Be-Am中子源杀灭炭疽的可行性分析

目的 研究Be-Am中子源用于杀灭炭疽的可能性。方法 通过MCNP模拟计算方法,建立其所使用的模型,计算了Be-Am中子源杀灭炭疽杆菌芽孢的辐照剂量,比较了单个中子沉积能量与Cf-252放射性同位素源和中子管源的不同。结果 建立MCNP模拟Be-Am中子源产生中子辐照消毒的模型,得出所用中子辐照强度与炭疽层面积成正比,并且与中子管和Cf-252的辐照剂量在同一个数量级上,但是Be-Am中子源具有价格低廉、中子产额稳定及使用期限长等优点。结论 利用Be-Am中子源杀灭炭疽杆菌芽孢更具有现实意义。     

MCNP程序模拟中子杀灭炭疽菌的研究

目的 研究中子辐照杀灭炭疽菌的可行性以及制定一套高效率的采用中子照射杀灭炭疽菌的方案。方法 利用MCNP程序建立模型,通过模拟得到单个中子在炭疽孢子中的能量沉积,以此估算出在该种情况下使全部炭疽孢子达到致死剂量的时间。通过研究反射层厚度、材料种类、炭疽层的面积以及中子源种类等因素对单个中子能量沉积的影响,制定出一套高效率的杀灭炭疽菌的方案。结果 以14.0MeV中子管为中子源,炭疽层样本的面积为10cm×10cm,中子源距离炭疽层上表面5cm时的值为5×10^-4 MeV/g,只需要约20min就可以将炭疽孢子全部杀灭,而如果使用10¹⁴n/s产额的中子管只需十多秒即可使炭疽孢子达到致死剂量。结论 中子辐照杀灭炭疽菌具有很高的效率和研究价值。     

0.5~2.5 MeV辐射加工电子加速器X射线发射率的MCNP5计算

目的 研究辐射加工用0.5~2.5 MeV电子加速器的X射线发射率。方法 通过MCNP5计算0.5~2.5 MeV工业辐照电子加速器轰击铅靶、铁靶、铝靶时,在0°~180°方向的X射线发射率,与NCRP-51报告给出X射线发射率常数进行比较。结果 MCNP5计算得到的X射线发射率与NCRP-51报告中的数据基本一致。结论 MCNP5计算得到的X射线发射率对于辐射影响分析具有一定的参考作用。     

窄束X-γ射线打靶反散射剂量分布

目的 利用窄束X-γ射线打靶模型分析现场探伤时反散射射线剂量分布。方法 通过康普顿散射模型和蒙特卡罗程序MCNP 4C模拟多种打靶条件下反散射剂量分布。结果 反散射射线致剂量在接近±90°时数值最小,最大值出现在接近0°的某处,并随着射线能量的增加而趋于0°。结论 在实际现场探伤中人员应在垂直射线入射方向上寻找最优化撤离隐蔽方案。     

基于掺硼慢化体的多球中子谱仪的设计

目的 为了提高中子探测器低能及中能区的能量分辨率,为现场剂量防护仪表校准提供依据,提出了一种改进型多球中子谱仪。方法 谱仪采用中心置有³He正比计数器的聚乙烯内慢化球外覆盖不同掺碳化硼聚乙烯球壳的形式,通过调整含硼聚乙烯厚度和硼含量改变慢化体对中子的慢化和吸收性能,降低对低能中子的响应从而形成一系列具有"阈值"的响应函数,由此构成一套改进的具有高分辨率的多球谱仪。结果 通过与常规多球谱仪的比较,表明该设计可显著改善多球中子谱仪在1 eV至10 MeV的能量分辨率。结论 由理论计算结果可知,利用响应函数"阈值"原理设计多球中子谱仪,可较大程度提高其对低能及中能区的能量分辨率。     

体源近似屏蔽计算的两种方法

目的 解决体源的屏蔽计算。方法 采用模拟源计算方法和自吸收因子修正方法。结果 通过与MCNP程序计算结果进行比较,证明由两种模拟源计算方法得到的计算结果偏大,为保守估计。结论 这两种方法所得计算结果相同,在本质上是一种方法,同时也证明了所得到的自吸收因子公式的正确性。     

电子辐射处理时辐照厅内的X射线剂量

目的 为搞好电子加速器的防护问题,测量了电子辐射处理时辐照厅内的X射线剂量。方法 测量辐照厅相应各个位置的空气的剂量率。结果 这种X射线剂量在辐照厅内的分布不服从距离平方反比规律,但可用线源剂量分布规律作近似地估计。结论 估算的结果可理想地用于辐射防护工作上。     

辐照装置火灾隐患分析及防治研究

目的 通过对辐照装置内代表性装源活度和代表性辐照样品进行火灾模拟计算,得出自卡源事故起到开始着火时间,为发生卡源事故后的应急处理提供时间上的参考。方法 使用火灾动态模拟(FDS)技术对具典型代表意义1.11E+13 Bq(悬挂链式),7.40E+12 Bq(悬挂链式),3.70E+12Bq(悬挂链式),1.85E+12 Bq(堆码式)的辐照室在卡源故障情况下室内存在代表性的易燃辐照物品(瓦楞纸、辣椒面、卫生纸、纱布)时温度场分布进行了理论计算和FDS数值模拟。结果 通过计算得出了不同活度和不同辐照物品情况下的自事故发生到开始着火的时间。结论 通过计算分析,辐照装置发生卡源事故后如处理不当,辐照物品会着火危机放射源安全从而使事故扩大,因此必须引起重视。     

某型号手套箱室壁优化

目的 为优化手套箱室壁材料,最大程度降低核材料操作人员受辐射所致的伤害。方法 计算确定对光子和中子屏蔽效果最好的两种材料,采用MCNP方法计算出不同厚度屏蔽材料对辐射的屏蔽效果,通过MATLAB得到拟合函数,然后优化得到两种屏蔽材料最佳的组合结果。结果 通过计算,在屏蔽材料为10cm时,操作人员所受剂量相对减弱比可达到93.5%。结论 通过建模计算,为设计手套箱室壁材料的优化提供了计算思路。     

放射治疗外照射的蒙特卡罗计算

目的 验证MCNP程序计算γ射线的空气比释动能率及周围剂量当量率的准确性。方法 将空气比释动能率的理论计算值与模拟值进行对比,以及将周围剂量当量率的实际测量值与模拟值进行对比。结果 比释动能率的理论值与模拟值吻合良好,而周围剂量当量率的测量值与模拟值最大误差不超过7.9%,两者呈现与距离平方成反比趋势,随距离增大两者之间的误差变小。结论 MCNP程序可准确模拟空气比释动能率和周围剂量当量率,可应用于制定放疗计划和机房防护等工作中。     

101堆废水贮存罐区源项调查

目的 通过源项调查判断101堆废水贮存罐的运行状态。方法 对废水贮存罐周围的地下水和土壤及转运泵房进行调查,通过现场测量和取样实验室分析,找出土壤污染严重的区域和辐射剂量水平较高的区域。结果 对废水贮存罐周围土壤及地下水分析结果表明,废水贮存罐在已往运行期间没有对周围土壤及地下水造成不良影响;对转运泵房调查结果表明转,运泵房区域土壤及转运泵房内部地面受到了不同程度的放射性污染。结论 总体上讲,101堆废水贮存罐运行状态良好。     

四川省某试验堆外围环境中氚水平

目的 为调查四川省内某高通量工程试验反应堆（HFETR）外围环境中氚浓度水平。方法 2010年至2014年分析了距离试验堆5 km范围内的江水、浅井水、空气（氚化水蒸汽）和降水样品,样品均按照GB 12375-90《水中氚的分析方法》进行处理,并采用超低本底液体闪烁谱仪测量。结果 HFETR 1 km范围内空气和降水中氚浓度较高,随着监测点位与HFETR的距离增加,氚浓度呈明显下降趋势。江水和浅井水中氚浓度均处于正常水平,说明HFETR在正常运行情况下,氚的排放对环境造成的影响较小。结论 成人经各种途径摄入氚的年待积有效剂量最高为2.1×10^-8Sv/a,仅占公众年剂量限值的2‰左右。     

秦山三核重水堆核电站职业氚内照射监测报告

目的 研究重水堆核电站氚内照射的剂量监测和照射防护，为氚内照射个人剂量的监测与氚内照射的防护提供参考。方法 对秦山第三核电厂运行十五年来的氚内照射剂量监测进行总结，介绍核电厂氚内照射监测方法，研究氚内照射个人剂量和集体剂量趋势，对比分析运行、维修、燃料操作、辐射防护等典型受照工种的集体剂量的分布特点。结果 自2003年以来，秦山第三核电厂严格按照国家相关法规标准开展氚内照射个人剂量监测，年均监测人数1 600人，年均监测人次11 000人次，工作人员年度氚内照射集体剂量均值149.62人·mSv，占年均总集体剂量的19.07%。结论 秦山第三核电厂氚内照射个人剂量监测实现了"受照人员无遗漏、监测类型无缺项，监测计划最优化"，满足国家相关法规标准的要求；工作人员职业氚内照射剂量值低于国家个人剂量限值和电厂管理目标值，其年度平均氚内照射集体剂量远低于国外重水堆核电站数值，氚内照射的防护与控制措施是有效的。     

秦山第二核电厂一回路稳压器弱贯穿辐射调查

目的 在秦山第二核电厂多次大修期间,调查一回路稳压器弱贯穿辐射特性。方法 通过γ谱和β谱测量掌握稳压器的辐射源项特性,使用辐射监测仪器直接测量稳压器密封衬板表面的周围剂量当量率和定向剂量当量率。结果 测量给出了稳压器内主要放射性核素种类和β射线能量分布范围,监测给出了稳压器密封衬板表面的Ḣ^*（10）、Ḣ'（0.07）和Ḣ'（3）值及比值关系。结论 弱贯穿辐射水平与大修类型及机组运行年限具有相关性。     

“华龙一号”核电厂烟囱气态流出物取样系统验证的试验与分析

目的 通过试验验证以确保中国自主研发的第三代压水堆核电站"华龙一号"堆型烟囱气态流出物取样系统（采用单嘴取样头设计）充分满足取样代表性要求。方法 本文基于美国国家标准ANSI/HPS N13.1-1999要求,建造了"华龙一号"反应堆烟囱1：5的比例模型,在比例模型上完成了3个不同标高取样截面的平均气旋角、气体流速分布、示踪气体分布、示踪气溶胶分布验证试验,并在福清核电站1、2号机组的烟囱上开展了气旋角、气体流速、示踪气体浓度分布的验证试验。结果 在"华龙一号"比例模型烟囱三个预选取样截面（Q1、Q2、Q3）中心2/3区域内,在两种设计通风工况下,气体流速分布变异系数（COV）≤ 1.1%,所有测点最大气旋角为11.38°,示踪气体分布浓度分布COV ≤ 4.4%,示踪气溶胶浓度分布COV ≤ 4.7%;在实际烟囱预选取样截面中心2/3面积内气体流速分布COV ≤ 8.4%,所有测点气旋角平均绝对值为11.3°（且最大值<20°）,并且由DVN碘排风、DVN正常排风系统注入示踪气体时,测量截面上示踪气体浓度分布COV分别为2.2%、1.3%。结论 "华龙一号"模型烟囱和实际烟囱的所有测试指标,全部符合ANSI/HPS N13.1-1999标准对于取样截面上污染物混合均匀性的要求,即可以采用单点取样方式来设计"华龙一号"烟囱气态流出物取样系统。     

应用PEAKFINDER测量质子束深度剂量分布

目的 测量点扫描质子束流水中深度剂量分布,检测最大剂量点与穿透深度的重复性。方法 利用PEAKFINDER测量低能、中能和高能质子束流的水中深度剂量分布,给出深度分布曲线。结果 最大剂量点与穿透深度值重复性的最大标准差分别为0.05、0.03 mm,远低于允许值1 mm。结论 PEAKFINDER测的最大剂量点与穿透深度精确度和重复性满足检测要求。     

质子束治疗中Bragg峰分布特性的SRIM模拟研究

目的 在质子治疗中,对SRIM程序在模拟质子Bragg峰分布特性方面进行探讨.方法 基于SRIM程序,对50～250MeV的不同能量的质子束入射到水、聚苯乙烯,有机玻璃以及铝、铁等不同介质中的输运过程进行了模拟分析,对不同的质子入射能量、介质材料及厚度与其Bragg峰深度的关系进行了研究,并与专业的蒙特卡罗程序Fluk...     

基于SRIM分析碳离子治疗中Bragg峰的分布特征

目的 基于SRIM软件对碳离子束在材料中布拉格（Bragg）峰的分布特征进行分析,并探索利用CT值计算碳离子束入射能量。方法 通过SRIM软件,研究能量范围在100～300 MeV/u的碳离子束入射到不同等效材料中的输运情况,分析碳离子入射能量、等效材料及厚度等对其Bragg峰深度的影响。采用Origin 2017进行数据拟合,分析CT值与Bragg峰深度水等效比间的函数关系。结果 随着入射碳离子束能量增加,发现碳离子束在等效材料中的Bragg峰深度与水中Bragg峰深度的比值近乎为常数。通过CT值与Bragg峰深度水等效比Di间的函数关系,能够将特定能量碳离子束在等效材料中的Bragg峰深度换算为水中等效Bragg峰深度。结论 利用人体组织不同体积单元的Bragg峰深度水等效比Di和CT值,能够精确算出Bragg峰落在肿瘤部位所需的水中等效Bragg峰深度,据此可反推出碳离子束所需的入射能量。     

Locating tritium sources in a research reactor building

Despite renovation of the D2O facility, tritium concentrations in the condensates of reactor room air showed tens of Bq mL before venting resumption on July 1997. This suggested the presence of tritium sources in the research reactor-containment building. An investigation was therefore initiated to locate the source and determine the distribution of tritium in the containment building. Air monitoring in the working area using a dish of water placed in the building suggested that the source of tritium was near the reactor core. Monitoring exhaust air from the two facilities (a cold neutron source and a D(2)O tank) showed high specific activity on the order of 10 Bq mL(-1), suggesting the presence of tritium in condensates near the reactor core. The major concern was whether the leakage of liquid deuterium (4 L) and heavy water (2 x 10(3) L) used as a moderator had occurred. The concentration of tritium in condensates has not increased over the past few years in either the exhaust line or working area, and the deuterium itself has not been found in the surrounding environment. The concentration of tritium measured using an ionization chamber after Ar decay was dependent on the thermal output of the research reactor, indicating that the tritium was produced by the irradiation process within shielding/moderator materials or cover gas with neutrons.