摘要：核电站在运行过程中需大量的辐射剂量仪,以确保人员和环境的安全。参考辐射是辐射剂量仪校准工作必备的条件,由于核电站运行过程中辐射剂量仪使用数量巨大,因此核电站通常建设γ校准实验室用于辐射剂量仪的校准检定工作。结合蒙特卡罗方法完成了^60Co单源照射装置和^137Cs多源照射装置的优化设计,并利用PTW空腔电离室对辐射场的散射比例和均匀性进行测量,结果表明,γ校准实验室的技术参数满足ISO4037标准要求,该设备经建标考核后可用于开展核电站γ辐射剂量仪的校准检定工作。

摘要：用重铬酸钾（银）和硫酸高铈－硫酸铈剂量计对电子束（能量１－１５ＭｅＶ）的水中吸收剂量进行了测量，其剂量响应线性良好，准确度高，测量的扩展不确定度为４．８％（Ｋ＝２）。针对电子束吸收剂量测量的特点，特别设计加工了硬币型聚苯乙烯制容器。根据深度剂量分布曲线，计算了吸收介质中某一深度处的吸收剂量，并通过射程法的计算，对电子束最可几能量进行了估计。

摘要：研制了10μW级放射性活度微量热计绝对测量装置。进行了等温双杯量热计计体设计和最佳半导体热电偶数目的理论计算及热电偶噪声水平估算,编写了微量热计数据获取和数据处理软件,进行了电热校准实验。对该装置的校准结果表明,在输入15μW电功率条件下,校准不确定度在2%以内。

摘要：为将短寿命核素138Cs从裂变产物中分离出来,考虑从其母核放射性惰性气体核素(Xe)开始分离。利用不同气体的饱和蒸气压的不同,设计加工了一套低温冷阱分离装置来实现惰性气体核素的分离。结合气体反冲传输技术,该装置成功地应用于从复杂裂变产物中将138Cs与Kr、Rb等干扰核素分离,大部分γ核素的去污系数达到104以上。

摘要：本工作利用2×1.7 MV串列加速器建立了0.144、0.250、0.565和1.2 MeV单能中子参考辐射场。所需能量的中子通过7Li(p,n)7Be和3H(p,n)3He反应产生。利用TARGET程序计算了中子注量谱,利用自行设计的反复充气式反冲质子正比计数器绝对测量了上述能量点的中子注量,合成标准不确定度≤2.0%。2001年参加了由国际电离辐射咨询委员会第三分部组织的单能快中子注量测量国际比对,取得了较为满意的结果。

摘要：本工作建立1套电离室绝对剂量测量系统,对自制石墨电离室性能进行研究,实验结果表明自制电离室系统满足标准电离室的要求。设计了1套基于同向测量的透射电离室,用于在线监测束流变化,为剂量测量的准确性提供了依据,解决了替代法校准时束流波动对测量结果造成较大不确定度的问题。对已建立的电离室测量低能质子吸收剂量绝对测量系统进行不确定度评估,合成标准不确定度约4%。最后,以自行研制的质子剂量测量系统(电离室系统、透射电离室系统)在HI-13串列加速器上开展了对丙氨酸剂量计校准技术的研究,获得了不同能量质子辐照下的RE值。

摘要：参考辐射是辐射剂量监测仪器校准工作必备的条件,60 Co单源照射装置是产生参考辐射场的重要设备。本文利用蒙特卡罗方法对60 Co单源照射装置产生的辐射场的均匀性和散射辐射进行模拟计算,完成照射装置中散射腔、准直光阑和快门体等部分的设计并利用PTW电离室对辐射场进行测量。结果表明,辐射场中散射辐射和均匀性与模拟结果符合较好,满足设计要求。

摘要：４πｅ－Ｘ符合测量数据获取与处理软件采用面向对象的程序设计方法、实现了汉字操作界面、菜单驱动、数据自动获取、在线与离线处理、文件管理、结果打印输出等多项功能。采用面向对象的程序设计方法和模块化的程序设计结构，使该软件易于维护和修改。

摘要：用２种不同产额中子源，检测有无炸药时行李箱不同位置氮、氧元素的０．５１１、６．１３ＭｅＶγ能谱及其比值，确定检测灵敏度和检速，给出不同氮、氧含量的炸药与非炸药材料的平面分布，讨论检测方法的安全性及快中子活化分析（ＦＮＡＡ）系统的整体设计。

摘要：研究了用滤光片法产生50~60keV的准单色X射线的条件,对输出的X射线进行了数种金属滤光片实验研究,选出合适的滤光片,通过实验对准直器的机械结构进行了确定。采用自行设计委托加工的X射线管、准直器和购买的高压电源,组装成符合实验要求的X射机。该装置输出了50~60keV能量段的准单色光谱,在料位计上能替代241 Am低能光子源。