1E级设备γ辐照鉴定技术研究

本文介绍了沉箱式堆照钴靶辐照装置及核级设备辐照试验的剂量特性要求。采用建立辐射场空间剂量率计算模型、编制计算程序的方法,对堆照钴靶辐射场装载方案进行了设计;采用化学剂量计多点测量的方法,测定了装载后辐射场的剂量率分布;通过对辐射场空间分布特性的分析,确定了辐照样品的摆放位置及其对应的辐照剂量率;最后给出了总辐照剂量的主要影响因素及评估方法。结果表明,在辐照装置的全尺寸空间范围内,剂量率分布均在0.14~0.42Gy·s-1范围内,且最大有效辐照空间可达1 200mm×1 200mm×1 000mm,各项指标均满足1E级设备辐照鉴定试验的要求。     

大流量气溶胶滤膜标准γ体源制备技术

为制备大流量气溶胶滤膜标准γ体源,采用参数优化的专用滴源装置,将放射性标准溶液⁶⁰Co定量滴注在气溶胶取样滤膜上,晾干后对角折叠,并采用专用压样装置压制成与测量样品几何形状一致、密实的圆盘形固态物,密封保存。采用差重法对制备的滤膜标准γ源进行活度定值,制备的气溶胶滤膜标准γ体源活度值为4.4×10⁴ Bq,相对扩展不确定度U（k=2）为3.6%。采用分割压制法对气溶胶滤膜标准γ体源进行均匀性测量,相对标准偏差低于5%。制备的滤膜标准γ源可为测量大流量气溶胶样品的γ谱仪效率刻度服务。     

西安脉冲堆大空间中子辐照实验平台辐射场参数测量

西安脉冲堆于2010年建成了大空间中子辐照实验平台。本文介绍了该实验平台辐射场设计参数、辐射场测量方法和实测结果。采用蒙特卡罗方法计算了实验平台内中子初始谱。利用多箔活化法测量了中子能谱,解谱方法采用遗传算法,并与SAND-Ⅱ解谱方法进行了对比,对比结果较为一致,证明了遗传算法解谱的有效性。应用热释光剂量计测量了γ射线吸收剂量率。测量结果表明,该实验平台辐射场参数符合设计要求。     

强γ辐照下Q235碳钢在甘肃北山地区地下水模拟液中的腐蚀行为

利用1.11×10¹⁶ Bq（30万Ci）高强度⁶⁰Co源γ辐照装置,对甘肃北山地区地下水模拟液中高放废物处置罐候选材料Q235碳钢进行了辐照腐蚀试验。采用水化学参数分析、称重、扫描电镜(SEM)、X射线能谱（EDS）和红外光谱（FT-IR）等技术手段,分析了辐照剂量（时间）对辐照腐蚀演化的影响规律,并与未辐照试验进行了对比。结果表明,在长时间强γ辐照下,模拟液辐照分解导致氧化性增强、pH值由弱碱性变为酸性、电导率下降明显,而未辐照的模拟液pH值和电导率未见明显变化;利用质量变化率计算得到的辐照腐蚀速率约为未辐照腐蚀速率的5.5倍,辐照明显加速了Q235碳钢的腐蚀。SEM-EDS和FT-IR分析表明,随着辐照剂量的增加,腐蚀层中出现泡状或针状产物,表面由致密变为稀疏;腐蚀层化学组成以Fe、O为主,含有不同相的羟基氧化铁（α-FeOOH和γ-FeOOH）和氧化铁（α-Fe₂O₃）。     

裂变靶辐照装置水力特性试验技术

针对裂变靶辐照装置内外流道尺寸狭小的结构特点及实堆测量需求,提出了进行裂变靶辐照装置水力特性试验的技术方案,采用微小压力传感器实测狭窄套管内外流道的流动压差,通过单项标定试验获得内外流道压差-流量关系拟合公式.由该拟合公式得到的计算值与内外管实测流量的相对误差最大不超过士2%,可以用于裂变靶辐照装置在实堆中进行水力模拟的试验数据处理.     

多类图像传感器模组电离辐射损伤对比研究

为选择能用于γ射线辐照环境且最具有加固潜力的图像传感器模组,对比分析了7类传感器模组辐照前后实时采集明、暗图像的参数,研究了不同类型的模拟图像传感器模组及数字图像传感器模组的抗辐射性能,并讨论了辐射损伤机理。实验结果表明：γ射线对图像传感器模组的损伤及干扰程度与模组类型、图像传感器制作工艺、辐照剂量率及总剂量相关;剂量率造成的干扰与剂量率并非呈单纯的线性关系;镜头透镜的透光率随累积剂量的增大而下降;入射γ射线对采集画面质量的干扰与环境光线强度相关,较弱的真实信号更易被入射光子引入的噪声淹没。以上结果提示,入射γ射线对图像传感器的损伤及干扰主要是由各像素单元内暗电流以及正向脉冲颗粒噪声引起的。经实验分析,采用互补金属氧化物半导体（CMOS）工艺的数字摄像机更适用于γ射线辐射环境中的实时监测,但仍需通过加固手段提高其在辐射环境中工作的可靠性和使用寿命。     

二醋酸纤维素薄膜剂量计的制备和性能研究

为了改善醋酸纤维素薄膜剂量计在γ辐射剂量测定中稳定性欠佳的问题,拓展其辐射测量应用范围,采用离子液体均相乙酰化纤维素方法制得的二醋酸纤维素（CDA）粉末为原料,优化CDA薄膜制备工艺,研究其γ辐射变色性能及稳定性,制备适用于γ辐射剂量测量且性能优良的CDA薄膜剂量计。基于CDA的辐射变色机理,该薄膜剂量计在270 nm的单位厚度吸光度与吸收剂量存在良好的线性关系,剂量率、CDA的取代度和辐照气氛对薄膜的工作曲线影响较小。CDA薄膜剂量计的剂量检测量程为50~400 kGy,扩展不确定度为8.8%（K=2）,辐照后24 h内吸光度测试稳定,具有良好的辐照稳定性,基本满足工业上对于辐射剂量计的使用要求,有望应用于γ辐射剂量的测量。     

基于伴随粒子的快中子成像系统角分辨研究

不同于传统的快中子成像系统,采用伴随粒子成像技术无需机械准直即可消除大部分γ射线和散射中子的干扰,实现对厚重物体的高对比度成像。角分辨是影响系统成像质量的一项重要参数。通过理论分析,研究了入射离子的初始动量、靶点尺寸和探测器空间分辨等多个因素对系统角分辨的影响。利用基于GEANT4的模拟程序,计算了不同参数下被标记中子出射角分布的二维图像。分析及模拟结果表明,靶点直径和α探测器空间分辨率是影响角分辨的重要因素。为满足系统角分辨小于1°的设计目标,入射离子的初始动量变化范围应较小,靶点直径应小于1 mm,同时α探测器的空间分辨率应小于0.5 mm。     

电子辐照加速器屏蔽墙中预埋管道倾角对辐射防护性能影响的蒙特卡罗计算

电子辐照装置屏蔽墙中总存在一些较大口径的管道如辐照电缆传输孔道,这些管道的存在势必会降低屏蔽体的局部屏蔽能力。为定量评估管道对屏蔽效果的影响,本文以3 MeV电子辐照加速器为例,采用蒙特卡罗MCNP程序分别模拟计算了电子打靶以后产生的能谱中1 MeV以下和1 MeV以上不同单能光子入射同一屏蔽体时,管道以不同角度穿透屏蔽墙时管道出口处及屏蔽墙外辐射场分布;并比较了在不同墙厚下这两个能段对管道出口处辐射场的影响程度。计算结果表明:不同单能光子入射屏蔽体,在管道穿墙角度≥45°时,管道出口处辐射场变化不再明显,对于1 MeV以下的低能光子在墙外的透射辐射场基本可忽略,对于1 MeV以上的能量光子,其墙外光子透射辐射场随角度增大影响显著;随着墙厚增加,低能光子衰减越显著,高能光子在管道穿墙夹角设计中越占据了主导地位。     

中国实验快堆结构材料辐照装置设计

为在中国实验快堆(CEFR)上开展国产快堆包壳材料的辐照试验,进行了CEFR首个结构材料辐照装置的设计。材料辐照装置的创新设计基于CEFR的辐照条件和堆芯组件的基本结构,通过在辐照装置内部设置不同气隙尺寸的辐照罐,实现了在快堆不同功率稳态运行条件下(40%和100%额定功率)对材料样品不同辐照温度(450~600℃)的要求。辐照装置具有样品辐照温度与中子注量率的非在线监测功能,其结构具有通用性,能满足材料辐照标准试样最大装载的需要。通过对辐照装置进行热工分析和堆外的传热验证试验、流阻特性和结构稳定性验证试验,保证了辐照装置的设计能满足材料辐照任务的要求。     

Study on Design Method of New Operating Phantom for Gamma Irradiation Processing

A new operating phantom was studied for obtaining the true distribution of the radiation field of the gamma irradiation facility and the dose field in the cargo container. An effective and usable simulated radiation field was constructed based on the parameter of the real gamma irradiation facility. The design method for the structure and padding of new operating phantom was proposed. The Monte Carlo method and random filling method (RCS) were adopted to simulate the distribution law of the main factor affecting the dosimetry parameters of the phantom body, such as the dosimeter sleeve material and wall thickness, filler ball size, hollow filler ball size and wall thickness, ball filling method, etc. Under the premise of satisfying the calculation confidence level, the optimization ranges of parameters are as follows: Aluminum tube with wall thickness of 3-5 mm is used as the sleeve, which interferes with the radiation field no more than 4.372 23%; Polypropylene sphere with outer diameter of 1-4 cm, wall thickness of 1.1-11.5 mm, cargo density simulating range of 0.1-0.5 g/cm³, and good material equivalence is selected as the phantom padding, which interferes with the radiation field no more than 9.998 44%; The interference level of the uniform and random filling modes on the radiation field is almost the same, and both are less than 10%. The results show that the current design is feasible and effective, with low investment, more parameters and wider range, and it is suitable for popularization and application.     

Design and Research of Calibration Laboratory Equipment for Gamma Radiation Dosimeter in Nuclear Power Plant

A large number of radiation dosimeter are needed in nuclear power plant to ensure the safety of personnel and environment. Reference radiation is a necessary condition for the calibration of radiation dosimeter. Due to the large number of radiation dosimeters used in nuclear power plant, gamma calibration laboratory is usually built for the calibration of radiation dosimeter in nuclear power plant. The optimal design of ⁶⁰Co single source irradiation facility and ¹³⁷Cs multi-source irradiation facility was completed by Monte Carlo method. The scattering ratio and uniformity of radiation field were measured by PTW cavity ionization chamber. The results show that the technical parameters of gamma calibration laboratory meet the requirements of ISO4037 standard, and the equipment can be used to carry out the calibration and verification of radiation dosimetes in nuclear power plant after the standard evaluation.     

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。     

固定式环境γ辐射剂量率仪现场校准技术

固定式环境γ辐射剂量率仪是承担环境连续监测任务的主要设备,不便于拆卸送往计量实验室进行校准检定,且送检周期较长,影响连续监测点数据的连续性。为按期校准固定式仪表,本文结合蒙特卡罗方法研制了能量补偿型高气压电离室和便携式137 Cs照射装置,利用天然本底辐射(陆地γ射线和宇宙射线)和便携式照射装置产生的137 Csγ射线参考辐射对固定式环境γ辐射剂量率监测仪表开展现场校准实验。结果表明,采用环境比对和现场照射的方法能较好地解决固定式环境γ辐射剂量率仪的校准问题,现场所得校准因子与标准实验室中校准因子的相对偏差小于5%。     

鼻咽癌放射治疗时野外组织器官剂量的研究

本文借助非均匀组织等效似人体模型,模拟鼻咽癌放射治疗,研究了＾６０Ｃｏγ射线和电子直线加速器产生的６ＭＶＸ射线对野外组织器官的受照剂量。结果表明,离照射野越近组织器官受照剂量越高,加眼晶体、垂体、甲状腺等,但睾丸的受照剂量明显高于腹部;＾６０Ｃｏγ射线照射时野外组织器官的剂量明显高于６ＭＶＸ射线;＾６０Ｃｏγ射线照射时,在耳前野野外挡铅可使眼晶体、视网膜受照剂量下降２０％,睾丸表面挡铅可使睾丸受照     

Simulation of the Background for Gamma Detection System in the Indoor Environments of Concrete Buildings

The indoor background has significance in determining the minimum detectable level of gamma detection systems. The gamma radiation field in a concrete building was studied by using the Monte Carlo simulations. The parameters of wall thickness, room shape and dimensions were considered in the modeling. A spherical layer model was assumed as the indoor source geometry with the intention of easy and effective calculations. The simulation model was applied to an unshielded germanium detector and the detection system with a more complex shielding configuration. As the results, the indoor radiation field in the concrete building can be predicted well by assuming the source geometry of a spherical concrete layer with a real thickness and the homogeneously distributed source of the natural major three components, the ²³⁸U series, ²³²Th series and ⁴⁰K. The simulation model is useful for designing and optimizing gamma detection systems or shielding assemblies.     

放射源壁厚被动识别的可行性分析

放射源壁厚是强γ辐射环境γ定量测量和军控核查中所关注的一个重要参数。本工作根据γ全能谱中同一放射核素的不同能量γ射线出射强度比与源壁厚的关联性研究了源壁厚的被动γ测量方法。实验测量的源壁厚与真值基本吻合,表明通过被动γ法测量源壁厚是可行的。     

γ射线外照射条件下体模红骨髓剂量及剂量深度分布的蒙特卡罗计算

用蒙特卡罗方法,对0.025、0.05、0.11、0.30、0.661、1.25、3.0和6.OMeV等八种能量的平行宽束γ射线沿垂直于体模中心轴线方向的旋转照射,位于体模躯干下端离体模中心轴线的距离分别为50、100和200cm的1.25MeVγ点源对体模正面照射,1.25MeV平行宽束γ射线对体模正面、背面和侧面方向的垂直照射,以及当体模处于年龄为22.5小时的落下灰γ辐射场中时,计算了体模的红骨髓平均剂量D_m、干细胞活存率计权等效剂量D_(sw)和组织吸收剂量的深度分布。计算结果,除低能(<0.05MeV)γ射线和近距离(距体模中心2m以内)点源照射条件之外,D_m和D_(sw)在2％以内相符。对于在落下灰γ辐射场中测量人体红骨髓平均剂量的仪器,可用1.25MeVγ射线平行宽束旋转照射条件进行刻度。     

Characterization of dose delivery in a hard X-ray irradiation facility

The Radiation Bioengineering Laboratory at Seoul National University (SNU) operates a user-constructed hard X-ray irradiation facility for radiation biology and radiation therapy physics studies. The system package of YXLON model 450-D08 operating at the anode voltage of up to 450 kV is a key part of the facility, which enables in vitro cell irradiation and animal irradiation for in vivo studies. In this article, dose delivery in the hard X-ray irradiation facility was characterized in terms of the dose vs. operational parametric combination of the facility. The operational parameters included beam tube anode voltage, beam tube current, irradiation time, and beam exit-to-sample distance. Bremsstrahlung X-rays at energy below approximately 20 keV were filtered out by a 3 mm-thick aluminum plate fitted over the 5 mm-thick beryllium window. Gafchromic EBT films were used as radiation sensor materials in dose measurement. The characterization was validated via experimental observation of the in vitro biological responses of cells to radiation exposure. The biological responses obtained using the new hard X-ray irradiator were highly comparable with those obtained using a commercial gamma-ray irradiator.