环境γ辐射剂量率仪现场校准用辐照装置的研制

为开展环境γ辐射剂量仪的现场校准,研制了一套辐照装置,其辐射场空气比释动能率可在0.27-34.86μGy·h~(-1)范围内通过距离与减弱器来调节。基于大量Geant4蒙特卡罗模拟设计了一种轻便型辐射准直器,在保证辐射场品质的前提下,大大降低了准直器重量,更适用于现场校准。此外,还研制了一套自动化支撑平台与三片曲面辐射减弱器,可远程实现辐射装置空间定位以及辐射场强度和空间的调节,曲面辐射减弱器有利于保证辐射场均匀性。测试实验及蒙特卡罗模拟结果显示,该辐射装置辐射场再现性、自散射、均匀性等性能良好,通过系统地计算地面散射对辐射场的影响,可为现场校准提供指导。     

西安脉冲堆失水事故后堆顶平台散射γ剂量率计算

计算了西安脉冲堆发生失水事故后,堆芯发射的γ射拇因失去堆水池屏蔽层,直接穿透空气被顶部天花板反散射后在堆水澉平台产生的辐射剂量率。计算结果与ＴＲＩＧＡ－２堆结果相符合,是确定事故后工作人员在平台可停留时间的基础,同时为适当地制定事故处理措施提供了参考。     

基于医用质子直线注入器的超高剂量率细胞辐照实验平台的设计

为了系统研究FLASH效应的放射生物学机制,需要一个可以进行超高剂量率细胞辐照实验的平台,该实验平台应具有稳定、大小合适且大范围可调的剂量和平均剂量率。基于国产7 MeV医用质子直线注入器,使用蒙特卡罗程序FLUKA设计并优化了一个单散射照射头。该照射头的材料为40μm厚度的钽箔,它既充当真空窗又充当散射体,源皮距为26 cm。经过模拟验证,该平台可提供直径为2 cm的照射野,剂量均匀度为4.9%。通过调整单质子脉冲的流强(0.1～1 mA)和脉宽(20～200μs),该实验平台的平均剂量和平均剂量率可以在6～667Gy和3.3×10⁵～3.3×10⁶Gy·s^-1之间调节。基于此,设计了使用单脉冲穿透模式辐照单层细胞的实验,剂量率为3.3×10⁵Gy·s^-1,剂量在7～40Gy范围内变化。该实验平台可以探究细胞FLASH效应的总剂量依赖关系,为揭示FLASH效应的机制提供支持。     

低剂量率辐照损伤增强效应的高温辐照加速试验机理研究

本文建立了包含温度场的低剂量率辐照损伤增强效应(ELDRS)的物理模型,利用有限元方法仿真了辐照温度、剂量率、总剂量和辐射感生产物浓度的相互关系,分析了工艺参数,如氧化物陷阱浓度、能级,含H缺陷浓度及界面陷阱钝化能对最佳辐照温度的影响。结果表明,最佳辐照温度是辐射感生产物产生与退火相互竞争的结果,且辐射感生产物的退火行为是决定最佳辐照温度的主要因素,因此氧化物陷阱的热激发能及界面陷阱的钝化能对最佳辐照温度的影响最为明显,是不同器件最佳辐照温度差异性的主要原因。     

CFBR-Ⅱ堆典型辐照位置的中子能谱计算

建立基于MCNP程序的中子能谱及平均中子能量计算方法,模拟计算了CFBR-Ⅱ堆典型辐照位置的中子能谱及平均中子能量随空间位置的变化关系。结果表明,各典型辐照位置的中子能谱集中分布于0.05–3MeV（～90%）;去耦盒与辐照孔道轴线上各点的平均中子能量随距离大致呈S形变化趋势,做辐照效应研究时要考虑能谱分布空间不均匀性的影响;去耦罩45°纬线圈到顶部较大范围内平均中子能量波动较小,是较理想的辐照区域。     

EGSWIN在邮件辐照灭菌系统屏蔽计算中的应用

对应用Monte Carlo(蒙特卡罗)方法计算电子束邮件辐照灭菌系统的屏蔽问题进行了研究。采用清华大学工程物理系蒙特卡罗中心开发的EGSWIN系统，对电子束源项进行了计算，得到电子束打铝板所产生韧致辐射的能谱、方向和强度，从而给出等效光子源。通过验证和比较，说明了EGSWIN在源项计算中的准确性和高效性。     

辐照剂量率对明胶自由基和性能的影响

为探讨剂量率对明胶分子辐照分解的影响机理,采用电子自旋共振(ESR)、凝胶渗透色谱(GPC)等检测技术分析明胶经剂量率为60、480Gy/min 60 Co以及剂量率为12 000Gy/min加速器辐照0~32kGy剂量后,自由基特征、明胶性能与剂量率的关系。结果表明,未辐照明胶ESR信号微弱,三种辐照方式处理后的明胶均呈现相似的ESR双峰特征;相同吸收剂量下,明胶自由基信号强度由大到小依次为60Gy/min 60 Co辐照明胶、480Gy/min 60 Co辐照明胶和12 000Gy/min加速器辐照明胶;60 Co辐照后自由基信号强度(y)与剂量(x)的线性关系为y=26.983x2+1 641.8x-205.69;辐照明胶特性黏度、平均相对分子质量、凝胶强度和断裂伸长率由高到低依次为480Gy/min 60 Co辐照明胶、12 000Gy/min加速器辐照明胶和60Gy/min 60 Co辐照明胶。可见,高剂量率辐照可能减少明胶中有效长寿命自由基的含量,从而抑制明胶辐照灭菌中性能的劣变。     

一种旋转式血液辐照仪漏射线束的MCNP计算方法

旋转式血液辐照仪因为其特殊的结构设计, 在固定屏蔽构件和旋转屏蔽构件之间存在一定的缝隙, 项目环评中对此缝隙造成的漏射剂量常被重点关注。本文通过蒙特卡罗方法针对这种旋转式血液辐照仪的漏射线束进行了计算, 证明在估计2 mm宽的缝隙情况下, 仪器表面接触剂量率满足医药行业标准的要求。     

双极电压比较器高低剂量率辐照损伤特性

为研究双极电路在空间辐射环境下的损伤规律,对典型双极电压比较器进行不同偏置条件下60Co-γ高低剂量率辐照试验。结果表明:电压比较器的输入偏置电流、开环增益和输出低电平等参数在电离辐射环境下均发生不同程度的退化,且都表现出低剂量率辐射损伤增强效应。通过进一步分析比较器敏感参数的变化规律以及电路级的具体退化模式发现,偏置条件对于电压比较器的辐照损伤特性有很大影响。     

双极晶体管的高温变剂量率辐照效应

研究了双极晶体管的变剂量率电离辐射损伤,发现从高到低的变剂量率辐照更有利于低剂量率辐射损伤增强效应的加速评估.     

日本福岛第一核电厂注水作业工作人员的剂量计算

根据日本政府核事故应急指挥部公布的数据,对参与日本福岛第一核电厂乏燃料水池注水作业工作人员分别受圆柱形、链形、锥形、扇形、漫烟形、屋脊形6种典型烟羽模型照射的吸收剂量率进行了计算.结果表明:身着含铅防护服工作人员受圆柱形和漫烟形烟羽照射的吸收剂量率分别为最小值0.14×102 μGy/h和最大值5.35×102 μGy/h;在同种放射性烟羽模型照射下,工作人员身着含铅防护服时吸收剂量率值小于未着气衣时值.计算结果将为核事故应急受照工作人员的剂量评估和医学治疗提供参考.     

1998年核电站个人剂量双轨监测报告

就中国辐射防护研究院与大亚湾,秦山两个核电站开展的个人剂量双轨监测,对１９９８年度的监测方法和数据进行了总结,统计分析表明,个人剂量的监测结果,偏差绝大部分控制在±２０％以内,此外,有关质量保证的经验和措施作了探讨。     

环境γ辐射剂量率受降水影响规律研究

利用高气压电离室连续测量我国东部某地环境γ辐射剂量率,同时监测降水参数。研究发现:降水引起剂量率升高,最大升幅达38.1%,降水总量最大的夏季升幅最大;剂量率升幅大雨中雨小雨;降水强度越大,降水开始后剂量率升高越快,剂量率最大值出现点比降水强度最大值出现点晚约1h。同一降水强度条件下,剂量率升高幅度,冬季春季秋季夏季,降雪降雨。     

核电厂DCS系统运行维护管理策略研讨

通过分析核电厂全数字化仪表控制系统(DCS)对机组稳定运行的影响因素和实际案例,针对核电厂非安全级DCS提出满足单一故障准则的需求,针对核电机组不同运行工况和状态提出单点关键敏感(SPV)设备动态管理的理念,同时阐述了DCS可在线维修能力的必要性,为核电厂DCS的运行维护和管理提供借鉴。     

西安脉冲堆辐射剂量监测

为了确保反应堆运行人员和公众的安全,西安脉冲堆设置了比较完善的辐射剂量监测系统。该系统包括固定式在线连续监测和便携式仪表及取样监测两部分,本文主要了固定式在线连续监测的监测,测点布置以及各监测仪的性能特点,并简要介绍了便携式仪表及取样监测中各仪表的性能与适用范围。     

长白山γ辐射空气吸收剂量率初步调查

结合我国长白山主峰地区典型地形地貌特征,较全面的开展γ辐射空气吸收剂量率水平调查,掌握了第一手的调查数据。调查结果表明长白山主峰的北坡、南坡及西坡海拔高度800m以上各测点地表环境γ辐射剂量率结果随海拔高度变化呈明显的正相关性。本工作的开展也为后续山林地区γ辐射空气吸收剂量率水平测量工作积累经验。     

核电厂恒力支吊架的自动选型研究

为解决核电工程恒力支吊架的选型问题,结合恒力支吊架载荷在一定范围内可调节的特性及其载荷行程参数规律,提出恒力支吊架的选型要求,并利用Visual Basic编程软件对选型流程进行优化。该流程通过合理定义数组,函数调用,能够在输入已知条件的情况下,自动选择最经济合理的恒力支吊架。     

Current Philosophy regarding the Role of Environmental Radiation Monitoring Programs in the Environs of Nuclear Power Generating Stations

This paper reviews the philosophy of environmental radiation monitoring programs in the environs of a nuclear power generating station as this philosophy relates to the utility. The goals of these programs as they relate to Nuclear Regulatory Commission regulations are set forth. Program design for both preoperational and operational programs is presented. Finally, problems in the design and implementation of the various aspects of environmental monitoring programs are identified.