β剂量仪和个人剂量计校准

介绍了国际标准化组织核能标准化委员会辐射防护分委员会(ISO／TC 85／SC 2)专门针对β剂量仪和个人剂量计校准编制的标准ISO 6980，主要包括三个方面内容：β粒子参考辐射的产生方法，即建立满足要求的β粒子参考辐射；有关表征辐射场基本量(称为参考吸收剂量)的准确测定；场所和个人剂量仪表校准和它们能量响应与角响应的确定。着重介绍表征辐射场基本量即定义在组织板型模体中深度为0．07mm处的组织吸收剂量的准确测定，以及用校准量即定向剂量当量H′(0．07，Ω)和个人剂量当量Hp(0．07，Ω)对β剂量仪和个人剂量计的校准程序。文中同时给出了用外推电离室测量吸收剂量的不确定度估计举例，以及剂量仪校准的合成标准不确定度的组成成分。     

β参考辐射的建立

依据国家标准建立了用于校准β剂量（率）仪和计量并确定其能量响应的β参考辐射。在共刻度位置上的β剂量率，用外推室系统进行了定度和验证。     

过滤X参考辐射装置性能的非介入评价

报道了中能过滤Ｘ参考辐射装置的性能参数测量和评价方法。利用ＶＩＣＴＯＲＥＥＮ非介入式诊断Ｘ射线质量保证仪器ＮＥＲＯＴＭ６０００Ｂ，一次操作可测出ｋＶ及其平均，最大和有效值，照射时间，辐射的输出和波纹等重要参数以及ｋＶ和辐射波形。测量是从Ｘ射线束取样，不需要拆装置，故提高了工作效率的安全性。该方法也适用于过滤Ｘ参考辐射装置的质量保证。     

参考中子辐射与辐射防护中子测量装置校准

国际标准化组织核能标准化委员会辐射防护分委员会(ISO／TC 85／SC2)最近编制了几个有关辐射防护中子测量装置校准的标准，其中ISO8529规定了参考中子辐射的特性和产生方法、辐射场校准以及场所和个人中子剂量仪(计)校准和响应的确定；此外，ISO12789—2002规定了利用模拟中子辐射场对辐射防护中子测量装置的校准。本文介绍ISO8529系列标准的主要内容及一些相关问题。     

能量响应修正法现场校准固定式γ剂量仪

为解决大范围布放式探测器校准的难题,以便携式X射线为校准源,采用能量响应修正法对固定式γ剂量仪现场校准方法进行研究。在实验室对待校准同类型剂量仪进行了高能区和低能区的能量响应测试,结合蒙特卡罗模拟获取了剂量仪器能量响应曲线;在待标仪器现场,采用替代法对剂量仪器进行校准,通过已得到的能量响应曲线对校准系数进行修正,以获得最终的校准系数。比对实验结果表明,现场校准系数与实验室校准系数误差在5%以内,该方法提高了固定式γ剂量仪测量准确性,对于辐射安全管理和辐射环境评价具有重要意义。     

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γ辐射校准因子的使用探讨

简要介绍了计量检测部门对X、γ辐射空气比释动能(吸收剂量)率仪的检定和校准方法,针对由于探测器能量响应差异和检定结果中校准因子(Cf)对监测结果带来的误差进行了实验和探讨,可为进一步做好X、γ辐射空气比释动能(吸收剂量)率仪的监测和校准工作提供参考。     

用于检测中子辐射的剂量仪

一种用于检测在0．025eV到几百GeV的能量区内的中子辐射的剂量仪。该剂量仪具有用作减速体的基本上呈球形的、包括含氢材料的基体，设置在该基体中心的检测元件，包围该检测元件的中子转换器，该中子转换器包括将所检测的高能中子的能量基本上转换为处于合适能量区域中的中子的金属原子。该剂量仪的特征在于，所述基体具有一个通道，通过该通道可以将检测元件设置到中子转换器中以及从该中子转换器中取出，所述中子转换器构造为圆柱形。     

日本原研究小组解开质量分割之谜

【日本《原子能视野》2001年4月刊第46页报道】 日本原子能研究所1月30日宣布,其已在茨城县东海村的东海研究所内建成“中子标准校准设施”。该设施是用范德格喇夫静电加速器加速的质子轰击氘靶,并利用此时产生的中子来试验和校准各种能量的中子辐射。日本原子能研究所在利用该设施校正中子辐射测量仪的同时,开始进行中子辐射照射评价研究。 与该设施邻接的、以g射线为主体的射线标准设施已经调试完毕,与中子标准校正设施合起来建筑总面积约为4100 m2。该辐射测量仪校正设施是亚洲地区最大的设施,在世界范围内也是高水平的、综合性的辐射标…     

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%。     

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。     

过滤 X-射线参考辐射

本文主要介绍复制 ISO4037中用于剂量仪表校准的四个过滤 X-射线参考辐射(宽谱,窄谱,低照射量率和高照射量率)的装置及检测结果。测试结果表明,除宽谱的110kV 能量点的分辨率超过标准规定的要求外,各个规范的参考辐射的射束质、场的均匀性和散射特性均符合了 ISO4037的要求。     

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。     

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。     

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。     

X射线机重过滤X射线能谱的测量

本文报道了用 NaI(Tl)闪烁谱仪对国产 F34-Ⅰ型 X 射线机的重过滤 X 射线能谱的测量和解谱方法,给出一组测量结果,并对测量结果进行了比较和讨论。     

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。     

Review of tritium confinement and atmosphere detritiation system in hot cells complex

The tritium confinement strategy adopted during the past years in the ITER hot cell building is compared to the safety requirements given by the standard ISO-17873 “Nuclear facilities - criteria for the design and operation of ventilation systems for nuclear installations other than nuclear reactors”. In fact, this is the reference safety guideline recommended by French licensing authorities.Several features of the considered design of the hot cell building are not in agreement with these guidelines. Main discrepancies concern the zoning of the hot cell complex, the flow rates of ventilation, and the possibility to recycle the room atmosphere and to detritiate the effluent air. These aspects are discussed together with some proposed modifications of the design.     

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%.     

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。