摘要：研发了一款佩戴在手指上用于实时测量人员手部剂量率和总剂量的皮肤定向剂量当量率仪,实现了对能量范围8~250 keV、剂量率范围1μSv/h~1 mSv/h的X/γ射线的实时测量,同时还具有超剂量阈值报警功能。剂量率仪包括探头、中继器和主机部分,探头包括Si-PIN探测器和电荷灵敏前置放大专用集成电路,主机包括控制电路、显示屏和报警器。通过实验和理论计算研究了基于Monte Carlo模拟的补偿片设计,实现了尺寸为2 cm×1 cm×0.5 cm的微型探头,能直接佩戴在手指上实现实时测量。在国防科技工业电离辐射一级计量站核工业放射性计量测试中心开展了校准和检验,实验结果表明能量响应、剂量率线性范围满足相关规程的要求。

摘要：利用Geant4建立宇宙射线μ子探测高Z材料的仿真系统,采用最大似然算法,研究用于μ子探测的位置灵敏探测器漂移管的位置分辨率及系统成像时间对成像结果的影响。当漂移管的位置分辨率优于200μm、成像时间在1～2min内可对相对独立的高Z物质快速识别,本研究也为漂移管的设计加工提供了理论依据。

摘要：目的为解决超铀核素对伤口的放射性污染问题,开展基于编码孔成像技术的伤口辐射成像研究。方法通过蒙特卡罗模拟多种源项,比较两种图像重建算法在近场条件下成像效果的差异,以及探测器像素和成像平面像素数量对图像分辨率的影响。结果根据设计的尺寸进行成像系统模拟工作,模拟成像视野为89.4 mm×89.4 mm,模拟角分辨率为1.98°,根据对比不同条件下重建点源的平均半高宽,得出增加探测器和成像平面中的像素数量可以优化角分辨率,但显著延长蒙特卡罗模拟时间。结论根据模拟结果,该成像系统的参数可以有效的对放射性污染进行成像,为超铀核素致伤口污染测量提供了方法支持,同时为后续实际伤口污染成像探测系统的研发奠定基础。

摘要：核电厂运行期间向环境排放的放射性废气,是核电厂向环境排放放射性物质的主要途径。核电厂放射性废气处理过程中的工艺监测和流出物监测数据,是判断核电厂运行状况的重要依据。本文介绍一种基于NaI(Tl)探测器的管道外非接触式气体活度浓度探测方法,通过晶体尺寸设计和屏蔽室设计实现133Xe的管道外非接触式放射性废气的活度浓度测量,对于直径80 mm管道内气体的133Xe核素的最小可探测浓度为4.2×10^(5)Bq/m^(3),测量时间为30 s,废气中其他高能核素对测量的影响较小。

摘要：目的研制一种用于全身计数器刻度的简化体模;方法根据全身计数器刻度的过程与方法,建立了一种用于全身计数器刻度的简化体模设计方法,并利用蒙卡程序设计了一个包含全身、甲状腺、肺部和胃肠道4个器官的简化体模用于ORTEC-Stand FAST II全身计数器的刻度,通过实验测量对该简化体模与BOMAB模型进行测量比较。结果在50 keV到2 MeV范围内,全身计数器对简化体模与BOMAB体模相同器官内相同能量射线探测效率的模拟数据的误差在5%以内,实验测量结果的误差在10%以内。结论本工作研制了一款用于全身计数器刻度的简化体模,验证了用简化体模替代物理人体模型对全身计数器进行刻度的可行性,可为内照射监测中全身计数器的刻度提供极大的便利。

摘要：目的考察膜分离、吸附分离和低温分离3种物理分离气态14C方法的分离效果,筛选出最佳分离方法,为14C在线监测中14CO_(2)的分离富集提供参考。方法设计实验方案,分别搭建3种分离实验装置进行分离纯化实验,对3种方法分离CO_(2)的纯度、回收率及分离时间进行分析。结果3种分离方法对CO_(2)均有一定分离效果,在一定条件下获得20 mL样品气体,膜分离法需用时0.5 h获得样品纯度为0.0486%~0.0488%VOL的CO_(2)的气体,回收率仅为2.5%~12.7%;MOF材料吸附分离法需消耗24~30 h,获得样品纯度为20.2%~47.5%VOL的CO_(2)的气体,回收率为57.3%~63.2%;低温分离法则要消耗3 h,可获得样品纯度为96.0%~99.8%VOL的CO_(2)的气体,回收率为81.5%~92.5%。结论低温分离法分离得到CO_(2)纯度和回收率要比膜分离法和MOF材料吸附分离法高,分离时间适中,可为实现气态14C流出物快速测量中14C的富集技术提供参考。

摘要：由于空气中的氧气会影响电感耦合等离子体质谱(ICP-MS)的测量,空气直接进样测量会导致待测核素的离子化程度降低,从而使灵敏度大大降低甚至于熄火停机。因此为了实现ICP-MS直接对空气气溶胶样品测量,设计了一套气溶胶直接进样装置以实现空气和工作氩气的交换,保证气溶胶由氩气载带进入ICP-MS进行测量。针对该进样装置进行了置换效率测定与分析,通过与ICP-MS联机测量系统本底结果以及整套测量系统的运行成本分析,选择了最优化的空气样品引入流量为0.8 L/min,氩气引入流量为10 L/min。通过气溶胶损失率研究,证明气溶胶经过该直接进样装置时基本无需考虑气溶胶损失的问题。基于气溶胶直接进样装置的研制和性能测试,实现了ICP-MS直接快速测量场所空气中气溶胶,为后续ICP-MS快速定量测量空气气溶胶中的各种长寿命放射性核素奠定了基础,为场所和流出物中气溶胶的快速连续测量提供了一种新的方法。

摘要：14C作为环境影响评价中的重要核素,现有测量技术很难实现核设施气态14C流出物的在线测量。基于PIPSBOX测量技术研制了气态14C流出物在线测量装置的原理样机,模拟了PIPSBOX测量14C的探测效率,理论证明测量的可行性。通过将不同形式的14C气体转化为14CO_(2)形态,以便进行低温分离14CO_(2)提高14C浓度,最后实现PIPSBOX测量14C气体。最终在3 h内,该系统测量14C的最小可探测活度浓度达到0.99 Bq/m3,小于现在连续取样一周的探测下限10 Bq/m^(3),这项工作建立了14C测量新方法,实现了气态14C流出物的在线测量,也为大气中14C在线测量提供参考。

摘要：目的针对乏燃料后处理厂房等强辐射环境,设计一种移动式人员辐射防护作业装备,以实现γ、中子辐射及放射性气溶胶的同步防护,降低放射工作人员内、外照射剂量风险;同时该装备可满足作业2 h的需求。方法移动式人员辐射防护作业装备核心部分为屏蔽舱与呼吸维持系统,使用自动化底盘支撑屏蔽舱移动与升降;通过MCNP软件模拟计算屏蔽舱不同材料和厚度的防护效果,进行实验验证并完成屏蔽舱设计;建立舱体内各种气体含量随人员作业时间变化的数学模型,设计呼吸维持系统与有害气体吸收装置;设计自动化的移动底盘。结果使用厚度为80 mm聚乙烯加工屏蔽舱可实现80%的中子屏敝率;呼吸维持系统可保障工作人员在装备内2 h的工作时长;移动底盘使得单人可独立操作该设备。结论该款辐射防护装备可解决γ、中子辐射及放射性气溶胶防护难以同时实现的现状,能够为放射工作人员提供辐射安全保障、减少受照剂量、减轻人员负重;为乏燃料后处理厂等高放射性场所的设备运行和维护提供技术手段。

摘要：目的根据天然辐射来源,设计一套低本底反康测量系统的屏蔽体。方法通过Geant4蒙卡程序建立探测器与屏蔽体模型,将主要的天然本底辐射作为源项输入到程序中,模拟优化低本底反康测量系统的屏蔽体的结构和尺寸,并通过实验测量对模拟结果进行了验证。结果确定了由外到内依次为10 cm铅、8 cm含硼聚乙烯、2 cm铅和1 mm无氧铜内衬的屏蔽结构,各屏蔽层实验测量和模拟结果较为符合,规律体现出一致性,测量得到的50～2 000 ke V能量范围内的积分本底计数率为1. 72 cps。结论优化设计了低本底反康测量系统屏蔽层的结构和尺寸,并通过增加含硼聚乙烯夹层来降低热中子和快中子所致本底,实验测量结果验证了设计方案的合理性和可行性。