工业用铱-192γ照相源的制备

一、铱-192γ照相源的制备在工业无损探伤工作中,γ射线探伤设备具有体积小、重量轻、携带方便、不依赖于外部能源、工作效率高等优点,适合于施工现场作业。近年来,γ射线探伤技术在高压容器和管路焊接,喷气式发动机维修保养等工作中获得越来越广泛的应用。放射性核素铱-192的γ射线能量适中,可用于厚度为6—100 mm范围内的钢铁材料无损探伤。铱-192是由铱-191在原子反应堆经中子照射而生成的。自然界的铱元素中含     

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.     

射线探伤用192Ir、60Co源的防护管理

介绍了围绕放射性同位素^192Ir、^60Co源的应用开展的防护管理工作。首先是加强放射工作人员的培训，对源的使用执行严格的管理程序和规定；重点说明了在不同应用现场采取的具体防护及管理措施；最后，介绍了射线源的采购、废源处理和运输等相应的管理程序及辐射事故应急计划等。上述一系列的管理体系和规章制度，保证了源的安全使用，并创造了良好的经济效益。     

Am-Be中子源辐射场周围剂量当量与吸收剂量的计算

根据最近更新的微观中子核反应截面数据（ENDF/B-Ⅶ库）计算了热中子到20MeV中子能区,H、C、N、O、Ar5种元素以及干燥空气和ICRU四元素组织的中子比释动能系数（kerma因子）。在此基础上,结合MCNP程序对Am-Be源外中子能谱的模拟,计算了Am-Be源中子场的周围剂量当量,单位中子注量下为373.0pSv•cm²。利用本实验室计算国产Am-Be源的中子能谱,算得相应中子场的周围剂量当量为374.0pSv•cm²,距离该源1m处空气对中子和γ射线的吸收剂量率分别为1.457×10^－2和1.580×10^-1μGy/(GBq•h)。     

压水堆乏燃料运输容器对工作人员的辐射剂量计算

根据NAC-STC型乏燃料运输容器基本参数,用MCNP程序构建乏燃料运输容器、17×17压水堆乏燃料组件和简单人体模型;分别对乏燃料运输容器卡车司机和侧旁工作人员的当量剂量进行计算。计算结果表明:距乏燃料运输容器前端木质减震器1 m处的司机当量剂量为1.82 m Sv/a,距乏燃料运输容器侧面2米处侧旁工作人员的当量剂量为1.78 m Sv/a,均小于(GB18871-2002)《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定的放射性工作人员剂量水平限值20 m Sv/a,乏燃料运输容器能够满足辐射屏蔽与安全的要求。计算结果将为受人工放射源照射的工人辐射剂量评估提供参考。     

MCNP源子程序在停机剂量率计算中的应用

在核聚变装置的停堆剂量率的计算中,通常采用MCNP程序来实现光子的输运计算,但由于聚变装置几何和材料的高度复杂性使得栅元数量庞大,同时由于标准MCNP在进行光子输运计算时,SDEF通用源卡只支持1 000个以下的栅元描述,因此直接采用SDEF通用源卡的方法无法实现聚变堆的停堆剂量率精确计算与分析。本论文采用MCNP内置源子程序方法直接对衰变光子源进行抽样,解决了SDEF通用源卡受限的问题。以国际热核聚变实验堆ITER最新发布的停机剂量率基准例题以及ITER-T426基准实验例题对源子程序进行了校验,结果表明了该方法的可用性与正确性。     

高剂量率铱-192微型源在水模中的剂量分布计算

根据核通公司提供的高剂量率(HDR)微型铱源(Ir-192)的结构,计算其在水模体中的剂量分布情况,为后装治疗中的物理剂量优化提供数据.方法是采用蒙特卡罗程序(EGSnrc)计算源中垂轴上(径向)的剂量分布和中心轴方向紧靠不锈钢外壳处的剂量分布.计算结果表明源中垂轴上剂量随离轴距离的增加递减,中垂轴外的剂量分布呈各项异性,不锈钢外壳对剂量计算的影响可以忽略.     

积分法评估~(60)Co工业辐照装置卡源事故剂量

利用MCNP程序构建简单人体、辐照室、源井、板源模型,对进入辐照室过程中不同位置处工人的吸收剂量率进行了计算,按指数衰减律拟合出吸收剂量率随空间变化的曲线和函数,采用积分法对进入、滞留、撤离辐照室工人的受照剂量进行了计算。结果表明:工人进入、滞留、撤离辐照室总共花费时间为12.7 s,整个过程受照当量剂量为20.61 mSv,与中国辐射防护研究设计院对事故工人个人剂量计检测结果相吻合。该方法可有效地对随空间变化辐射场中的受照工人个人剂量开展评估。     

125I粒子源剂量计算参数模拟研究

国产125I粒子源的银棒末端结构为直角型,与典型的6711型粒子源结构略有不同,结构不同会对剂量计算参数产生一定影响。本文针对国产粒子源结构,利用蒙特卡罗方法计算美国医学物理学家协会（AAPM）在TG43-U1报告中推荐的剂量计算参数,并分析研究银棒末端结构对剂量计算参数的影响。模拟得到国产¹²⁵I粒子源剂量率常数为0.955 cGy·h^-1·U^-1（空气比释动能强度基于点探测器计算得到）,与TG43-U1推荐值较接近,两者仅相差1.03%,更加精细地计算了在源中垂线0.05~10 cm（1 cm间隔）范围内的径向剂量函数,拟合得到较好的经验公式,得到在0°~90°（5°间隔）、距源中心0.25~7 cm（2 cm间隔）范围内的二维各向异性函数,通过对比分析得到银棒末端为直角型结构时的二维各向异性函数在r=0.25 cm处会引起驼峰区。     

用于校准192Ir医用源的阱型电离室

研制了一种用于校准医用¹⁹²Ir源的阱型电离室。该电离室的灵敏体积约为271cm³，在极化电压约为300V时，电离室的离子收集效率约为99.96%，总位置灵敏度变化小于0.3%。该阱型电离室对¹⁹²Ir的响应因子为0.230nA/GBq，其相对合成不确定度为1.5%，与IAEA校准过的阱型电离室比对，在不确定度范围内一致。     

Ingestion Dose Estimation in a Typical Area Affected by Natural Radiation in China

<正>In order to study the environmental radiation impact from the germanium mining and processing located in a typical area in China for 40 years,samples of crops were collected in this area, and the activity concentrations of~(210)Pb and~(210)Po in the samples were analyzed.The NORMALYSA software tool recommended by IAEA was used to estimate the ingestion doses of residents living in the research area,while the dietary differences between China and other countries are taken into consideration.     

放射源192Ir在箱包安全检查设备中的应用

在箱包安全检查设备中使用192Ir作为辐射源,与用X光作为辐射源相比,它具有穿透力强、成本低以及辐射稳定等优势;另对放射源192Ir射线在箱包安全检查设备中的能量硬化和散射影响进行了分析。该系统CT断层扫描图像的密度分辨率小于2%,为今后进一步进行自动物性判别研究提供了理论基础。     

区域辐射剂量监测系统的设计

区域辐射剂量监测系统用于日常监测核反应堆重点区域的辐射水平,保证核反应堆运行中的辐射安全.主要介绍了监测系统的组成和功能,系统的电路设计和软件设计,重点介绍了系统中并行通信的设计.     

合肥光源辐射剂量监测系统

合肥光源原有的辐射监测系统是为衰减运行模式而设计建造的。为了更好地促进用户实验的科研产出,合肥光源正在进行恒流运行关键系统改造。在改造中,为了保障实验人员和设备的安全,根据恒流运行要求增加了辐射剂量监测点和完善了安全联锁功能。系统基于EPICS开发,由探测器、通讯模块、数据采集监测软件、数据分析系统等组成。该系统既能监测光源区及周边的辐射剂量率水平,还具备计算积分剂量、历史剂量查询以及必要的安全联锁等功能。新系统已经运行三个多月,系统稳定可靠,能很好地满足合肥光源恒流运行模式对辐射监测的要求。     

用蒙特卡罗方法确定81-02型198Au短程治疗源剂量计算参数

针对81-02型¹⁹⁸Au短程治疗源的临床应用，用蒙特卡罗方法计算了在一半径为30cm的理论球体模型中，AAPMTG43U1所推荐剂量计算参数的数值，包括剂量率常数、径向剂量函数和各向异性函数。所得单个81-02型¹⁹⁸Au短程治疗源的剂量率常数为1.113 cGy·h^-1·U^-1，与Dauffy等的理论计算值和TLD实测值分别相差0.18%和1.62％。在源中垂轴0.1～10.0cm距离范围内计算径向剂量函数的数值，在角度0°～90°（10°间隔）、距离0.5～9.0cm（1cm间隔）范围内计算各向异性函数的数值，最后对径向剂量函数和各向异性函数进行拟合，得到实用性较强的经验公式。     

堆舱辐射场可视化与人体受照辐射剂量模拟计算研究及实现

基于DELMIA软件二次开发了堆舱辐射场可视化和人体受照辐射剂量模拟计算的功能。通过辐射场可视化将反应堆堆舱内辐射强弱区域分布情况直观地展示出来,从而辅助检修人员工作,减少人员所受辐射剂量,提高其工作效率。通过人体模型受照辐射剂量模拟计算可以了解人体所受到的损伤程度,从而为检修人员提供必要的辐射防护措施。通过对输出的统计报表进行分析,可以对检修工艺进行评价和优化,对实际的反应堆检修工程有指导意义。计算结果实时快速,显示效果良好。     

便携式X射线源辐射角及辐射空间剂量分布检测

120-Ⅱ型X射线源是便携式XP-Ⅱ型闪光X射线成像检测仪的重要组成部分,它利用冷阴极电子轰击W-阳极靶出射X射线的脉冲源,脉冲宽度约150 ns。利用LiF剂量片测量距离中心30cm处横截面上不同位置的剂量分布,根据实验结果可确定操作人员设备实施操作的绝对安全距离。