β射线吸收剂量参考辐射场测量研究

β射线对于人体皮肤的浅表剂量的监测是外照射个人剂量监测的重要部分。为研究建立β辐射剂量国防计量最高标准,依照ISO 6980国际标准,对名义活度分别为37 GBq的147Pm、460 MBq的⁹⁰Sr+⁹⁰Y和3.7 GBq的⁸⁵Kr 3种放射源的辐射场特性进行研究。实验得到¹⁴⁷Pm、⁹⁰Sr+⁹⁰Y和⁸⁵Kr放射源分别在20、30、30 cm带展平过滤时的剩余最大能量为0.16、2.00、0.58 MeV。β污染、光子污染及辐射场均匀性在规定值的±5%以内,均满足ISO 6980标准要求。利用外推电离室对测量点处带展平过滤的皮肤组织等效材料的吸收剂量率进行测量,对涉及到的电离室有效面积及入射窗引起的散射和衰减等修正因子进行了详细的计算,测量得到¹⁴⁷Pm、⁹⁰Sr+⁹⁰Y和⁸⁵Kr分别在距源20、30、30 cm处的吸收剂量率分别为8.352、39.24、154.08 mGy/h,并与出厂证书给出的剂量值进行对比,最大相差0.52%,在可接受范围内。     

核设施β-γ混合场中定向剂量当量率(H)'(3)的现场监测方法

本文主要介绍核设施β-γ混合场中定向剂量当量率$\dot{H}$′(3)的现场监测方法。基于研制的ZF-D300型定向剂量当量率$\dot{H}$′(3)监测仪,利用γ标准辐射场、β标准辐射场、以及组合的β-γ标准辐射场,测量给出了监测仪器对γ射线和β射线的响应特性。结合周围剂量当量率仪、β谱仪和γ谱仪测量数据,给出了β-γ混合场中测量$\dot{H}$′(3)的数据处理方法。在实验室建立的标准β-γ辐射场中,采用本文中数据处理方法测量计算的$\dot{H}$′(3,45°)值,与标准装置给出的$\dot{H}$′(3,45°)约定真值相对偏差小于±1%。在某核电站大修期间,对该β-γ混合场中监测$\dot{H}$′(3)的方法进行了应用。     

脉冲X射线参考辐射场研究与建立

脉冲辐射在新型探测器研制、工业探伤、X射线诊断、核事故应急和科学研究等领域中已得到了广泛应用,但其辐射剂量(率)测试难度极大。本文基于稳态X光机、脉冲X光机和便携式X光机研究建立了脉冲X射线参考辐射场,并基于脉冲X射线次级标准电离室和脉冲时间测量系统对辐射场的脉冲时间、脉冲剂量和瞬时剂量率等剂量学特性进行了研究。脉冲X射线参考辐射场的脉冲时间在50 ns～10 s之间可调,瞬时剂量率范围为2.5×10^-3～6.7×10⁵ Sv/h。本文所建立的脉冲X射线参考辐射场涵盖了环境水平、防护水平、诊断与治疗水平、核应急水平和核临界水平等剂量率水平范围,可用于主动式脉冲辐射剂量仪、个人剂量计和核临界事故探测与报警系统的脉冲响应特性研究,对于解决脉冲辐射剂量监测仪器的校准难题具有重要意义。     

田湾核电站弱贯穿辐射调查与个人剂量监测

在田湾核电站两次大修换料期间,对1、2号机组开展了弱贯穿辐射调查,主要工作包括可能存在较高弱贯穿辐射风险场所的辐射剂量率监测、部分代表性工作人员受到的弱贯穿辐射剂量监测、防护用品的防护效果测试等。由弱贯穿辐射测量结果可知,田湾核电站各检修设备表面沉积的放射性核素基本一致,主要包含⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁹⁵Nb、⁹⁵Zr、⁵¹Cr、¹²⁴Sb、⁵⁴Mn、^110mAg、⁵⁹Fe等,其伴随发射的β射线能量主要集中在600 keV以下。其中测得主泵剂量率比值H’(3)/H^*(10)最大值为2.08,H’(0.07)/H^*(10)最大值为34.9;蒸汽发生器H’(3)/H^*(10)最大值为2.58,H’(0.07)/H^*(10)最大值为10.7;堆本体H’(3)/H^*(10)最大值为1.25,H...     

大面积表面污染测量仪主要性能测试与分析

针对用于测量α、β射线的便携式大面积表面污染测量仪,为确保其测量性能,本文根据JJG 478—2016和GB/T 5202—2008标准要求,对自主研发的便携式α、β大面积表面污染测量仪的均匀性、探测效率、探测限、响应时间和温度稳定性等主要性能指标进行了测试。结果表明:便携式大面积表面污染测量仪的表面发射率响应对²⁴¹Amα源为30.4%左右,对⁹⁰Sr-⁹⁰Yβ源为48.1%,对³⁶Clβ源为45.5%左右;最低可探测下限对²⁴¹Amα源为0.15 Bq/cm²,对β源⁹⁰Sr-⁹⁰Y为0.07 Bq/cm²,对β源³⁶Cl为0.09 Bq/cm²;响应时间<4 s;在-10℃～40℃时可正常工作。各项参数指标满足标准要求,能够有效达到防止污染扩散,保证工作人员安全的目的。     

同位素中子源参考辐射能谱测量及模拟中子谱分析

不同成分中子参考辐射场是对中子防护材料性能测试的基本条件。为获得较理想的测试中子防护材料的中子参考辐射场,构建基于³He正比计数管的多球中子能谱测量系统,对基于²⁴¹Am-Be和²⁵²Cf中子源的中子辐射场慢化情况进行MCNP模拟和能谱实验测量。为准确判断实验室校准参考位置的中子散射情况,基于多球中子能谱测量系统,开展了中子散射成分测量。采用ICRP推荐的注量-剂量转换系数对能谱进行了剂量率转化,与使用长计数器的测量结果进行比较,发现在校准参考位置的剂量率相对偏差≤20%。开展了聚乙烯慢化同位素中子源获得特定能谱的实验研究,进行了慢化谱的模拟计算和实验测量,两者结果符合较好。该工作为后续的中子计量测试和中子防护材料测试提供了可用的中子参考辐射场。     

一种用于个人剂量当量Hp(0.07)监测的剂量计研制

鉴于目前国内生产的个人剂量当量H_p(0.07)剂量计对低能β辐射响应较差,以及对β、γ混合场中H_p(0.07)剂量测量误差较大的问题,基于LiF:Mg, Cu, P热释光探测器,结合模拟计算,研制了一种ZF-P7型H_p(0.07)剂量计。其性能指标测试结果表明：对于最大能量为225 keV～2.274 MeV的β射线,响应在0.67～0.95之间;对16 keV～1 250 keV的X、γ射线,响应在0.66～1.45之间;在剂量100μSv～1.2 Sv范围内,剂量线性在0.91～1.10范围内;在入射角为0～±60°,对65 keV X射线的角度响应在0.99～1.09范围之内,对⁸⁵Kr β射线角度响应在0.94～1.11范围之内。经实验验证,ZF-P7型H_p(0.07)剂量计的各项指标均满足行业标准EJ/T 1178—2005和检定规程JJG(军工)37—2014要求。由于该ZF-P7型剂量计性能优良,特别是对不同能量的X、γ、β辐射响应较好,可解决混合辐射场作业人员H...     

流气式低本底α/β测量仪的串道特征及干扰修正

研究了一系列α、β金属平面源、粉末源及薄层样法自制面源在流气式低本底α/β测量仪上的串道现象。结果显示：⁹⁰Sr-⁹⁰Y金属面源以及¹⁴C、¹³⁷Cs、⁹⁰Sr-⁹⁰Y、⁴⁰K粉末源β对α通道的串道比均在0.1%以下,基本可以忽略不计;α金属平面源串道比大小规律表现为²¹⁰Po<²⁰⁹Po<²³⁹Pu<²³⁹Pu-²⁴¹Am混合源<²⁴¹Am,范围为3.49%～25.4%,发射不同能量粒子的α金属源的串道比差异较大。由于衰变过程产生的内转换电子、俄歇电子以及X射线等在β道产生响应,²⁴¹Am源的串道比明显高于其他源,²⁴¹Am粉末源的串道比随单位面积质量厚度增加而增大。α粒子对β通道的串道现象较明显,并与样品制源方式有关,主要是不同制源方...     

铀纯化转化生产过程中作业人员的β外照射防护研究

为了加强铀纯化转化生产过程中作业人员的β外照射防护,结合国内外辐射监测实践,研究了铀纯化转化生产工艺过程中辐射源项的特性及辐射防护措施。由于铀系中主要β发射体²³⁴Th(UX1)、^234mPa(UX2+UZ)、²¹⁴Bi和²¹⁴Pb的存在,铀化合物中的β辐射强度相当可观。在无防护措施的情况下,尤其是在进行开放式检修作业时,作业人员眼晶体、手部和皮肤的β受照剂量可能超过规定限值。因此,除了关注γ外照射和吸入内照射防护外,对作业人员β外照射的防护应该引起足够的重视。     

宽量程高速γ探测数据采集系统设计

介绍了宽量程高速γ探测数据采集系统的设计,该系统采用碘化钠晶体和光电倍增管构建的γ探测器,负高压供电工作模式。在低辐射场时对脉冲进行计数,高辐射场则以检测脉冲占空比(PWM)技术纠正脉冲重叠的计数漏失。以内置硬件定时器和计数器的高速单片机对探测数据进行处理并通过UART接口向上位机发送数据。测试结果表明:在极低辐射场中,探测器具有极高的灵敏度;在周围剂量当量率不超过312 μSv/h(¹³⁷Cs)的辐射场中,探测器可用于准确测量辐射场强度;在周围剂量当量率高于312 μSv/h(¹³⁷Cs)的辐射场中,探测器基于PWM方法能够对现场态势给出正确的判断。     

秦山第二核电厂阀门类设备弱贯穿辐射调查

在秦山第二核电厂8次大修期间,对反应堆冷却剂系统(RCP)、余热排出系统(RRA)、化学和容积控制系统(RCV)、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)4个系统主要阀门的辐射源项和弱贯穿辐射进行了监测。测得RCV系统阀门沉积的放射性核素主要是^110mAg,RCP、RRA和PTR系统阀门内沉积的主要是⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁵¹Cr、⁹⁵Nb、⁹⁵Zr等放射性核素,伴随的β射线能量主要在500 keV范围内。测量给出了4类阀门的公式′(0.07)和H·′(3)值,测得H·′(3) /H·^*(10)值在1.24左右,H·′(0.07) /H·^*(10)值在14左右。结合测量结果,给出了部分阀门需要对检修人员开展眼晶体剂量和皮肤剂量监测的建议。     

秦山第二核电厂大修期间场所弱贯穿辐射调查

在秦山第二核电厂多次大修期间,对泵类设备、反应堆换料水池、蒸汽发生器、阀门类设备的辐射源项和弱贯穿辐射进行了监测。这些设备表面主要沉积的是⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁵⁴Mn、⁵¹Cr、⁹⁵Nb、⁹⁵Zr、¹²⁴Sb、⁵⁹Fe、⁵⁷Co和^110mAg等放射性核素,发射的β射线能量主要在100 keV~500 keV范围内。给出了所监测设备表面的$\dot{H}$·^*(10)、$\dot{H}$·′(0.07)和$\dot{H}$·′(3)值,3种泵类设备的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为1.31±0.09,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为7.8±0.4;蒸汽发生器热端衬板和冷端衬板的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为1.40±0.20,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为15.1±3.2;4种阀门类设备的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为1.32±0.17,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)的平均值为14.6±3.5;堆芯水池和换料水池的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为1.29±0.10,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为8.5±1.1。所有弱贯穿调查设备的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)总体平均值为1.32±0.12,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)总体平均值为11.4±4.1。结合测量结果,建议主泵、余排泵、蒸汽发生器检修人员和换料水池去污人员,开展眼晶体剂量和皮肤剂量监测。     

四川省心血管介入应用及放射防护现状调查研究

对2015年四川省开展的心血管介入放射学情况进行了调查,内容包括开展该业务的各级医院构成、医护人员基本情况、所用设备以及应用状况,放射防护知识知晓情况,放射防护用品配备和使用情况等。在调查心血管介入施行的手术类型后,将心介手术划分为5类,分别统计和计算相应的应用频率及有关分布,并进行个人剂量调查。2015年,四川省开展心血管介入放射学业务的医院有46 家(其中三级甲等医院占42家);拥有介入放射学设备65台。全省各医院共开展心血管介入诊疗69 968例,以冠状动脉介入为主,占67.2%,心介诊疗总应用频率为8.53人次/万人口。心血管介入工作人员放射防护知识知晓率为43.8%,自述未配备铅橡胶围裙、铅橡胶帽子、铅橡胶眼镜的心介工作人员分别达3.3%、20.5%和18.8%,铅橡胶帽子、铅橡胶眼镜和辅助防护设施的使用率分别为71.9%、63.2%和72.9%。2015年四川省铅衣内个人剂量均未超过国家规定的限值,但心介医疗机构均未按要求开展铅衣外和腕部个人剂量监测。四川省需努力落实放射防护用品的配备问题,完善个人剂量监测,提高心介医护人员放射防护知识知晓程度和防护用品使用情况。     

基于PDCA循环的放疗科辐射防护管理体系改进

目的: 探讨PDCA循环在黄冈市中心医院放疗科辐射防护管理持续质量改进中的实施与效果分析。方法: 应用PDCA循环, 建立科室放射辐射安全管理小组, 分析和对比2016年6月份(整改前)及2017年9月份(整改后)采用PDCA法进行放射防护专项整改前后, 工作人员佩戴个人剂量计率、治疗技师佩戴个人剂量报警仪率、新员工辐射防护岗前培训率、放射工作人员参加放射防护培训率、辐射防护警示标记覆盖情况、辐射防护用品购进情况, 汇总结果进行统计分析。结果: 实施PDCA循环后, 黄冈市中心医院放疗科工作人员(7人)个人剂量计佩戴率由85.71%(6/7)提高至100%(7/7), 治疗技师(4人)佩戴个人剂量报警仪率由50%(2/4)提高至100%(4/4), 新员工辐射防护岗前培训率由30%(3/10)提高至100%(10/10), 放射工作人员参加辐射防护培训率由90%提高至95.7%, 机房环境警示提醒标志和红色警示线整改后增加2处, 辐射防护演练次数由之前的3次(9个月, 4 次/a)提高至整改后的7次(12个月, 7 次/a), 辐射防护用品总数量增加了6个。结论: 在医院放疗科辐射防护管理体系实践中应用PDCA循环工具, 可以促进放射工作人员加强自身防护, 提高辐射防护管理水平和医疗质量。     

3m^(3)天然六氟化铀运输货包满载及卸载后的辐射水平分析北大核心CSCD

对运输天然UF_(6)原料的3 m^(3)运输容器在满载和卸料后容器内部的辐射源项及分布情况进行分析,计算两种状态下容器表面及1 m处辐射水平,并与实际测量结果进行了对比。计算结果表明:容器外部辐射主要来源于^(234)m Pa、^(234)Pa和^(235)U的γ辐射;满载时,容器外部辐射水平随时间增加而增加,至3个月时基本达到稳定;卸料后,残料容器中由于衰变子体^(234)Th、^(234)m Pa和^(234)Pa的大量残留,且缺少UF_(6)的自屏蔽作用,容器外部辐射水平高于满载状态,在卸料后2个月,残料容器表面最大辐射水平从167.5μSv·h^(-1)降到30.3μSv·h^(-1)。对卸料后约2个月的两个3 m^(3)运输容器表面辐射水平进行测量,测得最大辐射水平分别为31.3μSv·h^(-1)和28.1μSv·h^(-1),测量结果与计算结果基本一致。鉴于天然UF 6运输活动频繁,运输量大,因而在残料容器返厂运输活动中的辐射防护不容忽视,可通过增加残料容器空置时间、远距离操作和减少操作时间来减少工作人员遭受的照射。     

质子辐射环境下PNP输入双极运算放大器辐照效应与退火特性

对不同偏置下的PNP输入双极运算放大器在3、10 MeV两种质子能量下的辐照效应进行了研究,并将质子辐射损伤效应与0.5Gy(Si)/s剂量率60 Coγ射线辐射损伤效应进行了比较,以探究质子和γ射线产生的辐射损伤之间的对应关系。结果表明,运放LM837对γ射线的敏感程度较10 MeV质子和3 MeV质子的小,然而其室温退火后的后损伤效应却更严重;相同等效总剂量条件下,10 MeV质子造成的损伤较3 MeV质子的高;质子辐射中器件的偏置条件对损伤影响不大。     

动态γ辐射场中的气溶胶监测系统优化设计北大核心CSCD

为满足核电站及应急监测环境中具有动态强γ本底的α、β放射性气溶胶在线监测的需求,本文结合该监测场景的源项特点,对表面钝化的离子注入型(PIPS)半导体探测器晶体结构进行了优化设计。并使用蒙特卡罗方法,对探测系统结构优化后的集成双PIPS探测器,进行了角度响应模拟。为满足大角度范围更为优异的角度响应相对标准偏差指标(根据现场工作及实验总结要求小于15%),对集成双PIPS探测器探测系统(包括:探筒、走纸部分及气溶胶输运管路)结构进行了优化,并将整个探测系统置于立体设备处。将改进后的设备分别置于^(60)Co和^(137)Cs参考辐射场中,进行了线性、能量和角度响应实验。实验结果表明:(1)经优化设计的集成双探测器结构在角度、能量及线性响应方面的性能更优异;(2)整机组件材料的结构及密度的各向异性可仅通过对探测系统局部的结构优化,实现角度响应不大于5%,从而避免对整机进行改造。最终将优化后的设备置于空气比释动能为10μGy/h的137 Cs参考辐射场中运行,测量结果表明:经γ补偿及天然氡、钍子体扣除后,α气溶胶的探测限小于0.03 Bq/cm^(3),β气溶胶的探测限小于0.4 Bq/cm^(3),且在长期稳定运行中未出现误报警。     

131 Ⅰ治疗分化型甲状腺癌的辐射防护

分化型甲状腺癌(DTC)患者甲状腺全切或近全切术后常需要对患者行¹³¹I治疗,¹³¹I单次治疗剂量超过400 MBq时,需住院隔离。随着DTC患者的不断增加,¹³¹I应用越来越广泛,应用量越来越大,辐射防护问题受到人们的广泛关注。本文从病房环境防护、患者自身防护、医护人员防护及周围人群防护等几方面介绍了¹³¹I治疗后患者住院期间及出院后应该采取的防护措施及应注意的一些事项,可以更好地保护患者、医护人员及公众的健康。