光致荧光剂量计β辐照器的研制及性能研究

本文针对空间辐射、核动力远洋、核应急等特殊环境下个人及环境剂量监测量值无法实时校准的问题,研制了一种便携式的β辐照器,可携带至现场对光致荧光剂量计（OSLD）进行校准,为特殊环境下剂量监测的准确性提供计量保障。β辐照器采用可替换的⁹⁰Sr-⁹⁰Y平面电镀源作为校准源,并可溯源至标准β辐射场,通过电磁阀控制辐照动作,其总质量小于3 kg。研究结果表明：β辐照器周围剂量当量率处于环境水平;参考点平均剂量率为0.060~0.083 mGy/s,其相对标准不确定度为6.9%;辐照剂量重复性为3.9%（n=10）。     

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。     

热释光探测器测量n-γ混合辐射场中子剂量

介绍了热释光探测器在n-γ混合辐射场中测量中子剂量的原理及测量方法,选择^(137)Cs参考辐射场进行刻度,^(252)Cf n-γ混合辐射场进行验证。验证结果显示,热释光探测器对n-γ混合辐射场中子剂量测量误差最大为-8.92%。     

中子气泡探测器用于核测井中子个人剂量监测的研究

为研究国产中子气泡探测器在核测井中子个人剂量监测中的适用性,采用国内研制的中子气泡探测器对核测井运源车外表面、车内兼用储源仓周围等关注点的中子辐射水平进行监测,同时采用进口LB6411型中子周围剂量当量仪进行比对监测。实验结果表明,当运源车兼用储源仓内仅装载中子源时,中子气泡探测器与LB6411的测量结果无显著统计学差异,两者测量结果符合较好,中子气泡探测器的测量结果准确可信;当兼用储源仓分别装载中子源、中子-γ源时,两组中子气泡探测器的测量结果也无显著统计学差异,中子气泡探测器适用于中子-γ混合辐射场中子辐射剂量的测量。中子气泡探测器在运源车现场与在²⁴¹Am-Be源标准中子场中的剂量响应灵敏度因子间的相对偏差为7.4%,验证了其较好的能量响应特性,并显示了在核测井现场条件下用于中子个人剂量监测的适用性。     

个人剂量监测参考辐射场刻度剂量比对校准

介绍秦山核电厂个人剂量双轨监测工作中以热释光个人剂量计开展参考辐射场刻度剂量比对校准的方法,以及2001--2012年秦山核电厂与中国辐射防护研究院进行的参考辐射场刻度剂量比对的结果。比对结果表明,对参考辐射场的剂量比对,其照射剂量与约定照射真值之间的相对偏差控制在±5％以内。以2008年上半年参考辐射场刻度剂量比对校准工作为实例,对辐射场刻度剂量比对过程中出现的问题进行了分析解决。     

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。     

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。     

一些常用个人防护用品的弱贯穿辐射防护性能评价

为了掌握常用个人防护用品对不同能量β射线的防护效果,在⁸⁵Kr和⁹⁰Sr-⁹⁰Y标准β辐射场中,测量给出了各种组合情况下常用个人防护用品对定向剂量当量率公式β射线防护效果较差,对于高能β辐射场所作业人员,给出了开展弱贯穿辐射监测的方法和防护的措施。     

用于校准光电倍增管灵敏度的高稳定参考光源

热释光剂量测量方法已经广泛用于辐射监测和防护的各个方面,成为个人和环境辐射剂量测量的一种重要手段。 热释光剂量仪测光系统中的光探测器是光电倍增管,其增益的影响因素很多,如高压、环境温度等,因此为了得到可靠的数据,提高测量准确度,仪器中通常装有校准光源,监测热释光灵敏度的变化。我们认为,理想的标准光源应该满足以下要求:1)亮度合适且光源长期稳定,2)光强温度系数小,3)对光电倍增管和工作人员来说是安全的,4)发射光谱与热释光探测器的光谱接近。     

国家同步辐射实验室储存环大厅内的瞬发辐射场

国家同步辐射实验室储存环大厅的辐射场不仅是一个变化的瞬发辐射场，而且还是一个由能谱很宽的轫致辐射与中子组成的混合辐射场，为更好地了解该辐射场的特性，我们主要采用连续监测方法，用充氩气的高压电离室测量轫致辐射，用带有聚乙烯慢化体的ＢＦ３计数管作中子探测器，由计算机采集并处理数据。在调机的初期，采用天然ＬｉＦ为元件的热释光剂量计（ＴＬＤ）对轫致辐射的剂量贡献进行累测量，所得结果能清楚地表示出该瞬发辐射     

核电厂集成式污染监测和剂量管理系统开发与应用

随着电子剂量计、控制区出入口污染监测设备、热释光测读装置和全身计数器等设备的数据接口逐渐开放,核电站可以将上述设备的数据联通,形成一套完整系统。核电厂可以根据辐射防护管理的需要对数据进行集中管理、长期储存和深化应用,将原本由人工完成的管理工作通过信息化和智能化的手段高效完成。本文介绍某核电厂集成式污染监测和剂量管理系统的系统组成和基本功能、系统内外部数据接口设计,分析系统应用效果,提出在个人剂量调查与干预、最优化情况执行反馈、集体剂量与报警信息的管理与趋势分析等几个方面的深化应用。     

核电厂热释光个人剂量监测环境本底扣除修正

介绍了热释光(TLD)个人剂量监测中环境本底剂量监测的常用方法和核电厂普遍采用的本底扣除方法。核电厂TLD监测具有监测人数多、使用数量大、测读/退火耗时长的特点,而目前核电厂普遍采用的TLD本底扣除方法,忽略了大批量TLD测量和退火时间不同造成的本底剂量差异,对监测结果准确性形成大的影响。针对上述问题,本文尝试使用时间累积本底,针对每个剂量计的测读和退火时间,进行本底扣除,消除TLD退火和测读时间差异形成的剂量误差,提高核电厂职业外照射个人剂量监测的准确性。     

用~7LiF和CaSO_4:DyTLD测量~(204)Tlβ和~(60)Coγ射线灵敏度及换算因子

本文报道了用~7LiF和CaSO_4:Dy热释米探测器(TLD)测量~(204)Tl β射线和~(60)Co γ射线的实验结果,比较了两种TLD的响应灵敏度,获得并验证了灵敏度换算因子,为人员及环境β,γ外照射剂量测量和换算提供了方法。     

氟化锂热释光探测器剂量特性的实验研究

对本实验室的ＢＩＲＭ系列中的ＬｉＦ：Ｍｇ，Ｔｉ，ＬｉＦ：Ｍｇ，Ｔｉ－Ｍ，ＬｉＦ：ｍＧ，Ｃｕ，Ｐ热释光探测器的剂量学特性进行了实验研究，并参加了国产ＬｉＦ片热释光探测器的性能比对。结果表明，所研制的ＬｉＦ系列热释光探测器符合《个人和环境监测用热释光剂量测量系统》国家标准的技术要求，本文还就有关问题作了讨论。     

Application of element correction and personal dose equivalent response to extremity dosimeters used at Korean nuclear power plants

Radiation workers who inspect and repair steam generators during maintenance periods in nuclear power plants (NPPs) have a likelihood of high radiation exposure to their extremities, especially the hands, because of contact with radioactive materials. To estimate the personal dose equivalent, H_p(0.07) to an extremity, it is necessary for workers to wear extremity dosimeters, thermoluminescent dosimeters (TLD), on their fingers. In this article, the element correction and the personal dose equivalent response for two types of extremity dosimeters, Harshaw EXTRAD dosimeters and Panasonic UD‐807 dosimeters, which are currently available at Korean NPPs, were calculated by calibration and irradiation tests. To provide the characteristics of the incident radiation field for contact tasks, the results of a radiation field test for inhomogeneous radiation fields in Korean NPPs were also introduced. Finally, on the basis of the results of calibration, irradiation, and radiation field tests, the application of element correction and personal dose equivalent response to extremity dosimeters for radiation workers at Korean NPPs was evaluated in terms of practical use.     

Technical Developments in Radiation Safety Management

Developments in the field of radiation protection in Japan for the period of these 10 years are reviewed. Radiation dosimeters for practical use, thermoluminescence dosimeter (TLD), glass dosimeter and personal alarm dosimeter, with which remarkable innovations have been made, and dose distribution models as a useful means of exposure control are selected and briefly stated.     

光致荧光及其在电离辐射剂量测量中的应用

近年来,用于电离辐射个人剂量监测的光致荧光技术日趋成熟,目前已经开发出了商用光致荧光剂量计。本文主要文献资料简要介绍了光致荧光的基本原理,目前用于光致发光剂量计的常用材料以及剂量计测量设备,同时简要介绍光致荧光剂量计相对于热释光剂量计的优点,光致荧光的应用前景。．     

2014—2016年广东省阳江核电站辐射环境监督性监测

介绍了2014—2016年广东省阳江核电站辐射环境监督性监测实施情况,以及环境γ辐射空气吸收剂量率、累积剂量、环境介质中核素活度浓度、流出物的监测结果。结果表明,2014—2016年阳江核电站周围环境中放射性水平在本底值范围内波动。        

头部CT扫描时受检者剂量研究

应用热释光剂量和头部CT剂量监测模体,在日立W-1000型机器上测定了模体中心和距体表1cm处,单层和多层扫描时的剂量分布。给出了单层扫描时,散射线所致剂量与扫描中心距离的拟合方程,分析了用不同积分区间计算CT剂量指数（CTDI）时对结果的影响。为今后进行广泛的CT受检者的剂量监测,推广使用国际电离辐射防护和辐射源安全基本标准（IBSS）推荐的CT受检者剂量指导水平提供统一标准。并对CT剂量监测中一些值得关注的问题进行探讨。