辐射防护

2021, 41(S1): 0-0.

摘要 ( 27 )

PDF (195KB) ( 43 )

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D-T中子管照相装置的感生放射性研究

王振宇, 黄伟奇, 来永芳, 孙健

2021, 41(S1): 1-6.

摘要 ( 127 )

PDF (1906KB) ( 347 )

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介绍了D-T中子管照相装置的应用及其优势,结合D-T中子管的特性和快中子照相的特征分析了其感生放射性危险性。利用ENDF数据库计算了感生放射性,并依托IAEA关于豁免活度的定义计算方法,提出了风险指数的概念来直观表示核素感生放射性的危险程度。采用计算风险指数、横向比较等方法,对常见的核素、元素、不锈钢的感生放射性风险贡献进行了比较。研究发现元素Mo、Fe、Cu风险较大,铁素体不锈钢16Cr25N的风险较小,在不锈钢的选材上要重点关注Fe、Ni、Mn和Cr的含量。

外照射个人剂量监测的测量不确定度评定

梁娜, 王悦, 杨丽丽

2021, 41(S1): 7-11.

摘要 ( 131 )

PDF (1162KB) ( 204 )

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外照射个人剂量监测数据可作为放射性工作人员受到的职业照射剂量证明,具有法律效力,因此监测数据的准确可靠尤为重要。中核核电运行管理有限公司个人剂量监测中心于2017年先后取得中国计量认证(CMA)认证和放射卫生技术服务机构资质认证双资质,除了中心内部质量保证措施外,还定期参加年度全国放射卫生技术机构检测能力考核。文章基于2019年考核实验结果(合格)进行了数据分析以及测量不确定度评定,各实验组测量结果的相对扩展不确定度均在10%以内,中心外照射监测系统性能良好,确保了监测数据的准确性和可靠性。

基于环境监测数据辐射现状评价的实施及效果分析

李洋, 康晶, 王彦, 顾志杰

2021, 41(S1): 12-14.

摘要 ( 113 )

PDF (942KB) ( 154 )

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为了全国核基地与核设施辐射环境现状调查与评价科研专项中辐射环境现状评价工作的开展,项目组建立了一种基于环境监测数据的辐射环境现状评价方法。本文对该方法进行了介绍,对实施过程中遇到的问题及实施效果进行了分析,并提出了改进的建议。

VVER-1000型机组正常运行气液态流出物源项计算

张君南, 周耀权, 李璐, 郑伟

2021, 41(S1): 15-19.

摘要 ( 105 )

PDF (995KB) ( 121 )

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田湾3、4号机组采用俄方设计制造的VVER-1000型反应堆,其正常运行气液态流出物排放源项是检验核电厂设计是否满足国家相关环境标准的重要指标,是辐射防护最优化设计的重要内容之一。以我国压水堆核电厂源项框架体系为基础,通过分析田湾核电站相关工艺系统流程,选取合适的工艺回路部件数学模型,采用电厂设计以及实际运行经验参数,分别计算了设计与现实排放源项,并与俄方计算结果进行对比,说明采用新源项框架体系下气液态放射性流出物的变化情况。

β表面污染现场测量技术研究

李玉芹, 文富平, 卢瑛

2021, 41(S1): 20-25.

摘要 ( 120 )

PDF (2963KB) ( 191 )

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为了探索不同的影响因素对β表面污染测量效率的影响,本文主要利用CoMo170表面污染监测仪对⁶⁰Co平面源、²⁰⁴Tl平面源及⁹⁰Sr-⁹⁰Y平面源进行测量,研究了能量响应、探测窗响应均匀性、测量间距、吸收效应、γ射线干扰以及反散射等因素对于表面活度响应值的影响规律,并进行了测量不确定度的评定。通过实验研究,得到各个因素对测量结果的准确度造成的影响,其中影响最大的因素主要是能量响应和γ射线干扰,实验测量最终不确定度评定结果表明,其相对合成标准不确定度约为46.71%。

铀纯化转化生产过程中作业人员的β外照射防护研究

马文财, 刘延彰, 赵瑛

2021, 41(S1): 26-28.

摘要 ( 93 )

PDF (1153KB) ( 141 )

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为了加强铀纯化转化生产过程中作业人员的β外照射防护,结合国内外辐射监测实践,研究了铀纯化转化生产工艺过程中辐射源项的特性及辐射防护措施。由于铀系中主要β发射体²³⁴Th(UX1)、^234mPa(UX2+UZ)、²¹⁴Bi和²¹⁴Pb的存在,铀化合物中的β辐射强度相当可观。在无防护措施的情况下,尤其是在进行开放式检修作业时,作业人员眼晶体、手部和皮肤的β受照剂量可能超过规定限值。因此,除了关注γ外照射和吸入内照射防护外,对作业人员β外照射的防护应该引起足够的重视。

中国散裂中子源的空气活化监测与评价

吴青彪, 庄思璇

2021, 41(S1): 29-35.

摘要 ( 132 )

PDF (5590KB) ( 147 )

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中国散裂中子源是我国正在运行的质子加速器大科学实验装置,保证其空气活化水平处于可监测、可控状态,对确保装置的正常运行和科研产出、确保工作人员和公众的辐射安全具有重要意义。国内外以往对加速器空气活化的认识基本都来自参考文献和理论计算;由于没有针对性研发,以往国内加速器的空气活化监测没有测量到空气活化核素及其浓度。2019年底,散裂中子源研发了在线空气活化监测系统,成功监测到了空气活化的主要放射性核素及其活度浓度。本文介绍了该系统的研发情况和监测结果,并提出了对加速器空气活化监测与评价的一些看法。

放射性检测领域的能力验证

王瑞俊, 保莉, 李鹏翔, 李周, 宋沁楠

2021, 41(S1): 36-39.

摘要 ( 129 )

PDF (981KB) ( 97 )

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放射性检测领域长期以来没有能力验证提供者,从事放射性检测工作的人员对实验室间比对和能力验证的认识不够深入。能力验证的关键过程包括能力验证物品的制备及其均匀性和稳定性检验、包装及分发、参加者结果的评定等内容。其中参加者结果的评定可参考IAEA的评定方法,更为全面可靠。

基于助力型外骨骼的外照射防护服研制

王文秀, 陈小军, 殷敏, 杨秀玉

2021, 41(S1): 40-44.

摘要 ( 133 )

PDF (3959KB) ( 122 )

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本文用MCNP软件进行模拟计算,设计了屏蔽一定能量中子和γ射线的屏蔽材料,用此屏蔽材料制作中子、γ外照射防护马甲,防护马甲存在厚又重的问题,人体很难承受它的重量。通过研究助力型外骨骼装置,将助力型外骨骼装置与防护马甲组合形成防护服,用助力型外骨骼装置承受防护马甲的重量,解决了人体需要承重的难题。并用放射源和在现场对研制的防护服进行性能测试,屏蔽率、厚度、均匀性等各项技术参数均达到预期要求。

关于气溶胶总放射性IAEA亚太地区国际比对的一些讨论

张静, 李鹏翔, 马旭媛, 李周, 保莉, 梁润成

2021, 41(S1): 45-49.

摘要 ( 95 )

PDF (1895KB) ( 113 )

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2015年亚太区域IAEA的ALMERA实验室举行了气溶胶总放射性和土壤伽马核素比对,参加比对的有来自11个国家的14个ALMERA实验室。其中气溶胶中总α仅有9个实验室报出数据,其通过率67%;气溶胶中总β有10个实验室报出数据,其通过率50%。气溶胶中总放射性较低的通过率应引起从事该项测量工作人员的重视。同时介绍了本实验室参加这次比对详细过程。通过气溶胶滤膜直接测量方法,总α和总β的相对偏差分别是2.50%、-3.95%,结果可接受,顺利通过该项比对活动,并从中总结了经验。

基于事故进程的氟化铀酰溶液临界裂变次数估算方法

贾林胜, 张建岗, 杨亚鹏, 王任泽, 冯宗洋, 王宁, 梁博宁

2021, 41(S1): 50-54.

摘要 ( 98 )

PDF (1628KB) ( 89 )

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氟化铀酰溶液临界事故是核燃料循环设施潜在的一种临界事故,需要做好其相应的事故应急评价,为应急响应提供辅助决策支持。临界裂变次数是核临界事故应急评价的重要内容,也是技术难点之一。它反映了核临界事故的大小和规模,直接影响事故应急防护行动决策。裂变次数估算有多种方法,有各自的适用条件。随着事故发生的时间推移,获取的信息越丰富,选择的评价方法也随之优化。因此提出了基于事故进程的氟化铀酰溶液临界裂变次数估算方法,该方法解决了临界事故应急评价实际应用问题及技术人员选择何种评价方法的困难问题。

后处理厂1A柱有机相着火事故源项估算

梁博宁, 张建岗, 王任泽, 杨亚鹏, 冯宗洋, 贾林胜, 王宁, 刘一宁

2021, 41(S1): 55-58.

摘要 ( 95 )

PDF (1043KB) ( 96 )

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我国对于后处理工业的需求随着核电事业的迅猛发展变得愈发强烈,为了满足后处理工业安全发展必不可少的核应急需求,为核应急工况下后处理厂的核应急响应与决策支持提供依据。针对后处理厂1A柱有机相着火事故这一基准事故,结合实际工艺流程及监测手段,选取了核应急工况下的可获得参数(有机溶剂泄漏质量等)作为输入,在有机相燃烧速率经验公式基础上,结合后处理的工艺特点,引入少量修正建立了后处理厂1A柱有机相着火事故源项估算模型,并使用FORTRAN编程语言开发了相应软件。数值验证结果表明,该估算模型可以满足后处理厂1A柱有机相着火事故的核应急需求。

基于朴素贝叶斯的核电厂事故诊断方法研究

齐奔, 梁金刚, 张立国, 童节娟, 闫术

2021, 41(S1): 59-63.

摘要 ( 121 )

PDF (1602KB) ( 131 )

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本文将机器学习领域的贝叶斯技术应用于核应急中的电厂状态诊断,提出了基于朴素贝叶斯分类器的核电厂事故诊断方法。利用压水堆核电厂仿真机获取事故案例数据,对朴素贝叶斯分类模型进行训练,实现了对核电厂多类事故(LOCA、SGTR、MSLB)的诊断。测试结果表明,基于朴素贝叶斯分类器的核电厂事故诊断方法在诊断精度、诊断效率、事故类型可扩展性以及程序自主化诊断上有显著优势,并且模型训练中不同事故类型先验分布对诊断结果影响较小,具有较好的适用性。

后处理设施放射性液体贮罐泄漏事故环境释放源项估算

冯宗洋, 杨亚鹏, 王任泽, 贾林胜, 王宁, 梁博宁

2021, 41(S1): 64-69.

摘要 ( 128 )

PDF (2231KB) ( 79 )

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放射性液体泄漏事故是后处理设施典型的事故,泄漏事故通常发生在设备室。高放废液贮槽泄漏后气载放射性核素生成包括两个过程:一是在泄漏放射性液体的过程中惰性气体从溶液中释放,以及与空气、地板相互作用产生的气溶胶;二是泄漏后的蒸发过程(包括冲洗前稀释前和稀释后)。气溶胶在设备室内生成后会发生沉积,同时随着设备室排风系统,经过滤后向环境排放。本文给出了一种放射性溶液贮槽泄漏事故源项估算方法,实现了事故泄漏质量、泄漏活度、设备室气载放射性活度浓度及积分浓度、环境释放源项估算,为事故应急决策和响应行动提供数据支持。

事故条件下模块化小堆与同厂址大堆的辐射影响对比分析

董力, 刘新建, 程有莹, 刘森林

2021, 41(S1): 70-74.

摘要 ( 90 )

PDF (9337KB) ( 40 )

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本文针对海南小堆的实际厂址环境特征,根据机组初步的二级PSA源项,利用更实际的CALPUFF烟团模式开展事故条件下小堆和大堆对场外公众的辐射影响分析,比较不同事故下对周边居民和工作人员的受照特征。按照针对小堆的剂量准则,确定各种天气条件下满足该准则的距离,有助于更深入地认识小堆的事故特征及应急计划区划分等问题,为相关工程实践和应急监管工作提供参考。

操作干预水平应用经验

王静, 贾锦蕾, 林秀景, 朱继锋

2021, 41(S1): 75-78.

摘要 ( 89 )

PDF (3346KB) ( 94 )

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本文根据操作干预水平的概念、应用和最新发展,提出基于操作干预水平的核应急决策支持系统设计,主要包括以操作干预水平为多级阈值的辐射监测数据可视化管理,依据操作干预水平的防护行动决策,以及监测计划制定等,同时提出为实现以上功能,系统还应建设操作干预水平库、核电站周边本底数据库等基础资源库。

国际原子能机构放射性物质运输安全标准发展回顾

战榆林

2021, 41(S1): 79-83.

摘要 ( 107 )

PDF (1174KB) ( 85 )

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国际原子能机构(IAEA)有5个安全标准委员分别负责相关领域安全标准制修订工作,运输安全标准委员会(TRANSSC)是其中之一,主要负责与放射性物质运输安全相关标准的制修订工作。文章介绍了IAEA放射性物质运输安全标准发展、TRANSSC的简要情况、标准制修订流程以及近年来SSR-6等文件修订情况,提出了我国参与IAEA运输安全标准制修订工作的建议。

乏燃料公海铁联运核应急体系建设研究

苏建文, 刘凯, 潘永军, 林秀景

2021, 41(S1): 84-90.

摘要 ( 91 )

PDF (1004KB) ( 157 )

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公海铁联运作为解决大宗乏燃料远距离运输的最佳方案,在国际上是一种较为普遍的运输模式,如果未来我国采用该运输模式,需探索相关核应急工作思路。本文调研梳理了国内外乏燃料公海铁联运核应急相关法规标准,参考借鉴国外乏燃料运输相关实践,提出我国乏燃料公海铁联运核应急体系建设相关工作建议。

国外典型乏燃料转运码头技术条件对我国乏燃料多模式联运体系建设的启示

郑宇, 刘义清, 桂重, 赵枭栋, 张建鑫, 钟迈豪, 杨明

2021, 41(S1): 91-95.

摘要 ( 110 )

PDF (2729KB) ( 172 )

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随着我国核电的发展,单一的公路运输体系无法满足分布在我国沿海各处的核电厂乏燃料外运需求,包括海运在内的多模式联运体系是未来乏燃料外运的发展方向。本文对国外典型的乏燃料转运码头技术条件进行了调研,并对我国乏燃料海运存在的问题进行了分析。结果表明,国外典型乏燃料货包转运码头均配备了符合要求的固定式起重设备,船舶在港作业期间对码头进行封闭式管理,并对码头作业人员的受照剂量进行监督和控制。针对我国尚无乏燃料海运经验,更没有转运码头的相关技术规范的现状,本文提出可借鉴国外如法国、英国、日本乏燃料海运的经验,并对我国乏燃料海运存在的问题提出了建议。

浮动核电站跨界转运的安全和法律问题初步研究

邹旭毛, 万蕾, 马小雅, 郭建林, 杨珏, 崔军

2021, 41(S1): 96-101.

摘要 ( 87 )

PDF (3643KB) ( 195 )

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浮动核电站具有模块化、多用途、可移动、运行灵活、适应性强等优势,受到了国际社会的广泛关注,具有广阔的应用前景和发展空间。然而,浮动核电站由于特殊的海外部署场景和可移动特性,不可避免地面临着跨越主权边界转运的安全和法律问题。结合浮动核电站不同的海外部署场景,重点对浮动核电站在不同部署场景下跨界转运可能面临的安全和法律问题进行梳理总结和讨论分析,并从法律、安保和应急层面提出可能的解决方案建议,对浮动核电站跨界转运相关的国际公约和规则制定具有一定参考意义。

放射性物品运输容器防脆性断裂安全设计方法探讨

张学胜, 顾剑峰, 常亮明, 詹乐昌, 张永新

2021, 41(S1): 102-106.

摘要 ( 94 )

PDF (1008KB) ( 244 )

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本文主要介绍了基于断裂力学的运输容器防脆性断裂安全设计,重点研究了防脆断条件中应力强度因子的计算方法。经分析,可以得出如下结论:RCC-M第Ⅰ卷附录ZG中的应力强度因子计算考虑了应力非线性分布和塑性区的影响,考虑因素比较全面,推荐采用。

SMR模块化运输带来的挑战

王鹏毅, 李国强, 孙洪超, 庄大杰

2021, 41(S1): 107-112.

摘要 ( 105 )

PDF (1027KB) ( 226 )

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小型模块化反应堆(SMR)模块化的特点可以弥补大型核电厂建造周期长、资金压力大的缺点,且应用场景广泛,是当前各国核工业的研究热门。尽管有大量文献针对SMR的堆芯安全展开研究,但鲜有文献是关于SMR的运输安全。本文通过查阅文献并结合网上信息,从3个方面总结了SMR给运输安全领域带来的挑战,包括:大型重型模块运输、核燃料运输和装载燃料的密封堆芯运输,并给出了合理化建议。

六氟化铀安全运输相关要求及我国运输实践中存在的问题探讨

潘玉婷, 曹芳芳, 陆宏, 李多宏, 洪哲

2021, 41(S1): 113-116.

摘要 ( 130 )

PDF (985KB) ( 238 )

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本文梳理了《放射性物质安全运输规程》(IAEA SSR6)和《核能——六氟化铀(UF₆)的运输包装》(ISO 7195)中关于六氟化铀运输容器以及装运等相关运输的安全要求,结合六氟化铀运输核与辐射安全分析报告书的审查情况,针对我国六氟化铀运输实践中存在的问题进行了探讨,并提出了建议。

乏燃料后处理厂核材料衡算与控制国际经验及关键技术启示

初泉丽, 张亮, 李多宏, 张天宝, 田川, 何佳霖, 武朝辉

2021, 41(S1): 117-121.

摘要 ( 132 )

PDF (996KB) ( 136 )

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本文系统地调研和分析了国内乏燃料后处理厂核材料管制现状,国外商业乏燃料后处理厂核材料衡算与控制措施的实施经验和采用的关键技术,包括典型商业乏燃料后处理厂物料平衡区和实物盘存关键测量点的设置、核材料衡算与控制措施的总体设计要求、近实时衡算的概念等。根据调研结果和分析,针对我国核材料管制的现状,提出了我国在商业乏燃料后处理厂核材料管制技术准备工作的几点初步建议。

低中放废物处置FEPs清单建立的方法研究

李洋, 罗恺, 陈运利

2021, 41(S1): 122-125.

摘要 ( 120 )

PDF (987KB) ( 79 )

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识别所有影响处置场长期安全的有关因素,即特征(Features)、事件(Events)和过程(Processes)(FEPs),是处置场安全全过程系统分析的关键过程之一。我国目前低中放固体废物处置场环境影响评价中未开展低中放处置场的FEPs识别和景象开发。本文拟以某处置场为例,对如何建立我国的低中放废物处置FEPs清单进行了初步的探讨。

医用质子/重离子加速器辐射屏蔽设计概述

杨博, 苏有武, 严维伟, 李武元, 李阳, 马富鸿, 李宗强, 毛旺, 王丽军, 刘学博, 罗昌丽, 李敬峰

2021, 41(S1): 126-132.

摘要 ( 243 )

PDF (3281KB) ( 309 )

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近年来我国医用质子/重离子加速器治癌产业开始飞速发展。粒子加速器运行时会产生次级辐射从而危及环境、公众及工作人员的辐射安全,可靠的辐射屏蔽设计是装置运行时辐射安全的必要保障。本文简要分析了医用质子/重离子加速器辐射屏蔽设计的一般考虑因素;介绍了几种常用的屏蔽计算方法并给出了计算实例。本文的研究内容对未来将要建造的医用质子/重离子加速器的辐射屏蔽设计具有一定的参考意义。

X射线空气比释动能(诊断水平)标准装置的建立

李胤, 韦应靖, 陈双强, 方登富, 崔伟, 冯梅

2021, 41(S1): 133-138.

摘要 ( 205 )

PDF (2238KB) ( 195 )

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为了实现诊断水平X射线剂量率值的准确测量,并开展量值的溯源与传递工作,本文根据IEC 61267—2005标准的要求,建立了管电压40~150 kV、剂量率1.0×10^-3~10 Gy/h的X射线空气比释动能(诊断水平)标准装置,实验测量给出了不同辐射质下的辐射场特性,并评定给出了辐射场空气比释动能率的相对扩展不确定度。实验测量结果表明,RQR5辐射质在距离X射线光斑焦点1.0 m处,均匀性＞99.0%的辐射野为ø8.0 cm,均匀性＞95.0%的辐射野为ø10.0 cm;散射对辐射场的贡献＜0.9%;在1.0~5.0 m范围内的距离平方反比律偏差＜2.0%;标准电离室测得辐射场剂量率重复性为0.1%。对RQR2~RQR10系列与RQT8~RQT10系列辐射质的半值层和同质系数进行测量,其半值层偏差不超过±0.09 mm,同质系数偏差不超过±0.02。辐射场空气比释动能率的相对扩展不确定度评定结果为U_rel=3.8%(k=2)。辐射质特性实验测量结果表明,X射线空气比释动能(诊断水平)标准装置的各项性能指标均满足IEC 61267—2005等标准要求。

X射线空气比释动能(治疗水平)标准装置的建立

陈双强, 韦应靖, 李胤, 方登富, 唐智辉, 杨波

2021, 41(S1): 139-144.

摘要 ( 123 )

PDF (2128KB) ( 77 )

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为开展X射线在治疗水平剂量率下的量值溯源与传递工作,依据IEC 60731—1997标准的要求,建立了管电压为10~250 kV、剂量率范围为1.0×10^-3~10 Gy/h的X射线空气比释动能(治疗水平)标准装置。其中10~60 kV X射线空气比释动能(治疗水平)标准装置在1.0 m处非均匀性小于1%的辐射野为ø60 mm,散射对辐射场贡献小于1.2 %,在距离放射源1~5 m范围内反平方律在2.5 %内符合,使用标准电离室测得装置的稳定性为1.8％、重复性为0.1％。60~250 kV X射线空气比释动能(治疗水平)标准装置在1.0 m处非均匀性小于1%的辐射野为ø80 mm,散射对辐射场贡献小于1.2 %,在距离放射源1~5 m范围内反平方律在1.5 %内符合,使用标准电离室测得装置的稳定性为1.7％、重复性为0.03％。标准装置辐射场空气比释动能率的相对扩展不确定度为3.0％ (k=2),经测量,装置的各项性能指标均满足治疗水平剂量检测仪器的检定/校准要求。

γ射线空气比释动能(治疗水平)标准装置的建立

李蔚铭, 韦应靖, 李胤, 陈双强, 王明亮, 郝世东

2021, 41(S1): 145-150.

摘要 ( 106 )

PDF (2587KB) ( 173 )

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采用活度为1.85×10¹⁴Bq的⁶⁰Co放射源建立了γ射线空气比释动能(治疗水平)标准装置,同时从实际情况和安全性考虑设计建造了一套附属的安全联锁系统。为了评价标准装置的性能指标,依次测试辐射场的空气比释动能率范围、辐射野、均匀性以及散射等。测量结果表明在1~5 m的距离内,在不加铅衰减的条件下辐射场的空气比释动能率范围为1.71～43.5 Gy/h,加衰减器后最小空气比释动能率可达1.5×10^-4 Gy/h。在无衰减器的条件下,该标准装置在距离放射源1~5 m范围内平方反比律在1%以内成立;在加衰减器的条件下,该标准装置在距离放射源2~5 m范围内平方反比律在±3.5 %以内成立。2 m位置处空气比释动能率波动在5 %以内的辐射野半径为13 cm,空气比释动能率波动在1 %以内的辐射野半径为7 cm。标准装置的技术性能指标满足开展治疗水平剂量仪的检定/校准要求。

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