射监测仪的刻度系数及宇宙射线响应。检验结果表明:辐射检验场γ辐射剂量率最大值小于500 nGy/h时,较适合直线拟合计算宇宙射线响应值;γ辐射剂量率最大值大于500 nGy/h时,较适合直线拟合计算刻度系数。     

核电站γ辐射剂量仪校准实验室设备设计与研究

核电站在运行过程中需大量的辐射剂量仪,以确保人员和环境的安全。参考辐射是辐射剂量仪校准工作必备的条件,由于核电站运行过程中辐射剂量仪使用数量巨大,因此核电站通常建设γ校准实验室用于辐射剂量仪的校准检定工作。结合蒙特卡罗方法完成了⁶⁰Co单源照射装置和¹³⁷Cs多源照射装置的优化设计,并利用PTW空腔电离室对辐射场的散射比例和均匀性进行测量,结果表明,γ校准实验室的技术参数满足ISO4037标准要求,该设备经建标考核后可用于开展核电站γ辐射剂量仪的校准检定工作。     

Design and Research of Calibration Laboratory Equipment for Gamma Radiation Dosimeter in Nuclear Power Plant

A large number of radiation dosimeter are needed in nuclear power plant to ensure the safety of personnel and environment. Reference radiation is a necessary condition for the calibration of radiation dosimeter. Due to the large number of radiation dosimeters used in nuclear power plant, gamma calibration laboratory is usually built for the calibration of radiation dosimeter in nuclear power plant. The optimal design of ⁶⁰Co single source irradiation facility and ¹³⁷Cs multi-source irradiation facility was completed by Monte Carlo method. The scattering ratio and uniformity of radiation field were measured by PTW cavity ionization chamber. The results show that the technical parameters of gamma calibration laboratory meet the requirements of ISO4037 standard, and the equipment can be used to carry out the calibration and verification of radiation dosimetes in nuclear power plant after the standard evaluation.