摘要：利用MCNP4C程序计算1种高灵敏度环境中子剂量当量仪的响应曲线。计算结果在感兴趣能量区间与ICRP建议书中的H^＊（10）曲线符合较好。对MCNP程序计算结果的合理性进行了计算验证。计算结果表明，用MCNP程序优化设计探测器可提高设计效率，并可同时为实验验证提供参考数据。

摘要：研制成功BH3105E型中子剂量当量仪。仪器采用镉吸收棒法实现热中子至14 MeV区间等剂量当量测量;选用6Li玻璃闪烁体作为中子探测器;探头输出信号送至硬件电路进行处理。信号经主放大器、脉冲幅度甄别器、整形器由处理器进行计数采集。仪器系统软件设计实现了测量数据存储,采用串口协议与单片机进行通讯。

摘要：氘氘(D-D)中子发生器具有中子产额高,单色性好,可小型化等优势,因而在中子技术应用领域有着广阔的应用前景.D-D中子发生器产生的2.5 MeV中子由于穿透能力强以及穿过屏蔽层时产生二次γ射线因而难以屏蔽.本课题旨在设计一个符合国家相关规定的D-D中子发生器辐射防护方案.用蒙特卡罗程序模拟2.5 MeV中子以1×10^(8)n·s^(-1)通量穿过400 mm混凝土屏蔽墙时,工作人员所在监督区中子的最大周围剂量当量率为5.26μSv·h^(-1),高于职业暴露剂量限值.在此基础上,选用含硼高密度聚乙烯材料进行屏蔽加固.蒙特卡罗模拟结果表明,屏蔽加固后监督区中子的最大周围剂量当量率为0.49μSv·h^(-1),低于职业暴露剂量限值,其余各区域中子的周围剂量当量率也低于设计时要求的安全标准.实验测量结果与蒙特卡罗模拟结果基本一致.本文的研究结果为同类型D-D中子发生器的辐射防护提供了参考和借鉴.

摘要：文章介绍辐射权重因子的概念和发展变化，分析中子辐射权重因子与剂量监测之间的关系。根据中子能量给出了相应的辐射权重因子的数值。根据所得的中子辐射权重因子对中子剂量测量的影响规律得出，在设计中子剂量当量测量仪器时，需充分考虑到品质因数和辐射权重因子数据的变化，并应按照新的辐射权重因子数据进行刻度。

摘要：针对反应堆物理设计中探测器孔道的设置，提出了计算模型和计算方法，并作了实际计算。结果表明，探测器孔道的设置使安全壳外和混凝土壳外的中子通量和γ通量都会增大，对屏蔽是有影响的。在屏蔽设计中应考虑它的影响，以确保反应堆的安全。

摘要：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。

摘要：为了准确刻度中子剂量当量仪的性能参数以及验证中子剂量当量仪设计的准确性,在252Cf(D2O)源实验室进行实验校准之前,先采用MCNP5分别模拟分析实验室中空气、墙壁以及石蜡桶对探头中子计数的影响。模拟实验表明,在理想条件下,随着源与探头距离的增大,中子计数率越来越小;空气对中子计数的影响呈先增加后减小再增加的趋势,中子散射率不超过10%,且距离越近,空气散射的中子对探头计数的影响越小;当探头与源距离260cm左右时,石蜡桶对探头计数的影响最小,达到1%;墙壁对中子计数的影响随着探头与源距离增大而逐渐增大,当探头与源距离为360cm时,墙壁散射的中子是源中子计数的2倍;当源与探头距离为175cm时,空气、墙壁以及石蜡桶对源中子的散射最小,测量数据最精确。并通过实验与模拟数据对比表明,源与探头距离在125–300cm之间,计数率误差不超过30%,符合中子剂量测量的技术要求,从而验证了此中子剂量当量仪设计的准确性。

摘要：为确保载人火星任务中航天员的安全,有必要搭载辐射探测器对舱内的辐射环境进行实时监测。在对载人火星任务辐射环境分析的基础上,确定了辐射探测器的测量指标并完成了基于两片硅传感器探头的探测器方案设计,包括探头设计和可变采样快门时间的采样设计。另外,针对人体组织与探测材料不同,测量数据无法直接用于航天员辐射损伤预估的问题,将人体组织近似为水,分别给出了辐射剂量、传能线密度在硅和水间的转换关系。

摘要：绝缘体上硅(SOI)硅微剂量测量系统可以通过测量中子和伽马混合辐射场的线能谱来获取不同类型辐射的剂量当量贡献。本文根据SOI硅微剂量探测器物理设计,采用GEANT4软件建模对Cf-252中子和伽马混合辐射场及Co-60伽马辐射线能谱测量进行蒙特卡罗模拟,并进一步分析了SOI探测器转换层对伽马线能谱测量的影响。结果表明,SOI硅微剂量探测器能够区分中子和伽马的剂量贡献,并且伽马线能谱峰值随着转换层厚度发生变化,有可能利用该特性实现不同贯穿深度下伽马辐射剂量贡献的测量。模拟分析结果可为SOI硅微剂量探测器设计及应用提供参考。

摘要：目的探讨基于"避免防护过度"和"辐射防护最优化"原则的屏蔽防护门2种设计方案下电子直线加速器机房中子辐射屏蔽估算方法,评价屏蔽效果。方法以25 Me V电子直线加速器机房为研究对象,依据美国辐射防护和测量委员会(NCRP)151号报告建议书(NCRP 151号报告)相关建议和要求,采用2种设计方案对屏蔽防护门进行辐射屏蔽,典型设计方案为在迷道入口处安装50 mm铅当量加12.00 cm的含硼聚乙烯(BPE)屏蔽防护门,优化设计方案为在迷道内增加10.00 cm的BPE屏蔽防护门和在迷道入口处安装8 mm铅当量屏蔽防护门,采用相应的公式和参数对2种设计方案的屏蔽效果进行估算和分析。结果采用典型设计方案和优化设计方案时,迷道入口M点处总的每周剂量当量分别为3 662.000和564.345μSv/周,屏蔽防护门外总的剂量当量率分别为1.820和0.391μSv/h,均小于2.500μSv/h。优化设计方案总的剂量当量率仅为典型设计方案的21.43%,无论从屏蔽效果还是从屏蔽用材方面均优于典型设计方案。结论采用优化设计方案在迷道入口内部安装BPE屏蔽防护门的屏蔽方案合理可行,可作为电子直线加速器机房中子辐射防护评价方法。