中子辐照注量对单晶硅中缺陷退火行为的影响

用正电子湮没寿命和多普勒加宽测量研究了不同注量中子辐照的氩气氛区熔单晶硅中缺陷的退火行为，发现不同中子注量辐照时，辐照致空位型缺陷的退火行为十分类似，并均在５５０℃时退火消除；但辐照致双空位浓度、二次双空位和四空位型缺陷的产生、浓度和消除温度很不相同。简单陷阱模型不适用于５００℃以下退火的离中子注量辐照的单晶硅，但能部分适用于中等注量辐照的单晶硅。     

外照射辐射防护中使用的实用量

本文简要地回顾了外照射辐射防护中使用的实用量概念的进展情况,介绍了国际辐射单位与测量委员会(ICRU)47号报告中提出的新建议,并针对实用量在应用中的一些问题进行了讨论。     

241Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置及辐照器设计

²⁴¹Am-Be中子源被广泛用于实验研究,为保护实验人员免受中子及γ射线照射,需要设计适当的屏蔽。利用蒙特卡罗方法计算中子透射不同材料后的能谱分布与剂量,优选各层屏蔽材料种类与厚度,设计一套²⁴¹Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置。装置由内而外采用钨+聚乙烯+含硼聚乙烯+不锈钢进行防护,外表面周围剂量当量率H^*(10)低于10μSv/h,满足辐射防护要求。同时对装置内部热中子、超热中子和快中子注量分布进行研究,确定装置快中子和热中子输出通道最佳位置。在辐照装置同时开放快中子和热中子通道进行实验测试时,需要设置距离大于130 cm的控制区,以保障操作人员安全。     

在辐射防护测量中使用的量

本文论述了在辐射防护测量中使用实用量的必要性。分别讨论了现存X、γ射线监测仪、热释光x、γ个人剂量计测量H~*(10)、Hφ(10)的适用性,说明采用实用量对未来仪器的设计不会带来严重问题。给出了校准X、γ辐射场所监测量和个人剂量计的方法。     

γ辐照装置屏蔽方案评价

依据《γ辐照装置的辐射防护与安全规范》,针对典型γ辐照装置升源状态不同辐射照射途经进行计算分析,以验证屏蔽设计的可靠性;对不同照射途经的辐射剂量率进行比较,提出优化屏蔽计算及设计建议。结果表明：(1)该γ辐照装置屏蔽设计方案满足辐射屏蔽要求;(2)屏蔽计算过程中,屏蔽体外天空反散射剂量率贡献大于直射辐射剂量率,迷道入口散射辐射剂量率贡献大于直射辐射剂量率;(3)考虑γ辐照装置工作负荷较大,并遵循辐射防护最优化原则：在屏蔽设计过程中应考虑一次散射照射剂量率贡献,必要时进行局部加厚处理,对于迷道散射设计次数应在5次以上,楼顶区域不建议布置长期人员居留场所。     

^60Co辐照装置运行的辐射防护评价

从辐射防护角度，对一座２．８ＰＢｑ＾６０Ｃｏ辐照装置运行近１０年的辐射安全进行总结与评价。     

1.2m 回旋加速器检修时的辐射防护评价

本文报道了一台运行十七年的1.2m 回旋加速器在停机两个月后各主要活化部件的感生放射性水平和主要的感生放射性核素;给出了历年来检修人员所受剂量情况及检修工具、防护手套的污染水平,进而提出要重视对加速器检修过程中的剂量监测和检修时间的择选,以及对检修工具、防护用品的合理使用和管理。     

头部多源伽马射线立体定向放射治疗机房屏蔽效果计算与分析

对某医院拟建的头部多源伽马射线立体定向放射治疗机房进行屏蔽计算,验证其辐射剂量参数和防护安全性能是否符合相关标准和要求。参照设备厂家提供的治疗机房内辐射剂量场分布情况,采用什值层计算方法对屏蔽体外的周围剂量当量率进行模拟计算。结果表明：在治疗状态下,机房顶部、四周屏蔽墙体以及防护门外30 cm处的剂量当量率均低于控制值,机房墙体的屏蔽设计可以达到预期效果,防护性能满足放射治疗相关标准要求,同时对于其他同类设备的应用也具有一定指导意义。     

辐射硫化对硅橡胶自粘带性能影响的研究

采用⁶⁰Coγ射线辐射交联技术对硅橡胶自粘带进行辐射硫化，研究吸收剂量对辐射硫化硅橡胶自粘带的拉伸强度、断裂伸长、自粘性能、击穿电压强度的影响以及剂量率对自粘带性能的影响。研究结果表明：随着吸收剂量的增加，硫化橡胶自粘带的拉伸强度亦增加，而断裂伸长率随之减小；在吸收剂量小于25kGy时，自粘性能随着吸收剂量的增加而增强，25kGy时达到最佳，随后逐渐减弱；吸收剂量对自粘带的击穿电压强度的影响不大；剂量率对自粘带性能的影响不明显。     

探测器级高阻硅及其与器件的关系

本文就探测器级硅单晶的制备工艺和参数等进行了有益的探讨，发现高真空深度提纯之区熔硅单晶中的细微缺陷，乃是影响探测器制作和性能的关键参数。     

碳化硅VDMOS的静态和动态辐射损伤及其比较

对总剂量辐射环境下不同偏置状态的碳化硅功率场效应管（SiC VDMOS）的动态特性进行了相关研究。在比较3种偏置状态下60Co γ射线辐照对于SiC VDMOS器件阈值电压和开关特性影响的基础上,进行了室温退火试验。结果表明,随60Co γ射线辐照剂量的增加,氧化层积累陷阱电荷,导致静态特性中阈值电压降低。同时器件动态特性中开启时间略微缩短,关断时间骤增,开关损耗增大。器件受辐照后耗尽层厚度和阈值电压发生的变化是其开启和关断响应差异性退化的主要原因。     

辐射防护体系的一些发展概况

讨论了现有辐射防护原则解决实际防护问题中面临的主要问题 ,在此基础上简要地介绍了基于“可控制剂量”概念的防护体系。     

高通量堆NTD硅系统活化剂量计算

根据单晶硅及靶桶材料成分、测量的辐照孔道中子通量谱与辐照时间,采用点燃耗程序ORIGEN与蒙特卡罗程序MCNP耦合计算高通量堆中子嬗变掺杂(NTD)硅辐照系统活化后的外照射剂量当量率及各种活化产物放射性核素衰减变化情况,同时对各种活化核素剂量率贡献及相应衰减时间进行了分析。通过计算结果与堆厅γ电离室剂量率监测对比验证及堆厅屏蔽层厚度的保守估算,表明目前NTD硅系统转运过程屏蔽设计满足辐射防护要求,并提出有益建议。     

碳化硅与硅探测器辐射探测性能比较

碳化硅(SiC)材料因其禁带宽度大、晶体原子离位能高等物理特性,而被视为制作耐高温和抗辐射器件极具潜力的宽带隙半导体材料。本文采用Geant4模拟得到了30μm厚的SiC和Si材料对不同能量的电子、质子、α粒子以及X射线的响应,并对SiC和Si探测器器件的I-V特性和能谱测量结果进行了比较。仿真及试验结果证明,SiC粒子阻挡本领及X射线探测效率与Si探测器相当,SiC与Si探测器对带电粒子的能谱分辨率也没有明显差别。     

辐射防护概念的拓展与环境放射防护

为了真正落实法规中强调的保护环境的要求,现行辐射防护体系应该从单纯对人类的防护,拓展到对整个环境的电离辐射防护.其中,建立对非人类物种的危害评价体系是主要的内容之一,也是本项工作开展的难点.本文介绍了目前国际上在建立生物剂量模型研究中的最新进展,对我国在这方面的研究工作提出了建议.     

中子辐射防护监测仪表的发展状况

从工作场所(环境)监测和个人剂量监测两个方面，对剂量巡测仪、场所能谱仪和个人剂量计等三种类型的中于辐射防护监测仪表，介绍了各自的发展状况。40多年来，中于剂量巡测仪和场所能谱仪在探头的设计上趋向合理，应用范围逐步拓宽；个人剂量计随着电子技术的发展趋向小型智能化。虽然实践中的中于测量仍存在许多技术难点，但仪表开发研究取得显著成就。     

辐照电子直线加速器辐射剂量测定的技术研究

研究了辐照电子直线加速器辐射剂量测定的技术方法,在测量方法上采取实测与蒙特卡洛模拟计算相结合的方法提高辐射剂量测定的准确度和可操作性;用化学剂量计建立电子束吸收能量测量的方法;用平板电离室建立电子束表面剂量、电子束吸收剂量率测量的方法;用半导体探测器阵列建立电子束辐照均匀性测量的方法。     

辐射的低剂量生物效应及分子流行病学研究现状

对低剂量辐射效应研究中的主要问题，诸如线性无阈假设、辐射致癌危险评价、辐射致癌机理以及辐射旁效应进行了综述，并概要介绍了分子流行病学在辐射效应研究中的应用及其研究现状。