基于N型同轴HPGe探测器获取过滤X射线注量谱

构建ISO 4037?1以外的过滤X射线参考辐射需射束注量谱计算平均能量、分辨率和转换系数等参数。为建立过滤X射线注量谱获取方法,采用N型同轴HPGe探测器测量了N?40?N?250窄谱系列过滤X射线参考辐射并得到了脉冲幅度谱,使用Geant4模拟了探测器对放射源的响应并用实测能谱进行了验证,进而建立了响应矩阵,并通过MAXED软件解谱计算得到了射束的注量谱。由解谱所得注量谱计算的空气比释动能到周围剂量当量和个人剂量当量的转换系数与ISO 4037?3推荐值的相对偏差在0?06%?2?55%之间。     

基于ISO 4037-1：2019对60~250 kV窄谱系列X射线参考辐射质的研建

以ISO 4037 1：2019为依托,使用大体积自由空气电离室作为测量器具,采用半值层法建立60~250 kV窄谱系列X射线参考辐射质,实验得出的各辐射质的第1半值层和第2半值层的值均在标准规定的误差范围内。使用高纯锗谱仪对建立的X射线参考辐射质进行测量,得到不同辐射质下的脉冲幅度谱。数据处理和分析结果表明,建立的60~250 kV窄谱系列X射线参考辐射质的谱分辨率、平均光子能量和有效能量与ISO 4037 1：2019的推荐值有较好的一致性。本次实验建立的60~250 kV窄谱系列X射线参考辐射质满足ISO 4037 1：2019要求。     

ISO 4037-2:2019辐射防护-校准剂量仪和剂量率仪及确定其光子能量响应的X和γ参考辐射第2部分:能量范围在8KEV-1、3MEV和4MEV-9MEV辐射防护剂量测定

正该文件规定了能量范围约为8 keV～1.3 MeV和4 MeV～9 MeV,空气比释动能率高于1μGy/h条件下,校准辐射防护仪器X和γ参考辐射剂量的测定程序。该文件也适用于ISO4037-1:2019附录A、B和C中提及的辐射质,但这并不说明该附录中描述的辐射质校准证书需要与ISO 4037提出的要求保持一致。     

低空气比释动能率X射线参考辐射质的建立

为开展X射线在低剂量率水平下的量值溯源与传递工作,根据国际标准组织技术规范ISO4037-1建立了四个低空气比释动能率X射线参考辐射质,通过实验获得对应辐射质的半值层、能谱、平均能量、有效能量。将实验数据与ISO4037-1报告给出的相应数值作比较,半值层的偏差在5%以内,平均能量的偏差在1.25%以内,有效能量的偏差在1.72%以内,能谱吻合良好,说明实验建立的X射线参考辐射质满足标准规范要求。为后续开展低剂量率X射线量值复现与量值传递方法的研究奠定基础。     

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。     

250～500 kV X射线窄谱辐射质空气比释动能测量及剂量当量转换系数研究

辐射剂量仪表的准确测量是开展辐射防护工作的重要保障,根据ICRU中规定的实用量要求,需要在特定的参考辐射场中对其进行检定或校准。参考ISO 4037-1:2019,建立250～500 kV X射线窄谱系列参考辐射质,对所建辐射场的均匀性以及相应辐射质下的能谱进行研究。将由EGSnrc模拟的X射线能谱得到所建辐射质下的平均能量、分辨率以及实验测量得到的半值层值与ISO标准推荐值进行比较,结果均满足规范要求,表明新建辐射质准确可靠。利用A5电离室对新建辐射场中的空气比释动能进行测量,再根据X射线能谱信息计算得到的空气比释动能到剂量当量的转换系数,实现空气比释动能到周围剂量当量和个人剂量当量的转换,从而为各类辐射剂量仪表在该高能段的能量响应评价提供了测量条件,保证了量值的准确与可靠。     

MCNP4C在低能X光子解谱中的应用

在低能X参考辐射场中校准剂量(率)仪时,需要利用准确的转换系数进行计算。通常转化系数的参考标准为ISO 4037-3,但该标准的推荐值在低能区有较大的不确定度,因此需要对脉冲高度谱进行解谱求得注量谱,进而得到准确的转换系数。探测器的响应函数是注量谱解谱过程中的关键,本文在基于过滤的低能X光子参考辐射场中,使用蒙特卡罗方法MCNP4C程序建立CdZnTe探测器的几何模型,并计算出探测器响应函数,构建响应矩阵进行解谱,得到注量谱。结果表明,计算得到的标准源脉冲高度谱和实验测量结果基本一致,利用本文解谱结果得到的参考辐射场半值层与实验测量值基本吻合,相对偏差不大于5%。     

中能X射线标准辐射场的初步研究

采用石墨空腔电离室NE2561测量了中能X射线标准辐射场各点的剂量率,结果显示在非均匀性不大于1%的条件下,离X射线管焦斑1 200 mm处得到直径约为45 mm的均匀场。采用内插法测量80 kV能量点过滤X射线参考辐射束的第一半值层和第二半值层。结果显示辐射场均匀性和辐射质均符合ISO 4037的要求。     

自制低能自由空气电离室(PRS—2)与电离室(NPL2561)的比对

1 引言 低能自由空气电离室（RPS—2）是本实验室在70年代末为解决K荧光X参考辐射照射量率的测量问题而自行研制的,见图1。 用于仪表刻度的K荧光X参考辐射源给出的低能X辐射可低达6keV或更低,ISO4073推荐的能量下限为8.6keV,而本实验室的参考仪器NPL2560次级标准照射量仪主要是用于过滤X参考辐射照射量的测量,在16.5keV以下的能区就无法给出量值。低能自由空气电离室的研制,解决了这一问题,它是从伦琴的基本定义出发,主要参考了美国NBS Ritz的类似工作而设计的,设计使用的能量范围小于     

低空气比释动能率和窄谱系列过滤X射线参考辐射能谱测量和分析

利用HPGe探测器能谱仪对已经建立的低空气比释动能率和窄谱两个系列的过滤X射线参考辐射进行了实验测定,通过蒙卡模拟方法建立了探测系统的模型,模拟计算能量6 keV～305 keV间隔1 keV的响应矩阵,利用反卷能谱法得到参考辐射场的注量谱,进而计算了各参考辐射的平均能量、能量分辨率、半值层、同质系数、从空气比释动能到...     

15 keV~1.5 MeV单能光子及窄谱系列H*(10)/Kα转换系数的蒙特卡罗模拟

为克服由于不同标准实验室内X、γ射线照射装置所用X射线管型号及整体结构不相同,导致转换系数产生一定偏差的问题,本研究采用MCNP5程序建立照射装置模型,计算15 keV~1.5 MeV单能光子及N-40~N-200窄谱系列对应的H*(10)/Kα转换系数;利用自主研制的H*(10)次级标准电离室测量辐射场参考点处周围剂量当量率并作为参考值,与转换系数法进行对比以验证转换系数法计算结果的正确性。结果表明,蒙特卡罗模拟转换系数与ISO 4037-3推荐值的相对偏差在±4%以内,转换系数法与次级标准电离室法测量结果的相对偏差在3%以内,证明利用蒙特卡罗方法计算H*(10)/Kα转换系数可行,对于“非匹配参考辐射场”,可使用此方法进行周围剂量当量定值。     

ν射线参考辐射周围剂量当量标准电离室的蒙特卡罗模拟

由放射源^137Cs和^60Co产生的ν射线参考辐射在辐射监测仪表的校准中起着重要作用。对于场所辐射监测仪表的校准,参考辐射需提供周围剂量当量H^＊（10）的约定真值。本研究采用H^＊（10）标准电离室法测定周围剂量当量H^＊（10）的约定真值,利用MCNP4C蒙特卡罗模拟程序,提出了基于双金属补偿法的电离室结构设计方案。结果表明,在15～1500keV能量范围内,该电离室能量响应满足国际标准ISO4037—4的要求,该研究结果对H^＊（10）标准电离室的建立具有重要的指导作用。     

X射线参考辐射装置固有过滤层厚度的测量

固有过滤层厚度是X射线参考辐射装置的重要性能参数之一,需要进行定量测量。本研究以新版本ISO 4037-1标准规范为依据,以N系列辐射质（N-20~N-350）的X射线参考辐射装置为例,通过PTW30013电离室测量不同尺寸次级光阑下的辐射野,建立符合要求的实验环境。结果表明,采用半值层法测量得到该参考辐射装置的固有过滤层厚度为0.122 mm Al;通过增加铝过滤片厚度得出N-40~N-350辐射质下4 mm Al等效固有过滤层厚度;利用单质铝金属和铍金属在不同能量下质能衰减系数的转化关系,得出N-20~N-30辐射质下1 mm铍的等效固有过滤层厚度。本研究结果可为X射线参考辐射装置固有过滤的测量提供一定的参考。     

K荧光X参考辐射及其照射量测量

按国际标准ＩＳＯ４０３７研制的Ｋ荧光Ｘ参考辐射，性能基本符合该标准的要求，其能量范围为８．６４－９８．４ｋｅＶ。用校准过的薄窗电离室测量了参考辐射的量率。该参考辐射已用于校准Ｘ，γ剂量仪并剂量率仪并测定其能量响应。     

使用Geant4模拟CAPture电极CdZnTe探测器对γ射线的响应

采用CAPture电极CdZnTe探测器获取X射线注量谱,为建立ISO 4037-1：1996标准以外的参考辐射和计算辐射场特殊剂量物理量的约定真值提供基础。CdZnTe探测器的主要缺点是由于空穴迁移率寿命积过小,导致电荷收集不完全,全能峰左侧出现低能尾。CAPture电极CdZnTe探测器采用扩展阴极降低阴极附近区域的电场强度,弱化空穴输运对电荷收集效率的影响,实现对低能尾的抑制。但由于探测器内的电场不再均匀,电荷收集效率无法用Hecht方程计算。本文根据Shockley-Ramo原理建立了CAPture电极CdZnTe探测器电荷收集效率计算公式,用有限元分析软件模拟了探测器内的电场分布。进而用Geant4软件开展了蒙特卡罗仿真计算,确定了载流子迁移率寿命积,并取得了与实测结果基本一致的脉冲幅度谱,为建立探测器的响应矩阵奠定了基础。     

Feasibility study on determining the conventional true value of gamma-ray air kerma in a minitype reference radiation

A minitype reference radiation(MRR) with dimensions of only 1 m × 1 m × 1 m has been developed for the in situ calibration of photon dosimeters.The present work conducts a feasibility study on determining the conventional true value of gamma-ray air kerma at the point of test in the MRR.Owing to its smaller dimensions,the scattered gamma-rays in the MRR are expected to induce a non-negligible interference with the radiation field compared with conditions in the standard reference radiation stipulated by ISO4037-1 or GB/T12162.1.A gamma-ray spectrometer was employed to obtain the spectra of scattered gamma-rays within the MRR,and the feature components of the spectra were extracted by principal component analysis to characterize the interference of a dosimeter probe in the radiation field.A prediction model of the CAK at the point of test was built by least squares support vector machine based on the feature component data obtained from nine sample dosimeters under five different dose rates.The mean prediction error of the CAK prediction model was within ±4.5%,and the maximum prediction error was about ±10%.     

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。     

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.