双探测器中子剂量当量仪的探头设计

针对单探测器中子剂量当量仪的能量响应性能普遍不好的问题,设计了一种新型中子剂量当量仪,该中子剂量当量仪的探头包含有两个不同厚度慢化体球壳和两个球形3He正比计数管。用MCNP程序对分别嵌入到两个慢化体球壳中心的两个3He正比计数管的能量响应进行了计算。在周围剂量当量的结果计算时,用两个探测器的计数率之比确定1个修正因子以对探测器的计数率转换成中子周围剂量当量率进行修正。经过理论分析和实验验证,该中子剂量当量仪的能量响应性能有一定改善,可使热中子～14MeV范围内的能量响应缩小到0.7～1.3范围内。     

可携式中子剂量当量率仪

本文介绍NH1型可携式中子剂量当量率仪的结构和性能。该剂量仪由包有聚乙烯慢化体和硼塑料层的球形~3He计数管和电子学系统组成,适于热能—15MeV能区的中子剂量当量率的测量。剂量当量率测量范围在0.1—10~4μSv/h之间;在热能附近能区和0.3—5MeV能区,剂量当量率响应随能量的变化在±30％以内,对于能量为1.15MeV的中子,响应值约为0.56cps/μSv·h~(-1)。该剂量仪具有模拟和数字显示,重量为7kg。在改换量的名称并对能响作适当修正的条件下,NH1型中子剂量当量率仪可用于中子周围剂量当量率的测量。     

基于3层硅探测器的主动式中子个人剂量计研制

研制了一种具有能量分辨能力的中子个人剂量计。该个人剂量计由3层硅探测器组成,硅探测器周围装有⁶LiF、聚乙烯和含硼聚乙烯作为转化体、慢化体和吸收体。个人剂量计有直读和解谱两种工作模式。直读模式将中子能区划分为低能、中能和快中子3个能区,可实时测量。解谱模式可获得快中子能区的中子能量分布。利用GEANT4程序模拟了7 MeV γ射线的能量沉积谱,设置适当的甄别域以降低γ射线的影响。采用GEANT4程序模拟了个人剂量计对不同能量入射中子的个人剂量当量率响应。在加速器单能中子参考辐射场中完成了单能中子剂量响应的实验校准,对模拟计算的响应函数进行了实验修正,并得出了不同能区的平均中子个人剂量当量率响应。     

一个扩展量程球形中子剂量仪的研制

介绍了一个新研制的扩展量程球形中子剂量仪,通过在高能杂散辐射场中与常规中子剂量仪的比较,对高能中子的响应有明显的提高,性能优于常规A-B中子剂量仪.     

一种新型中子剂量当量仪的能量响应性能分析

介绍了对一种新型中子剂量当量仪的能量响应性能的分析.用MCNP程序分别计算了它的各探测单元的中子注量能量响应,并按照中子剂量当量指示值的算法计算了它的中子周围剂量当量能量响应性能,从计算结果看,在热中子～15 MeV的能量范围内它的能量响应变化范围大约在0.55～1.95之间.计算了它在Am - Be源和Cf - 25...     

CPR1000型核电机组反应堆厂房的中子能谱测量与分析

反应堆现场中子能谱对评估反应堆设施的设计以及对工作人员的辐射防护监测有重要意义。本工作利用两台反冲质子谱仪及一台便携式中子剂量仪,对某CPR1000型机组反应堆厂房内6个不同标高处的中子能谱和中子周围剂量当量率进行了测量,并对结果进行了分析。为同类型机组现场中子能量分布提供参考数据。     

双球型便携式中子剂量仪探头的设计

介绍了双球型便携式中子剂量仪探头设计的计算过程,利用MCNP3B程序对双球的中子能量响应进行模拟,基于双球的中子能量响应差异,可确定一个修正因子,对H*(10)的估算值进行修正,使得中子剂量能量响应得到改善。考虑到双球的相互影响问题,对双球的间距和角响应进行了计算,并对影响的原因进行了分析。     

中子气泡剂量计探测器用于混合中子场中子测量

气泡探测器具有中子实时剂量监测、宽能区中子能量响应稳定和探测限低的优势，因此，它在中子剂量计领域是一项有前景的技术。且被认为是唯一能满足国际放射防护委员会ICRP60要求的个人中子剂量计。目前，本实验室已经研制出具有自主知识产权的中子气泡剂量计。     

D-T中子发生器主要参数测试

使用LB6411剂量仪对D-T中子发生器中子参数展开测量研究。利用LB6411剂量仪建立中子发射率测量方法,获取D-T中子发生器中子发射率,并将其与活化片法测量结果进行比较,验证该方法可行性。分别改变D-T中子发生器离子源电流以及加速极电压参数,在不同参数条件下进行中子发射率计算,研究中子发射率与离子源电流、加速极电压参数的数学关系,建立D-T中子发生器中子发射率半经验计算模型。基于MCNP蒙特卡洛模拟计算开展吸收剂量以及D-T中子发生器中子品质因数的测量研究,为后续D-T中子发生器的应用提供指导。     

中子气泡探测器用于核测井中子个人剂量监测的研究

为研究国产中子气泡探测器在核测井中子个人剂量监测中的适用性,采用国内研制的中子气泡探测器对核测井运源车外表面、车内兼用储源仓周围等关注点的中子辐射水平进行监测,同时采用进口LB6411型中子周围剂量当量仪进行比对监测。实验结果表明,当运源车兼用储源仓内仅装载中子源时,中子气泡探测器与LB6411的测量结果无显著统计学差异,两者测量结果符合较好,中子气泡探测器的测量结果准确可信;当兼用储源仓分别装载中子源、中子-γ源时,两组中子气泡探测器的测量结果也无显著统计学差异,中子气泡探测器适用于中子-γ混合辐射场中子辐射剂量的测量。中子气泡探测器在运源车现场与在²⁴¹Am-Be源标准中子场中的剂量响应灵敏度因子间的相对偏差为7.4%,验证了其较好的能量响应特性,并显示了在核测井现场条件下用于中子个人剂量监测的适用性。     

核燃料元件中子照相无损检测专用转移容器的优化设计

核燃料元件作为反应堆的核心部件,在极端的条件下服役会发生破损,导致核泄漏。为了保障反应堆安全运行,核燃料元件从加工、生产到服役的过程中必须进行检测,以确保安全。中子照相是对具有放射性的核燃料元件进行无损检测的独特技术。进行测试时,核燃料元件必须放置于转移容器中,实现运输及检测过程中对核燃料元件的屏蔽和运动控制。本文以核电站绿色监督区剂量要求为标准,利用蒙特卡罗程序优化计算了适合于中国先进研究堆(Chinese Advanced Research Reactor,CARR)热中子照相设备的转移容器的材料及尺寸,同时设计了用于控制元件运动的机械装置,确定了最优化的方案。该装置可满足CARR中子照相设备对长2 m核燃料元件进行无损检测的要求。     

气泡中子探测器用于个人剂量监测

气泡中子探测器是可重复使用、积分型、无源剂量计。它的体积小,可对中子辐射进行直接、可视的测量。为了将气泡中子探测器用在个人剂量监测中,先验证气泡中子探测器对从0．2～15MeV能量的中子具有平直的能量响应。然后用5．10和1．3MeV的中子考察了气泡中子探测器的线性及其稳定性。     

压水堆工作场所模拟中子参考辐射场的建立

利用串列加速器T(d,n)⁴He反应产生的14.8 MeV中子,以及适当的中子慢化散射装置建立了目前国内唯一的压水堆典型工作场所模拟中子参考辐射场。对不同中子慢化散射材料组合下的中子能谱及中子周围剂量当量进行了测量,并校准了2台典型结构的中子周围剂量当量率仪。将模拟中子参考辐射场下的校准因子和放射性核素中子源参考辐射场下的校准因子进行比较,发现放射性核素中子源参考辐射场下的校准因子明显偏高,且仪表类型不同,偏高的程度也有所区别,这主要是由于不同类型仪表的能量响应不同。相比之下,模拟中子参考辐射场更适合用于反应堆工作场所的中子剂量仪表的校准。     

基于中子IP板的核燃料元件间接中子CT实验方法研究

中子照相作为一种无损检测技术是分析和确定核燃料元件缺陷的重要手段。中国原子能科学研究院中子照相团队依托中国先进研究堆（CARR）中子照相测试平台,搭建了核燃料元件间接中子CT装置,并开展核燃料元件模拟件的间接三维中子成像技术研究。本文首先采用蒙特卡罗模拟方法优化确定了样品环境转移屏蔽容器的关键参数并研制出屏蔽容器,并基于该装置开展了核燃料元件模拟件的间接中子CT照相实验,从获得的三维实验数据可观测到尺寸约0.35 mm模拟芯块缺陷。实验结果表明,该装置可满足核燃料元件的间接中子CT实验检测。同时初步研究了基于IP板的间接中子成像数据处理的制约因素和方法,为后续进一步利用金属转换屏替代中子IP板等技术,真正实现乏燃料元件无损检测应用提供实验指导。     

辐射测量仪器进展

本文对在ＩＲＰＡ－１０上发表的近千篇论文中专门论述辐射测量仪器方面的文章做了简要介绍。主要包括以下几个方面：电子个人剂量仪，中子剂量仪，塑料闪烁纤维辐射探测器，氡子体监测仪，环境监测仪器及热释光剂量计等。     

一种中子剂量当量仪的探头设计

针对单探测器中子剂量当量仪的能量响应性能普遍不好的情况,设计了一种由三个慢化球壳和三个3He正比计数管构成的多探测器中子剂量当量仪的探头,对它的能量响应进行了计算,并与ICRP的推荐值进行了比较和分析,提出了对它的能量响应性能进行进一步改善的方法。     

宽能区中子雷姆仪结构研究

应用MCNP和FLUKA程序,对不同结构宽能区中子雷姆仪的能量响应进行计算,并将计算结果与国际辐射防护委员会(ICRP)推荐的响应曲线迸行了比较分析.计算结果表明:在普通A-B中子雷姆仪结构中加入铅层,能够极大地提高其对高能中子的能量响应,铅层布置和厚度的不同对中子雷姆仪的能量响应有一定的影响.铅层单层布置结构形式雷姆仪的能量响应好于双层布置.铅层加在内层厚度为0.4cm时,雷姆仪的能量响应曲线与ICRP推荐的标准曲线符合较好.     

西藏地区天然中子能谱测量

本文采用多球中子谱仪和中子周围剂量当量（率）仪分别对西藏地区的天然中子能谱和周围剂量当量率进行了测量,得到了西藏地区不同海拔处的室外天然中子能谱和周围剂量当量率。研究结果表明：该地区室外天然中子的能谱形状基本保持不变,其各能区的中子注量率随海拔的增加而增大,天然中子的总注量率和有效剂量率及周围剂量当量率均随海拔的增加呈指数规律增大;此外,天然中子的有效剂量率可用中子周围剂量当量（率）仪的测量结果乘以能谱 有效剂量转换因子得到。     

中子标准的国际比对

本文介绍了国际计量局(BIPM)组织的最近进行的中子标准的国际比对,包括中子源的发射率,中子注量和能量,中子剂量的比对。并给出了部分比对结果。     

改建后的研究性重水反应堆周围中子、γ混合辐射场的测量与评价

本工作对中国原子能科学研究院研究性重水反应堆周围的中子谱进行了测量。对于不同测点处的中子谱,中子平均能量在11—201keV 之间,最大能量低于5MeV;有效品质因数在2.5—5之间;在中子剂量当量总额中,以快中子剂量当量为主。还在反应堆正常运行条件下,测量了人员活动区的中子、γ剂量当量率。在大厅和地下室,中子、γ剂时当量之比的平均值分别为15%和31%,工作人员的年剂量当量有可能大于剂量当量限值。