医用60Co放射源退役实践

放射源存在一定的操作风险和辐射安全风险,关系到环境、公众和工作人员的健康和安全。本文介绍新疆伊犁哈萨克自治州友谊医院一例Ⅰ类医用⁶⁰Co放射源退役的前期准备工作和实施过程。     

耐温屏蔽复合材料的研制及性能研究

为满足核电站、乏燃料存储设施等对防护材料的耐温性、热稳定性、耐辐照性能等要求,研制四官能环氧树脂基(AGA型)耐温屏蔽复合材料。首先对基体材料的热稳定性进行分析,由热重分析(thermogravimetric analysis,TG)曲线得到其起始分解温度为353.5℃,200℃恒温储存170 h后,基体材料失重1.22%。动态热机械性能分析(dynamic thermomechanical analysis,DMA)表明,随着钨(W)含量的增加,AGA型耐温屏蔽复合材料的玻璃化温度向高温区移动并且峰型变宽。用⁶⁰Co放射源辐照50 kGy剂量,当AGA型耐温屏蔽复合材料的W含量10.5 wt%,B₄C含量3 wt%时,其辐照前后冲击强度均为最优。用²⁵²Cf中子源测试2 cm厚AGA型耐温屏蔽复合材料的屏蔽性能,当加入3 wt%的B₄C时,AGA-4耐温屏蔽复合材料的快中子透射率为50.00%。实验结果表明,AGA型耐温屏蔽复合材料具有一定的耐温性和耐辐照性能,并且密度较小。     

高活度废放射源整备屏蔽材料(沙子)性能研究

针对高活度废放射源整备建立了可移动废放射源整备屏蔽实验装置,利用该装置,从工程运用角度开展了忻州沙的粒径、密度测量和屏蔽实验,筛选出了适合废放射源整备使用的特定类型沙子。研究结果显示:采用厚度150 cm饱和含水忻州建筑沙作为屏蔽材料,可确保1 000 Ci ⁶⁰Co废放射源整备时在屏蔽装置外产生的剂量率小于0.03 mSv/h。     

高剂量率近距离治疗源井型电离室校准

对高剂量率⁶⁰Co近距离治疗放射源参考空气比释动能率进行测量并校准井型电离室。根据国际原子能机构推荐方法利用指型电离室测定参考空气比释动能率标准值,进而对井型电离室校准。参考空气比释动能率标准值为1.061 3×10^-2 Gy·m²·h^-1,井型电离室的校准因子为9.391×10⁵Gy·m²·h^-1·A^-1;⁶⁰Co放射源的参考空气比释动能率标准值的不确定度为2.11%(k=2),井型电离室校准因子的不确定度为2.6%(k=2)。实现了⁶⁰Co近距离治疗放射源参考空气比释动能率的测量及其井型电离室的校准,为高剂量率⁶⁰Co近距离治疗源的临床质控提供了量值保障。     

60Co双投影辐射成像系统中的辐射信息处理与实现

针对清华大学研制成功的⁶⁰Co双投影数字辐射成像系统中两个⁶⁰Co放射源之间存在γ光子散射影响的问题,本文提出一种综合的辐射信息处理方法,包括使用散射校正算法和物理隔离对两源之间的散射进行校正,对辐射图像处理算法进行改进,并设计建造了辐射信息处理和分析平台。该方法有效降低了两个放射源之间的散射影响,获得了更加清晰的辐射图像,并开发了专用的辐射信息处理平台。本工作已应用在某核设施出入口,运行两年多时间里,联调稳定可靠,实现了同类检测系统的应用创新。     

LiF（Mg、Cu、P）热释光探测器剂量性能研究

中国核动力研究设计院首次采用LiF（Mg、Cu、P）热释光探测器用于个人剂量监测。为了解该热释光探测器性能是否满足辐射防护监测要求,本文采用标准γ参考辐射场（⁶⁰Co源、¹³⁷Cs源）和X窄谱过滤参考辐射场,对探测器进行适量辐照,从而对其剂量性能开展相关研究。实验结果表明：该探测器线性、能量响应和量值检验等剂量性能满足日常个人及环境剂量监测工作要求,能为人员、公众和环境的辐射监测提供可靠保障。     

某辐照厂废放射源治理

某辐照厂于2012年开展了对于⁶⁰Co废放射源的治理工作,主要包括源项调查、回取前准备、废源回取、回取后检查、废源装入铅罐及废源送贮等。经核查,共有⁶⁰Co废源166 枚,总活度6.39×10¹⁴ Bq,分别装入3个铅罐中,并完成废源送贮。     

大体积航空巡测γ谱仪的点源校准

参考国际原子能机构（IAEA）航空辐射监测技术标准和国内外行业经验,选取3种人工放射源对现有先进的大体积航空巡测γ谱仪进行了寻源模式的实验校准。介绍了航空巡测γ谱仪系统开展点源模式的实验校准方法、校准方案,实验过程中严格控制实验条件和过程质量,给出了²⁴¹Am、¹³⁷Cs和⁶⁰Co人工放射源点源校准参数,基于这3种核素校准参数可估算其他人工放射性核素的校准参数,从而实现了航测系统寻找人工放射源进行定量测量的功能。     

~(60)Co放射源运输容器屏蔽性能检测

工业及医疗用放射源主要包括60 Co、137 Cs、131I、32P、153Sm、99 Mo、90Sr、89Sr等核素,射线形式有α、β、γ、中子等。本文针对运输活动中γ辐射,使用现有的60 Co放射源运输容器,开展辐射屏蔽性能检测技术研究。通过模拟计算和实验测量,得到运输容器最大装载活动情况下外部辐射水平,并对计算和实验结果进行了比较。针对放射源在屏蔽容器中安放位置发生偏移和放射源在容器中安放方式不同对容器外部的辐射水平影响进行了相关研究。研究结果可对今后完善放射性物质运输容器的辐射屏蔽性能检测提供一定的借鉴。     

基于MC方法的高放废液玻璃固化厂屏蔽窗辐射屏蔽性能设计研究

屏蔽窗是高放废液玻璃固化厂重要的观察设备,安装在热室与操作廊之间的混凝土墙体内,起辐射防护和气密通风隔离作用.为确保厂房运行人员所受的照射剂量控制在电离辐射防护标准的限值内,需要对屏蔽窗的辐射屏蔽性能进行优化设计.本文使用MCNP蒙卡模拟程序,对硼玻璃和铅玻璃两种屏蔽窗进行辐射屏蔽性能的蒙卡模拟研究,计算出能保障运行操...     

正电子湮没寿命测量中干扰信号对谱仪和测量结果的影响

正电子湮没信号的精准采集与关联符合技术是寿命谱灵敏表征材料微观缺陷的基础。测量环境中放射性射线对正电子湮没信号采集的影响,制约着寿命谱方法在复杂辐射背景中应用,特别是在核结构材料中子辐照损伤研究中,中子活化诱发的放射性核素形成的γ射线本底,将影响正电子寿命谱仪的测量结果。为探究γ本底对正电子湮没寿命测量的影响规律,本文基于⁶⁰Co、¹³⁷Cs源设计了辐射背景仿真实验,结果显示：⁶⁰Co源产生的双高能γ射线是影响寿命谱形状及湮没寿命的主要因素;通过对比高、低两种典型活度比(⁶⁰Co/²²Na为3.3和1.9)下的测量结果,并经活化反应堆压力容器钢样品放射性本底真实情况检验,结果发现：在低活度比下,辐射本底导致的偶然符合概率增大,寿命谱峰谷比显著变差;在高活度比下,除偶然符合外,信号错误符合概率急剧增加,谱形明显畸变且寿命值迅速减小。基于本文辐射背景放射源模拟方法及干扰γ的影响规律,可进一步探索正电子湮没寿命测量中γ本底排除的新技术和新方法。     

结构参数对铝基泡沫金属屏蔽性能影响研究

金属泡沫材料拥有优良的γ射线屏蔽能力和较低的密度，但影响其屏蔽性能的关键结构参数及作用规律尚不明确，阻碍了该材料屏蔽性能的进一步优化。本文采用蒙特卡罗方法构建了2种最密堆球模型，计算了理想铝基泡沫金属在各结构参数下的屏蔽性能。研究发现，铝基泡沫金属对能量低于0.24 MeV软γ射线屏蔽能力优于铝基块体材料。控制空心球填充率是优化该材料屏蔽性能的主要可操控方式，且在其适合辐射屏蔽能段时材料越轻性能越好。堆球方式是影响材料屏蔽¹³⁷Cs、⁶⁰Co源γ射线性能的最重要参数，实现面心立方最密堆球铝基泡沫金属的制备将弱化其在屏蔽硬γ射线时的劣势。     

环氧树脂对伽马射线的屏蔽分析及耐辐照效应

本文以环氧树脂为研究对象,分析了环氧树脂对能量范围在0.001~100 MeV的伽马射线的屏蔽性能,测试了环氧树脂对⁶⁰Co伽马射线的屏蔽性能,并对其进行了总剂量为93.5 kGy的伽马射线辐照处理,对辐照前后环氧树脂的密度、光学照片、力学性能、断面微观形貌、耐热性能和红外光谱进行了分析。结果表明：环氧树脂对低能(E<0.01 MeV)伽马射线的衰减主要是光电吸收作用,对中能(0.01 MeV60Co伽马射线的屏蔽性能一般。93.5 kGy伽马射线辐照导致环氧树脂老化、密度和最大耐热温度降低、力学性能增大、破坏程度低,环氧树脂可耐93.5 kGy伽马射线辐照。     

废放射源整备车的研制和应用

根据废放射源治理工艺要求,研制了一台废放射源整备车。整备车作为一个可移动的操作开放型放射性物质的设施,由更衣室和操作室两个部分组成。更衣室是操作人员出入操作室的通道,内设更衣柜、监测仪表和防护用品等物品贮存柜;操作室是放射源包装、封焊、检漏和临时存放等场所,内设手套箱、不锈钢焊接装置、检漏装置、铅屏蔽容器和带水泥屏蔽的金属桶,以及工作台等设备。近一年的应用实践表明,研制的废放射源整备车能满足废源治理和安全运输的要求。     

国际原子能机构γ能谱测量比对

介绍了参加国际原子能机构(IAEA)组织的全球实验室间样品能力验证概况。分析连云港辐射环境监测管理站近3年(2020～2022年)运用无源效率刻度方法分析IAEA样品,模拟出水样、生物、滤膜不同介质的效率曲线,分析样品中⁴⁰K、⁶⁰Co、⁷⁵Se、^110mAg、¹³⁴Cs、¹³⁷Cs、²⁴¹Am等核素的浓度,报送34个数据的准确度和精密度均满足IAEA评估要求。验证无源效率刻度方法分析IAEA样品的实用性和可靠性,为该方法在环境辐射监测中的推广应用提供依据。     

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。     

环境监测中伽马谱分块计数法探测异常放射性

以分块计数法探究碘化钠(NaI)探测器是否能探测异常放射性,以及对于异常放射性设置预警值的具体数值的确定。共使用了⁴⁰K、¹³³Ba、²⁴¹Am、⁶⁰Co等4种放射源进行实验,实验结果认为使用分块计数法探测异常放射性是可行的,NaI探测器的预警值应设置为大于本底计数均值加1～1.5倍本底计数标准偏差。     

CARR堆冷中子瞬发伽玛活化分析系统及实验研究

利用中国先进研究堆（CARR）在国内首次开展了冷中子瞬发伽玛活化分析（CNPGAA）实验,采用定制加长的电制冷高纯锗（HPGe）探测器和先进的数字多道谱仪DSPEC®-502进行测量,获得了NH₄Cl样品中元素冷中子瞬发伽玛谱和本底谱等数据,同时利用伽玛放射源¹⁵²Eu、¹³⁷Cs、⁶⁰Co以及NH₄Cl产生的瞬发伽玛射线对探测器在宽能区0.1~8 MeV进行能量刻度。为降低环境辐射本底,HPGe探测器外围采用环形锗酸铋（BGO）康普顿谱仪,10 cm铅以及含⁶Li和¹⁰B材料对中子束流准直屏蔽。此外,利用金片活化法测量了CARR堆运行功率为15 MW时有无冷源情况下冷中子导管B(CNGB)末端1 m处的中子注量率,结果显示有冷源时中子注量率可提高一个量级。     

中国核动力院外围空气中7Be、40K、60Co、131I、137Cs分布特征及所致公众年有效剂量评价

基于2015—2017年中国核动力院外围空气中⁷Be、⁴⁰K、⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs监督性监测数据,对综合楼、南坝工会和木城水厂监测点附近居民组三种途径的有效剂量进行了粗略估算。结果表明:随距核设施距离增加,⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs平均年摄入量和所致年有效剂量减小;综合楼附近居民组中成人、青少年、儿童、幼儿、婴儿经吸入⁷Be、⁴⁰K、⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs平均年摄入量分别为29.25、26.48、20.16、11.49、6.79 Bq/a;综合楼附近居民组中青少年、儿童、成人、幼儿、婴儿,经吸入、浸没和地面沉积途径⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs所致年有效剂量分别为133.58、130.98、128.61、120.20、118.61 nSv/a,⁶⁰Co所致剂量分数达到95.6%,其次是¹³⁷Cs;地面沉积途径所致剂量分数达到54%,其次是吸入;综合楼附近居民组中青少年组成员⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs所致有效剂量最大为133.58 nSv/a,但此有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.25 mSv)的1‰以下。由此可以得出,核基地核设施正常运行工况下,⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs对核基地外围空气的影响很小。     

GD-300系列辐射光致发光玻璃剂量计的辐射剂量学特性

为掌握新引进的辐射光致发光玻璃剂量计的辐射剂量学特性,通过用次级标准剂量学实验室的X射线照射装置、⁶⁰Coγ放射源（1250keV）及经检定的¹³⁷Csγ放射源（662keV）照射,考察了GD-300系列辐射光致发光玻璃剂量计的剂量线性、均匀性、重复性、衰退特性和能量响应等剂量学性能。实验研究结果表明,GD-300系列辐射光致发光玻璃剂量计的辐射剂量学性能良好,适合作为放射工作人员外照射剂量、放射诊疗受检者与患者剂量的测量,也适用于环境辐射的长期累积测量。