基于波长转换光纤和ZnS(Ag)/H_3~(10)BO_3闪烁屏的中子位置灵敏探测器初步研究

目的本文基于波长转换光纤和ZnS(Ag)/H_3~(10)BO_3闪烁屏,研发一套用于中子谱仪的中子位置灵敏探测器。方法采用波长转换光纤和ZnS(Ag)/H_3~(10)BO_3闪烁屏测量中子位置信息的方法,使用硅光电倍增管阵列和"模式匹配"算法,建立实验装置。并通过实验室中子源和反应堆热中子孔道初步测试了实验装置的性能。结果该实验装置的灵敏面积为80 mm×80 mm,位置分辨率为5 mm×5 mm,探测器热中子探测效率4.4%±0.2%,计数能力10~4/s。结论实验装置的性能指标能够满足中子谱仪系统的需求。     

强n/γ辐射场中辐射剂量模拟计算

强n/γ混合场是由核爆炸源谱造成的,该源谱包括裂变出壳中子能谱和裂变出壳初级γ射线能谱[1-2].在距离核爆炸爆心一定距离处,人或物质受到的照射剂量不仅来源于前两者,还有一部分来源于中子与空气和土壤相互作用产生的次级γ射线.笔者探讨距爆心投影点0. 5～1 km范围内,核爆炸早期核辐射中裂变出壳中子、裂变出壳初级γ射线...     

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。     

汉堡埃本多尔夫大学医院放疗科的中子治疗装置(氘氚中子发生器,14兆电子伏)

本文描述汉堡埃本多尔夫大学医院放疗科的中子治疗装置。根据德意志联邦共和国通用电力公司和美利坚合众国辐射动力公司的放射治疗学家的创想,自1969年开始研制本装置,以供临床应用。全套设备于1974年年初完成。它的特殊治疗机头和专用床适合于进行等中心治疗和弧形或多野照射治疗。常规工作时总束流用8到12毫安和加速电压500千伏的运行条件。在12毫安时中子输出每秒钟约为3.5×10~(12)个,在照射野为17.8×17.8平方厘米、源皮距80厘米时,模型剂量率每分钟大于20拉德。还设计了用以改进剂量率和延长靶半衰期的技术装置。并描述了有关中子能量分布的物理测量结果、中子和伽玛射线在总吸收剂量中的贡献、建成效应,轴向和侧向剂量分布以及在一个均匀模型     

地理抽样单元面积对疾病空间分布量化指标的影响

[目的]探讨地理抽样单元面积大小对疾病空间分布概率模型及其量化指标的影响.[方法]采用模型模拟和指标模拟方法,观察地理抽样单元面积由小到大变化时,概率模型类型及其参数和量化统计指标是否变化.[结果]随着地理抽样单元面积的变化,概率模型类型及其参数和量化统计指标也随之变化.[结论]疾病空间分布的概率模型及其量化统计指标是空间尺度的函数,具有空间尺度依赖性,应用时必须根据研究目的事先确定空间尺度;疾病空间分布的概率模型及其量化统计指标存在空间尺度依赖性的缺陷,应建立不依赖空间尺度的疾病空间相关-自相关模型.     

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。     

基于GIS的南通市肺结核发病空间分布研究

目的 描述2007年南通市肺结核病发病的空间分布规律,为探讨肺结核病的危险因素提供线索.方法 利用地理信息系统技术和空间统计分析方法对肺结核病相关资料进行分析处理,南通市肺结核的空间自相关分析应用GeoDa软件,采用Moran's Ⅰ方法.结果 空间白相关分析显示南通市肺结核发病率在唐闸镇街道附近有一定的空间聚集性.结论空间分析技术可为疾病的病因学研究提供线索.     

孕鼠脏器中二氯乙烷及其代谢产物含量的测定——中子活化法

为查明经1.2—二氯乙烷(简称DCE)染毒后毒物在孕鼠脏器中的分布,以便为分析其毒性作用提供依据,我们采用中子活化法测定了脏器中经反应堆中子活化所生成放射性氯的含量,从而测得染毒后DCE及其代谢产物在脏器中的分布情况. 此法简易,快速,灵敏度高,值得探索。现将初步实验方法介绍如下。原理天然的氯是由两个核素以固定不变的比例组成的,其一是~(35)cl,丰度为75.77%。另一个是~(37)cl,丰度为24.23%。天然的氯在反应堆中子照射下发生如下核反应,并产生放射性核素:     

运用空间局部内插研究我国应征男青年高血压的地区分布特征

目的研究我国应征男青年高血压检出率的空间分布特征。方法利用第三次全国应征青年体质调查研究资料,在ArcGIS8.1软件支持下,建立我国应征男青年高血压发病的地理信息系统,并以此为基础利用空间局部内插分析方法建立我国应征男青年高血压空间分布图,以交叉评价指标为依据选择无偏最优的空间分布图。结果我国应征男青年高血压空间分布图显示,高血压检出率呈片状分布,检出率较高的北方地区以河北、山东、北京为中心,南方以广西为中心。东北地区舒张压偏高的检出率较其他地区高;以山东为中心的华北地区和以广西为中心的两广地区收缩压、舒张压高的检出率均明显高于其他地区。交叉评价指标显示,建立的我国应征男青年高血压空间分布图是对我国应征男青年高血压分布的最优无偏估计。结论我国应征男青年高血压检出率存在明显的空间分布差异,应进一步研究不同地区的地理环境、气候、经济等对青少年血压的影响。     

采用GIS技术研究我国应征男性青年营养状况的地区分布特征

[目的]研究我国应征男青年营养状况的空间分布特征.[方法]利用第3次全国应征青年体质调研数据,在AreGIS8.1软件支持下,建立我国应征男青年营养状况指标的地理信息系统,并以此为基础利用空间局部内插分析建立我国应征男青年营养状况指标空间分布图,以交叉评价指标为依据选择无偏最优的空闻分布图.[结果]分布图显示,我国应征男青年体重、BMI、超重检出率分布趋势基本一致,总体上有从北向南逐渐减小或降低的趋势,呼和浩特以东的东北地区、华北地区、江苏、安徽北部地区,应征男青年的体重较重、BMI较大、超重及肥胖的检出率较高、消瘦检出率最低;青藏高原南部,应征男青年的体重最轻、BMI最小、消瘦检出率最高,云南和广西南部的超重检出率最低.交叉评价指标显示,建立的我国应征男青年营养状况指标空间分布图是对我国应征男青年营养状况分布的无偏最优估计.[结论] 我国应征男青年营养状况存在明显的空间分布差异,应进一步研究不同地区的地理、气候、经济等对青少年营养状况的影响.     

241Am-Be中子源测井的辐射剂量估算与防护措施探讨

目的 调查研究²⁴¹Am-Be中子源测井过程中操作人员所受辐射剂量,探讨测井中子源的管理及防护对策。方法 通过对某公司操作现场观摩和现场测量,获取中子源表面γ剂量率、中子剂量率以及取源、运输、装源等过程的操作时间和距离等参数,计算²⁴¹Am-Be中子源测井过程中操作人员所受到的辐射剂量,分析操作人员所受个人有效剂量的来源和占比。结果 一次源罐检查、搬运和检测过程中的中子照射和γ射线照射的有效剂量分别为94.17μSv和2.72μSv,一次装源和取源的中子照射和γ射线照射的有效剂量分别为36.66μSv和24.08μSv,中子源一次测井全过程的中子照射和γ射线照射的有效剂量分别为130.83μSv和26.80μSv;按每年测井100次估算,则中子源测井总的年有效剂量为15.78 mSv。结论 某公司²⁴¹Am-Be中子源测井过程中操作人员所受剂量主要为中子照射剂量,需要加强中子源管理和采取有效的中子辐射安全管理与防护措施。     

基于蒙卡GEANT4研究某放疗场所的辐射水平分布规律

目的 构建某放疗场所的蒙特卡洛物理模型,探究该场所的辐射水平分布规律。方法 利用蒙特卡洛程序对某放疗科室的医用直线加速器及治疗室进行物理建模,模拟直线加速器在15X档位、剂量率为400 MU模式下的出束,在考虑高能X线与机头高Z材料发生光核反应产生中子的情况下,得到该场所室内外的辐射剂量水平分布情况。结果 加速器等中心处的剂量率约为2.6×10⁵ mSv/h,辐射剂量率随距离的衰减并不是呈现严格的距离平方成反比规律,即等剂量线存在一定漂移,且射线经过迷道内路的一次转折辐射水平下降一个量级。结论 蒙特卡洛方法能够对放疗场所的辐射剂量水平进行模拟计算,为放射治疗场所的屏蔽优化设计提供了新的思路。     

粪样中241Am测量方法的探索

目的 对粪样中超铀核素²⁴¹Am的分析测量方法进行研究,初步建立粪样中²⁴¹Am的分析方法,为工作人员内照射监测提供技术支持。方法 利用自行研制的粪样取样器和碳化灰化炉对粪样采集处理;采用DGA树脂对粪样中²⁴¹Am进行分离纯化的方法研究,用²⁴³Am为示踪剂并采用正交法进行条件优化实验。结果 初步确定以6 Mol/LHNO₃为上柱酸度、0.6 mL/min上柱速度和解析体积为12 mL的最佳分离纯化的条件;同时基于ICP-MS对粪样进行质谱测量分析,确定了基于ICP-MS的²⁴¹Am的检出限为9.79×10^-4 Bq,测量结果理想,具有可行性。结论 本文建立的方法在一定程度上弥补了对粪样中²⁴¹Am测量方法研究的空缺,对内照射监测和分析人员保护有实际意义。     

252Cf中子后装治疗室辐射防护的测量与分析

目的 通过现场测量,对某²⁵²Cf中子后装治疗室的实体防护效果和迷路内中子、γ辐射水平分布与变化规律进行分析,积累辐射防护屏蔽实验数据与经验,为职业照射的控制提供科学依据。方法 在²⁵²Cf中子后装治疗机运行时,分别采用中子周围剂量当量仪和X-γ剂量率仪测量治疗机房实体屏蔽墙外、迷路内各关注点的中子、γ辐射水平,并利用非线性模型对迷路内各关注点的中子、γ辐射水平与所处位置进行回归分析,分析治疗室的实体防护效果和迷路内各关注点的中子、γ辐射水平的变化规律。结果 结果表明,²⁵²Cf中子后装治疗室实体屏蔽外侧的中子、γ辐射水平处于本底水平。同时,治疗室迷路内中子、γ辐射水平随着与内入口的距离增加呈指数衰减趋势。结论 ²⁵²Cf中子后装治疗室的实体防护效果符合相关辐射防护要求。较长的迷路设置是降低治疗室防护门处剂量负担的一个行之有效方法。     

某核设施安全关闭的辐射防护实践

目的 通过科学合理的辐射防护措施保障某核设施安全关闭工程中的辐射安全。方法 在该核设施安全关闭前期,对其放射性源项进行了辐射监测,根据监测结果对施工过程进行辐射风险分析,设计了安全关闭的施工流程,制定了科学合理的辐射防护方案并实施。结果 通过辐射监测结果可知,该核设施主要污染核素为¹³⁷Cs、⁹⁰Sr、²⁴¹Am,建筑物、设备及工器具等的放射性表面污染面积较大且污染严重,人员工作区域存在较高水平的γ辐射及放射性气溶胶;根据监测结果对工程的辐射风险进行了安全分析,采取了合理的施工流程和科学合理的辐射防护措施,确保了本工程的辐射安全。结论 本次辐射防护工作满足了本工程的辐射防护要求,为从事核设施退役相关工作的科研人员和管理部门提供参考。     

自然循环工况下堆舱抢修人员辐射安全分析

目的 开展对反应堆自然循环工况下抢修人员辐射安全研究,阐述反应堆舱应急抢修人员辐射防护方法,为应急抢修人员辐射防护和抢修时间控制提供理论参考。方法 针对反应堆自然循环工况下抢修人员辐射情况,利用蒙特卡罗方法进行模拟计算,并结合自然循环工况下反应堆舱实验测量的辐射数据进行验证分析。结果 反应堆外照射模拟计算中子剂量率约为140 μSv/h,γ辐射剂量率为48 μSv/h,实验测量计算抢修人员在30 min堆舱内受到的有效剂量为2.2 mSv。结论 自然循环功率下进堆舱抢修,γ辐射对抢修人员危害大,但在不同的位置维修,防护重点又有不同;佩戴呼吸器,30 min轮流抢修的方式,对抢修人员是安全的。     

0.2 MeV中子照射洋葱萌发种子后根尖细胞微核诱发率的研究

目的 了解单能中子的相对生物效应。方法 通过由Schenkel型加速器产生的0.2 MeV单能中子以及⁶⁰Co γ射线照射洋葱萌发种子,观察单位剂量的两种辐射在洋葱根尖细胞中微核诱发率的差异。结果 0.2 MeV单能中子单位剂量的微核诱发率为(133.0±6.4)% Gy^-1;⁶⁰Co γ射线单位剂量的微核诱发率为(3.59±0.19)% Gy^-1。以⁶⁰Co γ射线为参考辐射,0.2 MeV单能中子照射洋葱萌发种子后在根尖细胞中诱发微核的相对生物效应(RBE)值为37.0±2.7。结论 以⁶⁰Co γ射线为参考辐射,0.2 MeV单能中子照射洋葱萌发种子后在根尖细胞中诱发微核的RBE值高达37.0±2.7。因此,为更好地解明具有高线能传输(LET)的中子的生物效应机制,以及放射治疗的基础研究提供了一种较好的手段。     

某15MV医用电子加速器M区内、外泄露辐射测量与分析

目的 通过对医用电子加速器M区内、外X射线及中子泄漏辐射水平的测量与分析,评价医用电子加速器的自身防护性能。方法 按照GBZ 126-2011规定的M区内、外泄漏辐射测量方法,采用热释光元件(塑料管分装的LiF(Mg,Cu,P)、玻璃管分装的⁶LiF、⁷LiF对管)测量瓦里安公司生产的23Ex型加速器的患者平面X射线及中子泄露辐射率。结果 M区内X射线泄露辐射率范围是(0.023~0.028)%,平均值为0.025%;M区外X射线泄露辐射率范围是(0.005~0.023)%,平均值为0.014%;M区外中子泄露辐射率范围是(0.023~0.034)%,平均值为0.031%。结论 M区内、M区外X射线泄露辐射率平均值、最大值及M区外中子泄露辐射率最大值均符合GBZ 126-2011的要求,但M区外中子泄露辐射率平均值不符合要求。     

60Co治疗机辐射场分布的研究

目的 研究⁶⁰Co治疗机房内辐射场分布,为辐射屏蔽防护设计和放疗设备的性能质量控制提供基础数据,建立估算方法。方法 采用热释光TLD对⁶⁰Co治疗机工作状态下,场所内的辐射剂量空间分布进行研究。结果 在同一高度平面,2 π范围内,距中心轴等距处的剂量分布呈一致趋势,最大偏差3.9%。在同一高度平面,各角度上的剂量随与中心轴距离增大而呈幂指数衰减。不同高度平面上,地面的剂量最高,机房顶层3 m以上空间剂量分布趋于均匀。结论 采用的TLD剂量计测定⁶⁰Co治疗室内辐射场分布是有效可行的,通过实验数据得到的辐射场剂量分布曲线可用于辐射防护屏蔽设计。     

Benchmark test of transport calculations of gold and nickel activation with implications for neutron kerma at Hiroshima.

A benchmark test of the Monte Carlo neutron and photon transport code system (MCNP) was performed using a 252Cf fission neutron source to validate the use of the code for the energy spectrum analyses of Hiroshima atomic bomb neutrons. Nuclear data libraries used in the Monte Carlo neutron and photon transport code calculation were ENDF/B-III, ENDF/B-IV, LASL-SUB, and ENDL-73. The neutron moderators used were granite (the main component of which is SiO2, with a small fraction of hydrogen), Newlight [polyethylene with 3.7% boron (natural)], ammonium chloride (NH4Cl), and water (H2O). Each moderator was 65 cm thick. The neutron detectors were gold and nickel foils, which were used to detect thermal and epithermal neutrons (4.9 eV) and fast neutrons (> 0.5 MeV), respectively. Measured activity data from neutron-irradiated gold and nickel foils in these moderators decreased to about 1/1,000th or 1/10,000th, which correspond to about 1,500 m ground distance from the hypocenter in Hiroshima. For both gold and nickel detectors, the measured activities and the calculated values agreed within 10%. The slopes of the depth-yield relations in each moderator, except granite, were similar for neutrons detected by the gold and nickel foils. From the results of these studies, the Monte Carlo neutron and photon transport code was verified to be accurate enough for use with the elements hydrogen, carbon, nitrogen, oxygen, silicon, chlorine, and cadmium, and for the incident 252Cf fission spectrum neutrons.