利用热释光剂量探测器测量γ射线剂量

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个人剂量片

个人剂量片

个人剂量片热释光个人剂量计 (TLD) 及其探测器具有能量响应好、灵敏度高、受环境影响小、使用方便、可测Χ、γ、β、 n 等多种射线的优点。

广泛应用于辐射防护、放射医学、放射生物学、地质学、考古学和环境保护等领域。

IDB- Ⅲ型热释光个人剂量计 (TLD) 及其探测器于 1997 年通过部级科学技术成功鉴定, 1998 年获部科技进步三等奖; 2000 年通过 ISO9001 质量体系认证,各项技术指标均达到国家标准要求,属国内先进的个人剂量计。

TL 探测器自 1988 年到 2005 年,先后 8 次参加国际 IAEA 个人剂量比对,均获得良好的比对结果。

本产品遍布全国三十多个省、市、自治区,广泛应用于核电站、核潜艇、个人剂量监测、环境监测、职业病防治等领域 . 秦山核电公司、核电秦山联营有限公司、秦山第三核电有限公司、 404 厂后处理分公司、胜利油田测井公司、 907 所、清原公司、 404 厂、中国核动力院、 731 矿、凯利公司、东北核电等单位。

一、剂量盒性能:1、可测量Χ、γ、β、 n 射线剂量2、可放不同规格补偿片二、探测器性能:1 、高灵敏度:比 LiF(Mg.Ti) 高 30-50 倍2 、重复性好: 50-100 次后灵敏度下降小于± 5%3 、探测阈:约为20 × 10 -8 Gy4 、线性范围: 0.01mGy -12 Gy5 、分散性:≤± 2.5%6 、χ、γ Hp(10) 能响:在 15KeV-1.25MeV 之间≤± 20%7 、 nHp(10) 能响 : 热中子 --20MeV 之间≤± 50%8 、β Hp(0.07) 能响 :0.3MeV-2.3MeV ≤± 30%。

工业脉冲X射线发生装置放射防护检测与评价方法研究

工业脉冲X射线发生装置放射防护检测与评价方法研究

第42卷第1期(总第247期)辐射防护通讯2022年2月•经验交流•工业脉冲X射线发生装置放射防护检测与评价方法研究刘超1,刘美美2,赵潇1,邢亚飞1,陈渝1,宋志伟1,虞汝思其1(1.兵器工业卫生研究所,陕西西安,710065;2.西安市卫生健康委员会,陕西西安,710021)摘㊀要㊀目的㊀探讨利用热释光剂量计对工业脉冲X射线发生装置进行放射防护检测与评价的可行性㊂方法㊀分别用热释光剂量计和AT1123型X/γ辐射剂量率仪测量脉冲X射线发生装置的辐射剂量,通过对测量结果的分析和比较验证热释光剂量计测量脉冲X射线的有效性,通过对周围环境中年累积剂量的估算来评价试验人员和公众的受照剂量是否满足辐射防护要求㊂结果㊀1号脉冲X射线发生装置曝光4次,2号脉冲X射线发生装置曝光10次,热释光法测得不同距离处的累积剂量符合距离平方反比衰减规律,实际检测结果与理论推算值较为吻合㊂两个X射线发生装置现有的工作负荷下,工作人员和公众的年累积剂量均在辐射防护控制目标值内㊂结论㊀热释光法得出检测结果与理论推算值较为吻合,能够满足工业脉冲X射线发生装置放射防护检测需求㊂关键词:㊀热释光剂量计;脉冲X射线发生装置;放射防护检测与评价中图分类号:TL77文献标识码:A文章编号:1004-6356(2022)01-0015-06㊀㊀工业脉冲X射线发生装置产生的脉冲X射线能穿透不透明介质,在武器弹药爆炸特性研究方面应用非常广泛[1]㊂由于该类装置曝光时间非常短(一般在10-7~10-8s范围内)[2],常规辐射防护检测仪表不能做出有效响应[3-4]㊂我国目前暂未制定有关该类设备的放射防护检测与评价的标准规范,使得在对该类设备进行放射防护检测及评价时,无统一可遵循的指导性文件㊂热释光技术具有灵敏度高㊁读出速度快㊁线性范围宽等优点,在辐射剂量监测方面应用非常广泛[5-6]㊂根据相关文献报告,热释光剂量计能够对脉冲X 射线发生装置发射的脉冲X射线做出有效响应[7-9]㊂本文主要探讨利用热释光法对脉冲X射线发生装置进行放射防护检测及评价,为今后开展类似工作提供借鉴㊂1㊀材料与方法1.1㊀实验仪器1.1.1㊀脉冲X射线发生装置1号脉冲X射线发生装置:瑞典Scandi-flashAB公司生产(450S型),输出电压160~480 kV,输出峰值电流10kA,脉冲宽度20ns㊂2号脉冲X射线发生装置:瑞典Scandi-flashAB公司生产,输出管电压450kV,输出管电流9~10kA,脉冲宽度25~30ns㊂1.1.2㊀X射线辐射防护监测仪器热释光剂量计读取装置㊁退火炉㊁冷却炉:北京博创特科技发展有限公司生产;热释光剂量计: 0.8mm厚LiF(Mg㊁Cu㊁P)剂量片(分散度ɤʃ2%),经中国计量科学研究院标准137Cs放射源刻度㊂AT1123型X/γ辐射测量仪:白俄罗斯ATOMTEX,经上海计量测试研究院计量㊂1.2㊀实验方法1.2.1㊀热释光剂量计测读方法(1)退火条件:退火温度240ħ,恒温退火10min㊂(2)冷却条件:5ħ条件下冷却20s㊂(3)测读条件:20ħ/s升温速度升至140ħ并保持20s,再以20ħ/s升温至240ħ,保持20s,仪器自动给出计数值㊂51㊀收稿日期:2021-12-09作者简介:刘超(1985 ),男,高级工程师,从事放射防护检测与评价工作㊂E-mail:chaoliu182236@1.2.2㊀检测方法用支架将AT1123型X/γ辐射测量仪固定在脉冲X射线管辐射束中心线处(同时固定摄像设备),检测仪器探头正对射线出口㊂热释光剂量计(每个剂量盒放置剂量片4片)布置在受检脉冲X射线发生装置工作场所关注点位㊂热释光剂量计放置高度与脉冲X射线管保持同一水平,剂量计正面与射线来向垂直㊂触发脉冲X射线发生装置曝光若干次,利用摄像设备现场读取直读式仪器的检测结果,热释光剂量计带回实验室由读取装置进行读取㊂1.2.3㊀评价方法设屏蔽体外X射线年累积剂量为R:R=r㊃N㊃T(1)式中,R为泄漏到屏蔽体外X射线年累积剂量,μSv;r为单次曝光泄漏到屏蔽体外的X射线辐射剂量,μSv;N为脉冲X射线发生装置年最大曝光次数,由现场调查获取,次/a;T为居留因子㊂参照‘电离辐射防护与辐射源安全基本标准“(GB18871 2002)[10],按照剂量限值和辐射防护最优化原则,将试验人员及公众年有效剂量控制目标值分别设定为5000μSv和250μSv㊂2㊀结果2.1㊀束轴中心辐射剂量检测结果将AT1123型X/γ辐射剂量率仪(设置为:脉冲模式)固定于1号脉冲X射线发生装置X射线束中心线前方1m处,在400kV㊁10kA条件下曝光,摄像设备显示AT1123型X/γ辐射剂量率仪瞬时读数为18.8μSv/h㊂在累积剂量模式下脉冲X射线管累积曝光4次,测得束轴中心线1m处X射线累积剂量为0μSv(已扣除本底辐射)㊂利用热释光法对1号㊁2号脉冲X射线发生装置X射线束轴中心辐射剂量进行检测,结果列于表1㊂从表1可见,1号㊁2号脉冲X射线发生装置束轴中心距出束口不同距离处,X射线累积剂量测量结果符合距离平方反比衰减规律,实际测量结果与理论推算值较为吻合(最大误差为-14.5%)㊂表1㊀脉冲X射线管束轴中心辐射剂量检测结果1)射线装置测点位置2)(m)累积剂量(μSv)理论推算剂量(μSv)相对误差(%) 1号脉冲X射线发生装置1㊀620.9371.369.03) 3.35.622.519.83)13.62号脉冲X射线发生装置1.161620.0㊀4.06119.1132.23)㊀-9.9㊀6.1649.157.43)-14.510.5616.819.53)-13.814.1610.710.93)-1.8㊀注:1)检测时,1号脉冲X射线发生装置累积曝光4次;2号脉冲X射线发生装置累积曝光10次;2)测点位置以脉冲X射线管束轴中心线上距出束口的距离表示;3)将脉冲X射线管束轴中心1m处累积剂量作为理论推算基准值,按距离平方反比推算所得㊂2.2㊀工作场所放射防护检测结果1号脉冲X射线发生装置按照图1设置检测点位,放射防护检测结果列于表2㊂2号脉冲X 射线发生装置按照图2设置检测点位,放射防护检测结果列于表3㊂㊀㊀由表2可见,1号脉冲X射线发生装置曝光过程,主射束方向辐射剂量最高,距靶点5.6m处单次曝光辐射剂量为5.6μSv㊂其次为脉冲X射线管左右两侧(靠近靶点位置),距X射线管1.0 m处单次曝光辐射剂量最大值为49.9μSv㊂脉冲X射线靶点向后,辐射剂量逐渐降低,脉冲X 射线管正后方1m处,单次曝光辐射剂量为3.7μSv,仅为左右两侧相应位置辐射剂量的7.4%㊂屏蔽墙外单次曝光辐射剂量在0.25μSv(取MDL/4)到2.2μSv之间㊂由表3可见,2号脉冲X射线发生装置曝光过程X射线分布与1号脉冲X射线发生装置基本一致,主射束方向辐射剂量最高,距出束口1.16m处累计曝光10次X射线累积剂量测量结果为1620.0μSv,其次为脉冲X射线管两侧靠近靶点位置,脉冲X射线管后方(8#测点)辐射剂量较低,曝光10次累积剂量测量结果为4.3μSv㊂此外,检测结果显示设备间及铅门防护效果良好,铅门内侧X射线累积剂量为38.1μSv,显著高于铅门外侧X射线累积剂量(ɤ3.6μSv)㊂设备间 61辐射防护通讯㊀2022年2月第42卷第1期㊀㊀㊀图1㊀1号脉冲X 射线发生装置放射防护检测点位布置示意图表2㊀1号脉冲X 射线发生装置工作场所放射防护检测结果1)测点编号测点位置曝光4次累积剂量(μSv)单次曝光剂量(μSv)1脉冲X 射线管束轴中心(距出束口1m)620.9155.22脉冲X 射线管束轴中心(距出束口3m)71.317.83脉冲X 射线管束轴中心(距出束口5.6m)22.5 5.64脉冲X 射线管束轴中心(距出束口5.86m)(屏蔽墙外)1.80.55束轴中心线与屏蔽墙焦点水平向左1m(屏蔽墙内)17.8 4.56束轴中心线与屏蔽墙焦点水平向左1m(屏蔽墙外)ɤ1.02)ɤ0.257束轴中心线与屏蔽墙焦点水平向右1m(屏蔽墙内)22.4 5.68束轴中心线与屏蔽墙焦点水平向右1m(屏蔽墙外)1.20.39束轴中心线3m 处,水平向左1.5m(屏蔽墙内)8.8 2.210束轴中心线3m 处,水平向左1.74m(屏蔽墙外)ɤ1.02)ɤ0.2511束轴中心线1m 处,水平向左1.5m(屏蔽墙内)14.83.712束轴中心线1m 处,水平向左1.74m(屏蔽墙外)ɤ1.02)ɤ0.2513脉冲X 射线管靶点水平向左侧1m143.435.914脉冲X 射线管靶点水平向左侧1.5m45.811.515脉冲X 射线管靶点水平向左侧1.74m(屏蔽墙外)ɤ1.02)ɤ0.2516脉冲X 射线管后1.0m(屏蔽墙内)14.6 3.717脉冲X 射线管后1.24m(屏蔽墙外)ɤ1.02)ɤ0.2518束轴中心线3m 处,水平向右1.5m(屏蔽墙内)10.1 2.519束轴中心线3m 处,水平向右1.74m(屏蔽墙外)ɤ1.02)ɤ0.2520束轴中心线1m 处,水平向右1.5m(屏蔽墙内)19.8 5.021束轴中心线1m 处,水平向右1.74m(屏蔽墙外)ɤ1.02)ɤ0.2522脉冲X 射线管靶点水平向右侧1m199.549.923脉冲X 射线管靶点水平向右侧1.5m76.819.224脉冲X 射线管靶点水平向右侧1.74m(屏蔽墙外)8.72.225防护门外ɤ1.02)ɤ0.25㊀注:1)现场调查,1号脉冲X 射线发生装置年最大曝光次数为500次;2)表示检测结果小于等于本次检测下限(MDL),MDL 取1.0μSv㊂71 工业脉冲X 射线发生装置放射防护检测与评价方法研究㊀刘超图2㊀2号脉冲X射线发生装置放射防护检测点位布置示意图表3㊀2号脉冲X射线发生装置工作场所放射防护检测结果1)测点编号测量点累计剂量(μSv)(曝光10次)单次曝光辐射剂量(μSv/次) 1主射束方向距出束口1.16m1620.0162.02主射束方向距出束口10.56m16.8 1.73北侧弧形防护墙中部(距出束口垂直1.9m)100.510.054南侧弧形防护墙中部(距出束口垂直1.9m)21.0 2.105主射束北侧(距测点26.6m)ɤ3.62)ɤ0.366X射线管外侧10cm(靶点位置)33793.63379.367设备间铅门内侧38.1 3.818设备间东墙内侧(中部) 4.30.439设备间北墙内侧(中部)ɤ3.62)ɤ0.3610设备间铅门外侧ɤ3.62)ɤ0.3611设备间南墙外侧(中部)ɤ3.62)ɤ0.3612设备间东墙外侧(洗片室)ɤ3.62)ɤ0.3613洗片室东墙外侧(评片室)ɤ3.62)ɤ0.3614设备间东墙外侧(控制室)ɤ3.62)ɤ0.3615设备间东线缆沟(控制室)ɤ3.62)ɤ0.3616控制室控制位ɤ3.62)ɤ0.3617控制室北墙外ɤ3.62)ɤ0.3618设备间北墙外(观察口)ɤ3.62)ɤ0.36㊀注:1)现场调查,2号脉冲X射线发生装置年最大曝光次数为300次;2)表示检测结果小于等于本次检测下限(MDL),MDL取3.6μSv㊂南墙外㊁北墙外㊁洗片室㊁控制室等区域检测点位X射线累积剂量测量结果均低于检测下限3.6μSv㊂2.3㊀人员年剂量估算结果根据1.2.3节评价方法分别估算1号㊁2号脉冲X射线发生装置所在场所工作人员及公众年累积剂量,结果列于表4㊂由表4可知,1号脉冲X射线发生装置在年曝光次数为500次的工作负荷下,脉冲X射线发81辐射防护通讯㊀2022年2月第42卷第1期㊀㊀㊀表4㊀放射工作人员年剂量估算结果装置序号方位/场所单次泄漏剂量(μSv)年曝光次数(次)居留因子年剂量(μSv)控制值(μSv)1号脉冲X射线发生装置1东墙外(会议室)0.255001125250 2北墙外(控制室) 2.2500111005000 3西墙外(实验室)0.55001250250 4南墙外(草坪)0.255001/167.82502号脉冲X射线发生装置1控制室0.3630011085000㊀2设备间北侧0.363001/16 6.8250 3设备间南侧0.363001/16 6.8250 4试验场北侧0.363001/40 2.7250生装置实验间北墙外(控制室)工作人员年剂量估算结果为1100μSv,小于5000μSv/a的控制目标值,现有屏蔽措施可满足防护需求;实验间东墙外(会议室)㊁西墙外(实验室)㊁南侧墙外(草坪)的人员年剂量估算结果分别为125μSv㊁250μSv㊁7.8μSv,均低于防护控制目标值(250μSv),为了更好满足防护要求,在西墙可采取适当的防护措施,以降低西墙外人员的受照剂量㊂2号脉冲X射线发生装置在年曝光次数为300次的工作负荷下,控制室工作人员年剂量估算结果为108μSv,小于5000μSv/a的控制目标值;设备间北侧㊁南侧㊁试验场北侧的人员年剂量估算值分别为6.8μSv㊁6.8μSv㊁2.7μSv,均满足辐射防护要求㊂可知,在现有的工作负荷下,两个脉冲X射线发生装置的防护措施均满足要求㊂今后若脉冲X射线发生装置年曝光次数显著增加,则应采取相应的辐射防护措施㊂3㊀讨论3.1㊀测量结果有效性分析AT1123型X/γ辐射剂量率仪(脉冲模式)测得脉冲X射线管曝光瞬间,束轴中心距出束口1m处X射线周围剂量当量率为18.8μSv/h㊂结合曝光时间(20ns/次)算得脉冲X射线管4次曝光累积剂量为4.1ˑ10-10μSv,远低于热释光法在该点的测量结果(620.9μSv)㊂由此说明, AT1123型X/γ辐射剂量率仪虽然能够对脉冲X 射线发生装置产生的脉冲X射线做出响应,但由于曝光时间太短仪器示数不能反映实际辐射水平㊂热释光法测得1号㊁2号脉冲X射线发生装置辐射束轴中心距出束口不同距离处X射线累积剂量测量结果与利用平方反定律计算出的理论值较为吻合,说明热释光法能够准确测量脉冲X 射线发生装置曝光过程产生的瞬时X射线㊂这主要由于热释光剂量计利用光子激发晶体中电子使其被材料中陷阱俘获然后加热释放光子的原理测量辐射剂量,不受辐射源曝光时间影响㊂3.2㊀辐射防护优化分析脉冲X射线发生装置被广泛应用于武器弹药爆炸试验外场实验,此时往往缺乏必要的屏蔽防护设施㊂根据表2㊁表3检测结果可知,脉冲X 射线发生装置曝光过程X射线管后方辐射剂量最低,仅为左右两侧相应位置辐射剂量的7.4%㊂在工作场所布局时,尽量将控制台布置在脉冲X 射线管后方区域,在防护距离相同的条件下此处可以最大限度减少工作人员所受辐射剂量㊂3.3㊀放射防护检测与评价方法可行性分析工业脉冲X射线发生装置在国防军工行业应用广泛,常规直读式监测仪表不能做出有效响应,试验现场存在的辐射安全隐患很难及时发现㊂我国现有放射卫生防护的标准体系中,缺少脉冲X射线发生装置放射防护检测及评价方法㊂本文采用热释光法得出的检测结果与理论推算值较为吻合,说明热释光法能够准确测量脉冲X射线发生装置曝光过程产生的瞬时X射线,能够满足工业脉冲X射线发生装置放射防护检测需求㊂本文采用的检测结果评价方法能够将脉冲X射线发生装置工作场所相关人员年剂量定量化,便于与相关国家标准进行比较,具有一定可行性㊂ 91工业脉冲X射线发生装置放射防护检测与评价方法研究㊀刘超参考文献:[1]张奇.闪光X射线技术在兵器测试中的应用[J].测试技术学报,1996,10(2-3):614-618. [2]张文元,张源斌.用于中间弹道测量的闪光X射线发生器研究[J].西安交通大学学报,1996,30(3):45-50.[3]刘超,王丽,邢亚飞,等.热释光法对闪光X射线发生装置的放射防护监测[J].中国辐射卫生,2013,22(3):353-354.[4]周峰,刘长军,向元益,等.脉冲X射线辐射场监测问题探讨[J].中国辐射卫生,2016,25(3):261-264. [5]吴星艳,张昊,王亚芳.热释光技术的发展和应用[J].科技创新导报,2010(35):92.[6]潘秋秋,黄丽华,冯丫娟,等.光致光与热释光剂量计部分性能比较[J].中国辐射卫生,2019,28(3):318-320.[7]郭宁,王亮平,丛培天,等. 强光一号 脉冲γ射线辐射剂量测量及不确定度分析[J].核电子学与探测技术,2010,30(9):1196-1219[8]宋朝晖,王宝慧,王奎录,等.热释光探测器在脉冲硬X射线能谱测量中的应用[J].电子学与探测技术,2003,23(1):46-49.[9]张信军,郭宁,林东生,等.一种用于 强光一号脉冲剂量测量的量热计[C]//中国核学会2013年学术年会.2013.[10]国家质量监督检验检疫总局.电离辐射防护与辐射源安全基本标准:GB18871-2002[S].北京:中国标准出版社,2003.Discussion and Research on Radiation Protection Detection Methods and Evaluation Methods of Industrial Pulsed X-Ray GeneratorsLiu Chao1,Liu Meimei2,Zhao Xiao1,Xing Yafei1,Chen Yu1,Song Zhiwei1,Yu Rusiqi1(1.Institute of Industrial Hygiene of Ordnance,Xi an,Shanxi,710065;2.Xi an Municipal Health Commission,Xi an,Shanxi,710021) Abstract㊀Objective The feasibility of using thermoluminescence dosimeter for radiation protection de-tection and evaluation of industrial pulsed X-ray generator is discussed.Methods Arrange thermolumines-cence dosimeters and AT1123X/γradiation dose rate meters at key points in the workplace of the pulsed X-ray generator.Trigger the exposure of the pulsed X-ray generator,and read the test results of the AT1123X/γradiation dose rate meters on site.The thermoluminescence dosimeters are taken back to the laboratory for reading.Result By thermoluminescence method,the cumulative doses of the no.1pulsed X-ray generator are620.9μSv,71.3μSv and22.5μSv at1m,3m and5.6m from the center of the radiation beam axis,respectively.The highest cumulative dose is199.5μSv at1.0m on the left and right sides of the pulsed X-ray tube(near the target)and14.6μSv at1m behind the tube.The cumula-tive dose of4exposures outside the shielding wall is between8.2μSv and1.0μSv.The radiation dose distribution around the X-ray tube of no.2pulsed X-ray generator is basically consistent with that of No.1 generator.AT1123X/γradiation dose rate meter shows that the dose equivalent rate is18.8mSv/h around the center1m of the beam axis at the instant of exposure.Conclusion The detection results obtained by the thermoluminescence method are in good agreement with the theoretically calculated values,which can meet the requirements of radiation protection testing for industrial pulse X-ray generator.The test result e-valuation method adopted in this paper can give a quantitative evaluation conclusion on the radiation pro-tection effect of the pulse X-ray generator workplace,and the evaluation method has certain feasibility. Key words:㊀Thermoluminescence dosimeter;Pulsed X-ray generator;Radiation protection de-tection and evaluation(责任编辑:王慧娟)02辐射防护通讯㊀2022年2月第42卷第1期。

辐射测量技术课后题答案

辐射测量技术课后题答案

2.1核辐射测量的分类:一是测量核辐射的粒子数如放射源活度、射线强度及通量密度等;二是测量核辐射粒子的能量。

2.2测量装置包括:辐射源、探测器、电子学记录系统及计算机系统。

2.3低水平放射性测量:辐射防护、环境检测、核电站的辐射测量等通常都是极其微弱的放射性测量被称作低水平放射性测量。

2.4低水平放射性测量通常分3步进行:1.在所关心的地点采集具有代表性的样品;2.用物理或者化学方法处理样品3.测量样品并对测量结果作统计学方面的分析判断。

2.5用于低水平放射性测量的测量装置应该具有这样的特点:能用最少的测量时间得到满足测量精度要求的测量数据,可以探测到的最少样品的放射性活度要大。

(这就需要定义优质因子)2.6本底的主要来源:宇宙射线、周围环境的放射性核素、屏蔽材料及探测器件中的放射性核素2.7降低本底的措施:降低本底,要根据本底的来源,采用不同的措施。

1.铅屏蔽材料中有微量放射性核素,选择放置较长时间的老铅或特殊精练过的铅,可使本底降低2.为减少氡钍射气造成的本底,可以采用有效的通风3.为了降低探测元器件的放射性核素带来的本底,可以采用以石英玻璃代替玻璃壳的光电倍增管,可以先对NAI(T1)晶体经过去钾提纯4.降低宇宙射线中的硬成分的影响可采用反符合屏蔽5.对于接地不良造成的对电子学线路的干扰,可以尽可能缩短放大器与探测器之间的距离,所有电子学仪器都一点接地。

4.1、燃料元件破损监测的方法?①一回路冷却剂γ放射性的连续监测②一回路冷却剂放射性的采样测量③辐照后燃料元件包壳破损的啜漏检测2、燃料元件包壳破损的啜漏检测系统的组成和工作原理?在线:固定在装卸料机上的压缩空气注入单元和抽真空单元;控制和测量单元;记录单元。

离线:水循环采样回路、气体回路、隔热回路;啜漏套筒、过滤器原理:在停堆期间,根据一回路冷却剂放射性跟踪监测提供的信息,将全部或部分燃料燃耗未达到额定值的燃料组件从反应堆卸到燃料水池,先采取在线检测系统对元件包壳破损泄漏监测,进而把泄漏的有破损燃料组件和不带泄漏的完好燃料组件区分开,然后采用离线检测系统定量的测定破损情况。

CT辐射剂量的表达

CT辐射剂量的表达
能量传递给电子,使电子脱出原子成为反冲电子,光子则因损失 能量成为能量更小的光子,且改变运动方向; 3.光电吸收 - 光电作用导致X线光子及其能量在作用处被吸收。
第一页,共16页。
二、电离辐射的生物学效应
电离辐射的两大生物学效应: 1、确定性效应 -- 具有较大剂量阈值才会发生,且其严重程度取决于
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1、CT剂量指数100(CTDI100) CTDI100是迄今广泛应用的最基本的反映CT扫描剂量特征的表征量,可用于 统一比较CT机性能。 定义:CT旋转一周,将平行与旋转轴(Z轴,即垂直于断层平面)的剂量分 布D(Z)沿Z轴从-50mm到+50mm积分,除以层厚T与扫描断层数N的乘积之 商。即:
吸收剂量的生物效应决定于射线的种类和照射条件。如相同的吸收剂量, α 射线对生物体危害比X线大20倍。在辐射防护中,将个人或集体实际接 收的或可能接收的吸收剂量根据组织生物效应加权修正,经修正后的吸收剂 量在放射防护中称为当量剂量。
当量剂量的单位与吸收剂量一样,即焦尔·千克-1(J·kg-1),专名是Sv,
1Sv=lJ·kg -1 (=1 Gy)
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五、全身有效剂量(E)
比较不同类型放射学检查的相对电离辐射风险,并且考虑到不同组织或器官的不同 辐射敏感性时,采用以希沃特(Sivert,Sv)为单位的有效剂量E来表征。 全身有效剂量是一个反映非均匀照射归一到全身照射危险度的剂量参数。
有效剂量(Effective Dose)专指当所考虑的效应是随机性效应(例如辐射诱发的癌症 等)时,在全身非均匀照射的情况下,人体所有组织或器官的当量剂量的加权总和。 即:
一、X射线及与人体的相互作用
1、X射线的本质:
是一种电磁波,是具有电磁波和光量子双重特性的一种特殊物质。 波长为10~10-3nm,介于紫外线与γ射线之间;频率很高,在3×1016~3×1020Hz之间。

核医学题库含答案

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核医学题库含答案一、单选题(共72题,每题1分,共72分)1.关于电子俘获下列哪项正确A、释放中子B、释放高能量电子C、可能伴随特征X射线和俄歇电子发射D、不伴随γ射线产生E、释放正电子正确答案:C2.在射线能量值相同的情况下,内照射危害最大的是A、特征X射线照射B、α 射线照射C、γ射线照射D、β射线照射E、β、γ射线混合照射正确答案:B3.关于放射性核素衰变的指数规律,哪个是其正确的表达公式A、A = A0 e-λ/tB、A = A0 eλtC、A = A0 e -λtD、A0 = A e -λtE、A0 = A eλt正确答案:C4.发生电子俘获后,原子的内层轨道缺少了电子,外层轨道电子填充到内层轨道上,由于外层电子比内层电子的能量大,多余的能量传递给更外层的轨道电子,使之脱离轨道而释出,此电子称为A、光电子B、正电子C、康普顿电子D、内转换电子E、俄歇电子正确答案:D5.其元素符号为X,则有6个中子、7个质子的原子核,可表示为A、136XB、76XC、67XD、713XE、613X正确答案:D6.为了获得高质量的断层图像,作SPECT采集时要采用( )。

A、尽可能短的采集时间,以减少核素在体内代谢的影响B、尽可能大的旋转半径,以包括显像器官的全部C、尽可能多的投影数,以提高图像的分辨率D、尽可能小的采集矩阵,以加快图像重建速度E、尽可能少的投影数,以提高图像的分辨率正确答案:C7.关于99mTc-MDP骨显像,显像剂被脏器或组织选择性聚集的机理是A、离子交换和化学吸附B、细胞吞噬C、合成代谢D、特异性结合E、通透弥散正确答案:A8.以下关于放射性药物的描述,哪项是不正确的()A、放射性药物是临床核医学发展的重要基石B、放射性药物是由放射性核素本身及其标记化合物组成C、放射性核素显像和治疗时利用核射线可被探测及其辐射作用,同时利用被标记化合物的生物学性能决定其在体内分布而达到靶向作用,能选择性积聚在病变组织D、放射性药物主要分为诊断用放射性药物和治疗用放射性药物E、放射性药物是一类普通药物,可常规应用正确答案:E9.在半对数坐标上描绘核素的衰变将产生一条直线,其斜率决定于核素的A、比活度B、数量C、半衰期D、衰变方式E、能量正确答案:C10.核素脏器功能测定、脏器显像和体外放射分析等技术的共同原理是()A、反稀释法原理B、免疫反应C、动力学模型D、示踪技术的原理E、放射性测量正确答案:D11.原子核发生电子俘获后A、质子数增加1,质量数不变,放出β-射线和反中微子B、质子数和质量数不变,放出γ射线C、质子数减少1、质量数不变,放出中微子,同时释放出特征X射线和俄歇电子。

环境γ辐射剂量率的监测

环境γ辐射剂量率的监测
距地面 1 m 高 度 处 进 行 。
几 个 方 面 造成 的 。
3 . 1不 同型 号 仪 器 间 能 晌 差异 大
由于参加 比对时 , 往往各 家单位使 用仪器不 同 , 而有些型号 仪器对低能 射线的响应大对 高能射线 的响应小 , 导致监测数据 偏差大 。也有可能 因为不 同仪器 的 自身本底差别 比较大造成 的 , 不过这可 以通过扣 除宇 响数据后解决 。
1 监测 仪 器与 方法
3比对 中出现 的 问题
环境 剂量率监测 主要有两种方式 : 即时监测 、 连续监测 。 前 近来相关单位开展 了很多环境 辐射 剂量监测的 比对工作 , 者用 各种 剂量率仪直接测量 在监测点位 测出 辐射剂量 率瞬 促进 了工作水平的提高 , 同时也发现了一些普遍存在 的问题 。经 时值 ; 后两 者则通过在 固定监测点位 布设仪器 、 热 释光剂量计 来 过检定校准的仪器 ,同时测量一个点 的环境 辐射 剂量值时 , 出 监测一段 时间内环境 剂量率 的变化值或累积剂量值 。 现数据不一致 , 甚至差 距较大的情况。经过分析发现可能是 以下 1 . 1仪器 选 用
除 了常规 的测量人员专业培训 , 仪器还需定期送至有资质 的 计量单位进行 检定后方 可使用 。由于仪器 的检定周期 一般为一 年, 所 以很难 了解 仪器在平时使用时状态是否正常 , 符合 要求 , 建 议在测量前后进行 检验 源检 验 , 如果没有 检验源 , 也可 每次选择 同一个稳 定场进行检验 , 以确认仪器 的工作状态是否正常。 除此之外 , 同行 间比对 也是检验测量数据质量的一种重要 的 手段 。更新仪表和方法时 , 应在典型和极端辐射场条件下与原仪 表和方法 的测量结果进行对照 , 以保证数据前后的一致 性。 环境 辐射剂量 率测定 的总不确定度不应超过 2 0 %。

浅谈运行核电厂个人剂量的监测及管理

浅谈运行核电厂个人剂量的监测及管理

浅谈运行核电厂个人剂量的监测及管理本文简要介绍了运行核电厂个人剂量的监测与管理情况,并提出关于核电厂个人剂量监测及管理的相关建议。

标签:核电厂;个人剂量;外照射;内照射辐射防护的基本目的是保证辐射工作人员和广大公众的安全与健康,保护环境,促进核科学技术、核能和其它辐射应用实业的发展。

为了实现这一目标,必须加强辐射监测和防护,个人剂量监测和管理更是必不可少的。

1、核电厂个人监测的意义及基本原则1.1意义根据我国法律法规要求,放射工作单位应当安排本单位的放射工作人员接受个人剂量监测。

个人剂量监测与管理是辐射防护监测与管理的重要组成部分,通过对个人剂量监测数据的分析,可以判断工程设计标准是否满意,安全监督和工作人员的辐射培训是否有效,同时,个人剂量数据也是改善辐射监控措施,提高辐射防护效能和研究辐射危害及进行医学处置的重要依据,还能为辐射防护最优化提供基础资料,因此开展个人剂量监测和管理及个人剂量评价工作是极为重要且意义重大的。

1.2基本原则核电厂个人监测的基本原则主要包括以下两点:(1)个人剂量监测所得的数据应有助于改进操作程序和改善工作条件,优化对工作人员的防护措施;(2)个人剂量监测计划的制定应遵循辐射防护最优化的原则。

2、个人剂量监测方法介绍2.1外照射监测方法就常规外照射监测而言,原则上在辐射控制区工作人员的监测至少要佩戴一种法定的剂量计,即热释光剂量计。

为了能及时发现非正常情况,特别是在照射上限不明的场合及时指示受到的剂量和现场辐射水平,还应佩戴实时剂量计,即电子剂量计。

2.1.1 热释光剂量计由一个或多个不同形状的热释光探测器装于适用的容器内,以便佩带于人体或置于环境中用作个人或环境的剂量监测,称为热释光剂量计(以下简称为TLD)。

2.1.2 电子剂量计电子剂量计(以下简称EPD)是直读式实时测量装置,超过阈值时能发出声光报警信号。

就现场防护而言,对辐射防护最优化具有非常重要的意义,所有从事放射性工作的人员在进行放射性工作时需同时佩戴TLD和EPD。

核电厂辐射防护基础课后习题

核电厂辐射防护基础课后习题

第一章 基本概念1.何为碳单位,碳单位的符号和质量。

答:以一个C 12原子质量的十二分之一作为原子质量单位,记为u ,这个原子质量单位称为碳单位,kg kg u 27261066056.112/1099267.11--⨯=⨯=。

2.何为原子序数和原子质量数,用何符号表示?答:原子核中质子的数目称为原子序数,用符号Z 表示;原子核中质子数和中子数之和称为原子质量数,也称质量数,用符号A 表示。

3.用X AZ 表示原子(核)时,A 、X 和Z 各表示什么意义?答:A 是原子质量数,X 是元素符号,Z 是质子数或则是原子序数。

4.用上题的符号时,中子的数目如何确定?答:中子数Z A N -=。

5.当原子核发射一个α粒子时,从原子核中发射出哪些核子?各为多少?答:6.当原子核发射一个β粒子时,放射性原子的A 和Z 如何变化?答:A 会增加1,Z 不变。

7.当原子核发射一个γ粒子时,放射性原子的A 和Z 是否会发生变化?答:不会发生改变。

8.什么是核素和核子?同位素的天然丰度的定义。

答:通常把具有相同质子数Z 、中子数N 的一类原子(核)称为一种核素,即核素是指任一种元素的任一种同位素,也就是说原子核构成(核内中子数和质子数)完全相同的物质就是一种核素。

对于天然存在的元素,一种核素在它所属的天然元素中所占的原子百分数称为该核素的天然丰度。

9.什么是质量亏损?原子核的结合能如何表示?什么是原子核的平均结合能?答:组成原子核的Z 个质子和A-Z 个种子的质量之和与该原子核的质量之差称为原子核的质量亏损。

原子核的结合能除以该原子的质量数A 所得的商,称为平均结合能,以ε表示。

10.一个原子质量单位的物质所相应的静止质量能为多少?答:931.5MeV 。

11.在放射性衰变中,λ的意义是什么?答:λ的物理意义为单位时间内、一个核素衰变的概率。

12.样品当前的放射性活度1450Bq ,若半衰期为25min ,试问在1h 前样品的放射性活度是多少?(7656Bq )解:15006025/693.02/1=⨯==λT136001062.404-7650/1450/)(1062.44-⨯⨯--===⨯=⇒-s e e t A A λτλ13.试述放射性物质的衰变规律?说明半衰期的物理意义?衰变常数和半衰期之间的关系? 答:一定数量的某种放射性核素并不是在某一时刻突然全部衰变完,而是随时间的增加而逐渐地减少。

试验5热释光剂量仪[精彩]

试验5热释光剂量仪[精彩]

试验5 热释光剂量仪[精彩]实验5 热释光剂量仪实验5 热释光剂量仪实验目的1. 了解热释光剂量仪的工作原理,并掌握热释光剂量仪的正确使用方法。

2. 了解照射距离和屏蔽材料对测定γ射线照射量的影响,并掌握外照射防护的基本原则。

实验内容1( 测量LiF元件的发光曲线,选择加热程序。

2( 校准热释光剂量仪。

3( 用光和法测量不同照射距离上的照射量。

4( 根据对减弱照射量的要求,选择铅屏蔽体的厚度。

原理热释光剂量法(即TLD)与通常采用的电离室或胶片等方法相比,其主要优点是:组织等效好,灵敏度高,线性范围宽,能量响应好,可测较长时间内的累积剂量,性能稳定,使用方便,并可对α、β、γ、n、p、π等各种射线及粒子进行测量。

因此,热释光剂量法在辐射防护测量,特别是个人剂量监测中有着广泛的应用。

热释光剂量仪方框图如图1所示。

热释光剂量仪的基本工作原理是:经辐照后的待测元件由仪器内的电热片或热气等加热,待测元件加热后所发出的光,通过光路系统滤光、反射、聚焦后,通过光电倍增管转换成电信号。

输出显示可用率表指示出发光峰的高度(峰高法)或以数字显示出电荷积分值(光和法),最后再换算出待测元件所接受到的照射量。

1. 热释光物质受到电离辐射等作用后,将辐射能量储存于陷阱中。

当加热时,陷阱中的能量便以光的形式释放出来,这种现象称为热释发光。

具有热释发光特性的物质称为热释光磷光体(简称磷光体),如锰激活的硫酸钙[CaSO4(Mn)]、镁钛激活的氟化锂[LiF(Mg、Ti)]、氧化铍[BeO]等。

磷光体的发光机制可以用固体的能带理论解释。

假设磷光体内只存在一种陷阱,并且忽略电子的多次俘获,则热释光的强度I为:(1)这里,S为一常数,k是玻耳兹曼常数,T是加热温度(K),n是在所考虑时刻陷阱能级ε上的电子数。

强度I与磷光体所吸收的辐射能量成正比,因此通常用光电倍增管测量热释光的强度,就可以探测辐射及确定辐射剂量。

2. 发光强度曲线热释光的强度与加热温度(或加热时间)的关系曲线叫做发光曲线。

环境地表γ辐射剂量率测定规范(三)

环境地表γ辐射剂量率测定规范(三)

5.测量仪器与⽅法 5.1.测量环境地表γ辐射利量率的仪表应具备以下主要性能和条件: a.量程范围; 低量程:1×10-8Gy·h-1-1×10-5Gy·h-1 ⾼量程:1×10-5Gy·h-1⼀l×10-2Gy·h-1 b.相对固有误差:<±15%; c.能量响应:50KeV~3MeV相对响应之差<⼟30%(相对137Cs参考γ辐射源); d.⾓响应:0°~180°R/R≥0.8(137Csγ辐射源);R:⾓响应平均值;R:刻度⽅向上的响应值; e.温度:-10~+40℃(即时测量仪表),-25~+50℃(连续测量仪表); f.相对湿度:95%(+35℃)。

5.2.环境地表γ辐射剂量的测定成采⽤⾼⽓压电离室型、闪烁探测点型和具有能量补偿的计数管型γ辐射剂量率仪等仪表。

具有能量补偿的热释光剂量计。

可⽤于固定测点的常规测量,也为发⽣事故时提供数据。

5.3.环境γ辐射剂量率连续监测系统,探测器采⽤⾼⽓压电离室或NaI(Tl)晶体,能量补偿型G-M计数管,数据应⾃动采集、存储或摇控传输,量程必须兼顾⽌常与事故情况下的⽔平。

5.4.对核电⼚等⼤型核设施可配备环境放射性监测车,该车具有测量地表γ剂量率测定以及某些⽓象参数等功能。

核设施正常运⾏时,⽤于定期环境巡测。

事故时配合固定式环境监测系统以及⽓象观测资料可快速确定环境地表γ辐射剂量率⽔平与分布状况。

5.5.发⽣重⼤核反应堆事故时,可由装载在飞机上⼤体积Na(Tl)晶体探测器对污染地区进⾏γ辐射测量以提供测区地⾯污染⽔平及γ放射性核素污染物的浓度和空间分布。

为事故的最初评价提供资料。

5.6.环境地表γ辐射剂以率的测定⽅法: 5.6.1.环境地表γ辐射剂量率测量⽅式合两种: a.即时测量。

⽤各种γ剂量率仪直接测量出点位上的γ辐射空⽓吸收剂量率瞬时值。

利用热释光剂量探测器测量射线剂量

利用热释光剂量探测器测量射线剂量

实验四:利用热释光剂量探测器thermoluminescent detector (TLD)测量γ射线的累积剂量一、实验目的1、了解LiF(Mg,Cu,P)热释光材料用于剂量测量的原理及特性;2、掌握使用热释光剂量计测量个人剂量、环境剂量的基本原理和过程;3、掌握热释光相关仪器的组成和基本使用方法;二、实验原理1、能带理论按照能带理论,晶体物质的电子能级属于两种能带:处于基态的已被电子占满的允许能带,称为满带;没有电子填入或尚未填满的容许能带,称为导带。

它们被一定宽度的禁带所隔开。

在晶体中,由于存在杂质原子以及有原子或离子的缺位和结构位错等,从而造成晶体结构上的缺陷。

这些缺陷破坏了电中性,形成了局部电荷中心,它们能吸引和束缚电荷,在能带图上,也就是相当于在禁带中存在一些孤立的局部能级。

在靠近导带下面的局部能级能够吸附电子,又称为陷阱;在靠近满带上面的局部能级能够吸附空穴,称为激发能级。

在没有受到辐射照射前,电子陷阱是空着的,而激活能级是填满电子的,具体见图1。

导带陷阱禁带激活能级导带禁带价带陷阱图1、晶体能带图图2、F、H中心的形成图3、热释光发光机理当辐射如γ、X、β射线照射晶体时,产生电离或激发,使价带或激发能级中的电子受激而进入导带成为自由电子(图2过程①),同时在价带或激发能级中产生空穴,根据能量最小原则,这些空穴落入激活能级的概率最大,俘获了空穴的激活能级称为H中心。

类似的,进入导带的电子落入电子陷阱的概率也最大(图2过程②),称俘获电子的陷阱为F中心。

在测量过程中对晶体加热,俘获的电子受热以后,获得足够的能量摆脱陷阱束缚跃回低能态,与空穴结合,同时多余的能量以可见光形式释放,称为辐射热释光(简称热释光,符号TL),见图3。

晶体受热时发光量越大,表征它接受的累积辐射量越大。

2、热释光探测器主要剂量学特性2.1、储能性热释光磷光材料吸收的辐射能量一部分转变为电子的势能,电子被束缚在亚稳态的陷阱中,使这部分辐射能量被热释光磷光材料有效存储,直到测量时才释放出来,材料吸收的能量越多(吸收剂量越大),产生的自由电子越多,被俘获到陷阱中产生的电子即F中心也越多,那么储存的辐射能量也就越多。

某海关FG9056大型集装箱检查系统的辐射防护监测与评价

某海关FG9056大型集装箱检查系统的辐射防护监测与评价

某海关FG9056大型集装箱检查系统的辐射防护监测与评价孙淼;于凤海;夏春东;张巍;孙积涛【期刊名称】《中国辐射卫生》【年(卷),期】2006(15)1【摘要】目的对某海关FG9056大型集装箱检查系统进行辐射防护监测与评价。

方法利用FARMER25701剂量仪和0.6cc电离室测量加速器输出量和加速器X射线束流分布;用BH3103型数字γ辐射仪测量放射防护设施的防护效果;用SG102G 型臭氧测量仪测量臭氧含量;用FJ377热释光剂量仪及热释光剂量计测量加速器室、探测器室、扫描大厅、防护门的辐射水平,集装箱内物品一次扫描所接受的剂量。

结果加速器距靶1m处的输出量为23.1Gymin,束流中心分布在离地1m~4m之间;放射防护设施的防护效果符合防护要求;加速器室、探测器室、扫描大厅内臭氧含量在0.06~0.16mgm3范围之间。

结论该大型集装箱检查系统达到辐射防护设计要求,符合相关标准,但设计可能过于保守,造成一定程度的防护过当。

【总页数】2页(P46-47)【关键词】大型集装箱;检查系统;辐射防护;监测评价【作者】孙淼;于凤海;夏春东;张巍;孙积涛【作者单位】山东省卫生厅卫生监督所;山东省疾病预防控制中心【正文语种】中文【中图分类】TL752【相关文献】1.直线加速器一探测器系统在海关大型集装箱检查工程中的应用 [J], 张敏;张道茹2.车载移动式MT1213DE集装箱/车辆检查系统辐射防护评价 [J], 郭庆礼;王岩3.吉林海关车辆检查系统辐射防护监测与评价 [J], 张则菊;李春苗;郑昕宇4.国内常见的用于辐射防护监测的γ辐射监测仪性能评价 [J], 韦应靖;孟艳俊;柯海鹏;赵鹏飞;谷伟刚;张庆利5.大型集装箱检查系统辐射防护检测与评价 [J], 梁绵英;黄伟旭;耿继武;杨宇华因版权原因,仅展示原文概要,查看原文内容请购买。

核安全监管中辐射剂量测量研究

核安全监管中辐射剂量测量研究

核安全监管中辐射剂量测量研究摘要:开展辐射测量是为加强辐射防护监测,判断和评估电离辐射和放射性物质的存在水平和对人体可能造成的危害。

本文在阐述了电离辐射种类的基础上,研究了开展辐射剂量测量原理,对三种不同探测器进行分析,并介绍了常见的四种测量仪器,为开展辐射测量工作提供支持。

关键字:电离辐射;探测器;仪器一、引言核安全作为总体国家安全观当中的重要内容,是指核装备与核设施在设计、建造、运行、维修及退役期间为保护工作人员、社会及环境受到可能的放射性伤害所采取的全部措施的总和。

开展核安全监管是保障核装备和核设施正常运行的有效途径,辐射剂量的测量是保障公众和工作人员免受超出标准的辐射剂量的方法之一,在相关涉核活动中发挥着十分重要的作用。

二、电离辐射种类电离辐射是指受作用的介质在高速微观粒子作用下发生电离和激发的现象(实质是粒子与介质之间的动量和能量交换),相互作用通常会产生带电粒子(如α粒子、β粒子)和不带电粒子(X射线、γ射线和中子)两种。

α衰变是原子核自发地发射出α粒子而发生的转变,α粒子是由两个质子和两个中子组成的,带两个正电荷,能量分布一般在(4~9MeV)之间。

β衰变是指原子核自发地放射出β粒子或俘获一个轨道电子而发生的转变,β粒子有两种存在形式:正电子和负电子,均带一个电荷,最大能量为几个MeV。

X射线也叫阴极射线,由伦琴教授发现,是人类最早发现的射线,其本质是核外电子在不同的能级上发生跃迁释放出的一种电磁波,能量一般在1MeV以下。

γ射线与X射线本质上都是电磁波,但γ射线是原子核从激发态跃迁到较低能态中产生的,能量一般在1MeV以上。

中子是构成原子核的重要组成部分,呈电中性,中子的能量区间很大,通常由核反应产生。

人类目前使用的中子源大致分为四类:同位素中子源、裂变中子源、加速器中子源和反应堆中子源。

三、辐射剂量测量原理不同粒子由于质量、电荷和能量的不同,与物质相互作用被探测到的机理也不相同,针对不同粒子的差异特性,根据探测介质的不同,探测器主要分为气体探测器、闪烁探测器和半导体探测器。

外照射个人剂量计使用中部分问题分析

外照射个人剂量计使用中部分问题分析

外照射个人剂量计使用中部分问题分析一、背景根据《职业性外照射个人监测规范(GBZ 128-2002)》规定,放射工作单位都应根据从事的实践和源的具体情况,负责安排辐射工作人员职业照射监测和评价。

外照射个人剂量计主要用于外照射个人剂量监测。

目前国内主流外照射个人剂量计使用的是热释光剂量计(TLD) ,国内对热释光个人剂量计的研究已十分深入和成熟,它具有性能优良、可重复使用、环境稳定性好、使用寿命长、信号衰退慢等优点。

热释光个人剂量计是利用加热致发光的原理来测量电离辐射的监测设备。

其内部含有的热释光剂量片的主要使用材料是LiF(Mg.Ti),由于材料中存在杂质原子以及由于原子或离子的结构错位和缺位等各种原因造成LiF(Mg.Ti)材料上的缺陷,这种缺陷能够吸引异性电荷形成“陷阱”。

当γ、X或β射线照射晶体时,材料内原子发生电离或激发,产生自由电子或空穴,自由电子被导带俘获,空穴被激发能级俘获。

当晶体受热温度升高时,被俘获电子获得足够的能量从而逃逸出陷阱束缚跃迁回低能态,与空穴结合,此时多余的能量以可见光形式释放出来,发光的强度则与所受到射线的强度成正比。

二、监测过程存在的问题与分析由于人员在工作或实验现场可能存在表面污染沾污情况,若热释光剂量计在佩戴过程中没有做好表面污染的隔离防护措施,可能存在个人剂量计被污染的情况。

例如某工作人员出现以下放射性工作情况:监测周期内仅有一次佩戴剂量计进入辐射环境工作场所,其余时间该人未在辐射环境工作场所进行工作,剂量计放置在办公室。

但该人佩戴的个人剂量计在监测周期结束后监测数据结果较高,且明显高于个人剂量计的探测限值,同时高于该人上一年度各监测周期平均值水平。

类似情况在放射性工作场景中均有存在发生,但因情况分布较散、样本量少等原因,较难给出明确的调查结果。

同时由于部分受污染剂量计污染较轻,可能存在监测忽视的情况。

因此该问题值得进行分析讨论。

当个人剂量计监测结果出现与工作人员所受剂量不符合,存在对数据质疑的情况时,就需要对人员工作情况及个人剂量计的工作条件进行调查,人员工作情况属于人因因素,本文不做讨论。

I125辐射计算

I125辐射计算

3611
4413
2911
前列腺 24214
5519
3018
胸部
1918
2412
2711
头部
1915
2112
2217
体模侧面 腹部
6012
3718
2217
前列腺 14216
4613
2214
胸部
2211
2310
2019
头部
2313
2019
2118
平均
59117
5719
3411
3 讨论 ①从表 1 可以看出 ,虽然植入碘 - 125 籽源总放射性活度
当碘 - 125 籽源全部衰变完 ,患者周围人员所受的累积剂量当
量为 :
H = D ·Q ·N = D··T ·Q ·N - - - - - - (1) [3] ,
式中 Q 为品质因素 ,N 为修正因子 ,均为 1 。D· 为平均初始吸收
剂量率增量为 :4516 ×1028 Gy/ h ,T 为同位素有效生存时间 ,T =
基金项目 :上海市科技发展基金资助项目 (9941190020) 作者单位 :复旦大学放射医学研究所 ,上海 300032 作者简介 :刘伟琪 (1945~) ,男 ,江苏人 ,研究员 ,主要从事辐射剂量防
护研究 。
图 1 1 - 125 籽源值入的前列腺模型
2 结果
211 体模外剂量 在人体模型内前列腺部位植入碘 - 125 籽
肠 、肾等) 的预留孔内 ,放置 13 d 后取出 ,用 FJ - 377 热释光剂 量仪测量 。
1 材料和方法 111 碘 - 125 籽源 采用上海欣科药业有限公司提供的碘 125 籽源 (seed) ,其外形尺寸 :d 018mm ×415mm ,外壳用 0105 mm 钛合金包覆 ,放射性活度平均为 9162 MBq ,共 70 粒 ,最大值或 最小值离平均值之差小于 5 %。 112 人体模型 采用上海放射医学研究所研制的 SM - 2 型非 均匀等效人体模型 ,它是用石腊 、聚乙烯 、人骨等材料做成 ,模 横截共分为十三块 ,模型内各组织和器官部位均有 d 3 mm ×15 mm 小孔置热释光剂量探测器 (TLD) 用 。 113 模拟照射 用与体模同样材料制成椭园柱形状 (上大下 稍小) 的前列腺模型 ,外形尺寸为 4 mm ×3 mm ×215 cm (见图 1) 。将 70 粒碘 - 125 籽源分 4 层均匀地植入其周围预先设置 的 d1 mm 小孔内 ,再将装入籽源的前列腺模型按解剖学位置 放到人体模型第 12 和第 13 块的预留空腔内 。 114 外照射剂量率测试 采用上海电子仪器厂产品 FD 3103 型数字γ辐射仪 , (预先经上海计量测试研究院校对) ,分 别从人体模型的正面 、反面和侧面对模型的头部 、胸部 、腹部和 前列腺部位的体表 、30 cm 和 100 cm 处等不同位置进行外照射 剂量率的测量 。 115 器官和组织的剂量当量测试 采用从中国防化院购置的 LiF(Mg ,Cu ,P) 玻璃管 TLD 探测器 (经上海计量测试研究院 33 keV X 射线照射刻度) 。将预先退火并标有号码的 TLD 探测器 分别置入人体模型各紧要器官 (如性腺 、乳腺 、红骨髓 、骨表面 、

华南地区环境地表γ辐射剂量率野外监测

华南地区环境地表γ辐射剂量率野外监测

2021年第6期西部探矿工程*收稿日期:2020-09-07修回日期:2020-09-07项目来源:广西地区军工铀矿地质勘探设施退役整治工程,中央预算内军工核设施退役及放射性废物治理专项资金资助。

作者简介:王艳丽(1987-),女(汉族),河北保定人,工程师,现从事工程地质、环境地质、岩土工程相关工作。

华南地区环境地表γ辐射剂量率野外监测王艳丽*(广东省核工业地质调查院,广东广州510800)摘要:生态环境近年来一直成为人们关注的热点,其中导致众多疾病发生的环境辐射值得我们深入研究。

γ辐射剂量率作为环境辐射影响评价的一项重要指标,已在诸多行业及领域被应用。

本次通过γ辐射剂量率在铀矿设施退役整治工程中野外实际监测工作所采集的数据进行分析、讨论,并且与其他方法对比、验证,结果表明该方法是可行的。

因此,γ辐射剂量率野外监测结果可以作为生态环境影响评价提供可靠依据。

关键词:γ辐射剂量率;监测;退役整治中图分类号:X837文献标识码:A 文章编号:1004-5716(2021)06-0191-03随着人类社会不断地发展,活动范围不断地扩大,造成对生态环境的破坏日益增大。

2011年4月11日福岛发生7.1级地震,受大地震影响,福岛第一核电站遭到严重损毁和破坏,大量放射性物质出现严重泄漏,严重影响到人类身体免疫系统功能[2],并且导致周边水土、空气、生物受到严重的放射性污染[1]。

通过此次事件,环境辐射安全更加受到环保人士和学者的关注,也间接促进环境辐射监测技术的提高与发展。

美国作为发达国家,最早在20世纪90年代就建立了辐射环境监测系统,通过几十年的研究发展,技术水平相对成熟先进。

我国核事业发展起步相对晚于国际发达国家,导致环境辐射监测技术发展也相对落后于国际社会。

最早在1983年,我国由国家环保总局对全国环境天然放射性水平开展调查研究工作。

通过大量人力、物力采集到全国γ辐射剂量率数值和土壤天然放射性核素含量等多项重要成果,得到国际社会认可。

职业性外照射个人监测规范

职业性外照射个人监测规范

职业性外照射个⼈监测规范职业性外照射个⼈监测规范1范围本标准规定了职业性外照射个⼈监测的要求和⽅法。

本标准适⽤于职业性外照射个⼈监测。

2规范性引⽤⽂件下列⽂件对于本⽂件的应⽤是必不可少的。

凡是注⽇期的引⽤⽂件,仅注⽇期的版本适⽤于本⽂件。

凡是不注⽇期的引⽤⽂件,其最新版本(包括所有的修改单)适⽤于本⽂件。

GB/T 10264—2014 个⼈和环境监测⽤热释光剂量测量系统GB 18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准GBZ 207 外照射个⼈剂量系统性能检验规范GBZ/T 261 外照射辐射事故中受照⼈员器官剂量重建规范GBZ/T 301 电离辐射所致眼晶状体剂量估算⽅法3术语和定义下列术语和定义适⽤于本⽂件。

3.13.1外照射个⼈监测individual monitoring of external exposure利⽤⼯作⼈员佩戴剂量计对个⼈剂量当量进⾏的测量,以及对测量结果的解释。

3.23.2个⼈剂量当量personal dose equivalent⼈体某⼀指定点下⾯适当深度d 处的软组织内的剂量当量H p(d)。

3.33.3最低探测⽔平minimum detectable level;MDL⽤于评价测量仪器探测能⼒的统计量值,在给定的置信度下,⼀种测量⽅法能够探测出的区别于本底值的最⼩量值。

3.43.4异常照射abnormal exposure当辐射源失去控制时,⼯作⼈员或公众中的成员所接受的可能超过剂量限值的照射。

注:异常照射可以分为事故照射和应急照射。

3.53.5调查⽔平investigation level诸如有效剂量、摄⼊量或单位⾯积或体积的污染⽔平等量的规定值,达到或超过此种值时应进⾏调查。

3.63.6名义剂量notional dose在个⼈剂量监测中,当⼯作⼈员佩戴的剂量计丢失、损坏或其他原因得不到读数或所得读数不能正确反映⼯作⼈员所接受的剂量时,⽤其他⽅法赋予该剂量计应有的剂量估算值。

热释光剂量片γ射线响应的线性上限和重复性研究

热释光剂量片γ射线响应的线性上限和重复性研究
中图 分 类 号 : T L 8 2 ; 0 4 8 文献标志码 : A 文章 编 号 : 1 0 0 0 — 6 9 3 1 ( 2 0 1 4 ) 0 2 — 0 3 6 8 0 4
d o i : 1 0 . 7 5 3 8 / y z k . 2 0 1 4 . 4 8 . 0 2 . 0 3 6 8
us e d a ga i n a f t e r b e i n g a nn e a l e d.The r e s ul t s a l s o i nd i c a t e t h a t t he un i f o r mi t y o f a g r ou p o f TLDs c a n r e ma i n e ve n i f t he i r a bs o r b e d d os e i s be y o nd t he u ppe r l i mi t .Ba s e d o n t hi s f e a t u r e, t he wa y o f us i n g TLDs i n b a t c h mo d e wa s pr o po s e d t O me a s ur e t he a b s o r be d d os e be yo nd t he up pe r l i mi t,by wh i c h t he me a s u r e me nt a c c u r a c y c a n be i mpr o ve d.
Ab s t r a c t : Th e l i n e a r u p p e r l i mi t a n d r e p e a t a b i l i t y o f t h e r mo l u mi n e s c e n c e d o s i me t e r
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实验四:利用热释光剂量探测器thermoluminescent detector (TLD)测量γ射线的累积剂量一、实验目的1、了解LiF(Mg,Cu,P)热释光材料用于剂量测量的原理及特性;2、掌握使用热释光剂量计测量个人剂量、环境剂量的基本原理和过程;3、掌握热释光相关仪器的组成和基本使用方法;二、实验原理1、能带理论按照能带理论,晶体物质的电子能级属于两种能带:处于基态的已被电子占满的允许能带,称为满带;没有电子填入或尚未填满的容许能带,称为导带。

它们被一定宽度的禁带所隔开。

在晶体中,由于存在杂质原子以及有原子或离子的缺位和结构位错等,从而造成晶体结构上的缺陷。

这些缺陷破坏了电中性,形成了局部电荷中心,它们能吸引和束缚电荷,在能带图上,也就是相当于在禁带中存在一些孤立的局部能级。

在靠近导带下面的局部能级能够吸附电子,又称为陷阱;在靠近满带上面的局部能级能够吸附空穴,称为激发能级。

在没有受到辐射照射前,电子陷阱是空着的,而激活能级是填满电子的,具体见图1。

导带陷阱禁带激活能级导带禁带价带陷阱图1、晶体能带图图2、F、H中心的形成图3、热释光发光机理当辐射如γ、X、β射线照射晶体时,产生电离或激发,使价带或激发能级中的电子受激而进入导带成为自由电子(图2过程①),同时在价带或激发能级中产生空穴,根据能量最小原则,这些空穴落入激活能级的概率最大,俘获了空穴的激活能级称为H中心。

类似的,进入导带的电子落入电子陷阱的概率也最大(图2过程②),称俘获电子的陷阱为F中心。

在测量过程中对晶体加热,俘获的电子受热以后,获得足够的能量摆脱陷阱束缚跃回低能态,与空穴结合,同时多余的能量以可见光形式释放,称为辐射热释光(简称热释光,符号TL),见图3。

晶体受热时发光量越大,表征它接受的累积辐射量越大。

2、热释光探测器主要剂量学特性2.1、储能性热释光磷光材料吸收的辐射能量一部分转变为电子的势能,电子被束缚在亚稳态的陷阱中,使这部分辐射能量被热释光磷光材料有效存储,直到测量时才释放出来,材料吸收的能量越多(吸收剂量越大),产生的自由电子越多,被俘获到陷阱中产生的电子即F中心也越多,那么储存的辐射能量也就越多。

在一定的剂量范围内,储能与剂量成正比关系,这种剂量响应的线性关系,使得热释光磷光体材料可以定量地测量辐射剂量。

2.2、多峰的发光曲线发光曲线是指热释光材料的发光强度随加热温度变化的关系曲线。

由于材料中的电子陷阱有深有浅,深陷阱中的电子比浅陷阱中的电子受到更强的束缚力,因此要释放出来需要更多的能量,当加热热释光材料使,随着温度的升高,浅陷阱中的电子首先释放,且在某一温度(与加热速率有关)下电子的释放速率最大,形成发光曲线的峰值,随后该类陷阱中俘获的电子全部释放完毕,发光曲线就出现峰谷。

随着加热温度的继续升高,较深的陷阱开始释放电子,依次类推,就会随温度出现一个个的发光峰,这样,发光强度就可以看作温度T的函数,形成的曲线我们称为热释光发光曲线。

下图4是对GR-200圆片,在辐照1mGy(约88mR)、15℃/s升温速率条件下测出的发光曲线,如下图4所示:图4、热释光发光曲线从图4中可以看到GR- 200A型TLD在250℃前有2个较大的发光峰,第一个发光主峰约为170℃,后面一个主峰约为240℃,140℃以下的发光峰为杂散辐射。

2.3、剂量响应的线性和超线性在测量时,并不是测量发光峰的全部发光的总和,对于LiF(Mg,Ti)热释光材料,多选择200℃左右的5峰的峰高或4、5峰的面积,主要是因为该峰稳定,常温衰退小,而且在约10-2-103 R(伦琴)范围内发光强度最大(与此峰对应的陷阱数目最多),对于小于103R的照射量,热释光与照射量(吸收剂量)之间有较好的线形关系,如下图5,其它温度峰的热释光峰或因不稳定(低温峰),或灵敏度太低,或因线性不好而很少采用。

图5、照射量与LiF:Mg,Ti探测器响应的关系从图5中可以看到,对于LiF(Mg,Ti)热释光材料来讲,照射量小于103R时呈现良好的线性响应,而当照射量超过2×105R时将会出现超线性响应。

对于GR-200型圆片,从图4和本小节叙述可知,在实际测量过程中,采用240℃左右的主发光峰可以得到较为精确的测量结果,对GR-200圆片型探测器,厂家已经给出了合适的测量步骤。

2.4、饱和与负感从图5可知,热释光响应在超线性之后将出现饱和现象(105~5×106R),在饱和之后会出现随照射量的增加而热释光减弱的负感现象,因此对于不同的热释光材料,一定要遵守给出的照射限定区间,否则将会得到差别甚大甚至错误的结果。

2.5、灵敏度热释光探测器的灵敏度是指每戈瑞(Gy)或拉德(Rad)热释光吸收的剂量的热释光响应值。

由于热释光是一种相对测量,因此我们并不关心热释光的绝对发光量,而通常是用“校准光源”确定测量仪器的工作状态后,对接受一定照射量的热释光进行测量,各处特定条件下的刻度系数来表示其灵敏度。

以LiF(Mg,Ti)(TLD-100)为标准,其它类型的热释光探测器的灵敏度与LiF(Mg,Ti)(TLD-100)比较后得到的值即为相对灵敏度。

2.6、LET效应是指某些热释光材料会存在灵敏度与传能线密度(Linear energy transfer,LET)的依赖性,对LiF(Mg,Ti)材料,当LET值>10kev/μ时出现灵敏度下降的趋势,当LET值~300kev/μ时,灵敏度会下降10倍左右,把这种热释光材料灵敏度对辐射品质的依赖性成为LET效应。

对于我们使用的LiF(Mg,Cu,P)材料,LET效应相对要小一些,即性能更为优越,同时对常见的X、γ射线,由于能量均较低,因此对LET效应可以折合计算在最后的响应中从而可以忽略;对于变化剧烈的辐射场,则需要针对不同的LET值做不同的考虑。

2.7、光效应辐照过后的热释光材料受到强光照射会发生2种效应——光衰退和光响应,前者是指光照射后原理的辐照热释光会衰减,一般以红外线效应最为明显;后者是指光照射后会产生热释光响应,一般以紫外线效应最为明显。

因此,当辐照过后的热释光探测器,如果不及时进行读数而需要长期存放的话,需要在暗光条件下保存,进来减少外来光的影响;2.8、衰退和重复使用热释光材料辐照后热释光衰减的现象称为衰退,放置时间越长,放置温度越高,衰退越严重,并且低温热释光峰比高温热释光峰衰退更为严重。

由于辐照过后自由电子和空穴都不存在了,因此它不能重复读数;但由于电子陷阱和激活能级仍然存在,所以可以对热释光材料重复使用,方法是对读数过后的热释光探测器在一定温度下恒温加热一段时间,即进行所谓的退火,就可以是热释光探测器基本恢复原状而可以重复使用,物理原理请参考相关参考材料,不过灵敏度往往会发生变化,因此在使用多次后需要对热释光探测器重新刻度。

对于实验采用的GR-200型探测器,其退火条件是:低温退火温度为140℃、退火时间4min,高温退火和测量温度均为240℃,高温退火时间10min。

不过一般情况下只要使用高温退火就可以了。

3、热释光探测器特点及性能参数热释光剂量计用于个人、环境剂量监测的优点可以总结如下:组织等效性好,灵敏度高,线性范围宽,能量响应好,可以较长时间内的累积剂量,性能稳定,使用方便,并可对α、β、γ、n、p、X等各种射线及粒子的辐射剂量进行测量,因此热释光剂量法在辐射防护测量,特别是在个人剂量监测中得到了广泛应用。

以当前实验采用的热释光探测器GR-200圆片型探测器为例,其性能如下:4、热释光读数仪的工作原理热释光探测器受射线照射时能储存部分辐射能,它被加热时,这部分能量以辐射热释光的形式放出。

热释光强度随加热条件而变化,两者之间的函数关系称发光曲线。

某段区间内发光曲线下的面积,即该段区间内总光子数与被测TL探测器在辐射场中的吸收剂量成线性关系。

热释光剂量仪就是根据这种特性设计的。

为提高测量精度和改善整机的可靠性,现在的读数仪用单片机控制加热测量过程。

光学系统则将热释光探测器发射的光子高效率地收集到光电倍增管光阴极上转换成电流。

调节光电倍增管的工作高压可调整其放大系数,从而控制仪器的灵敏度。

仪器的灵敏度用一个光强恒定的参考光源校正。

光电流经电流-频率(i-f)转换器变成脉冲信号;在单片机控制下对此脉冲作累积计数,结果由数码管显示。

测量结果同时存入数据存储器供打印机记录并可供计算机调用。

5、热释光剂量计的刻度原理由于热释光测量是相对测量方法,因此热释光探测器在使用之前需要进行刻度。

剂量计在测读仪器上的测量读数是一相对值,需要通过刻度系数把仪器测量读数换算成剂量值。

用于剂量刻度和监测用剂量计,应是同批型号规格的剂量计。

刻度时,应使用国家标准或ISO 规定的X 或γ参考源,且所有辐射源值都应溯源到国家相应一级或次级标准。

下面介绍一下刻度涉及的内容:5.1、“刻度”的概念“刻度”一词在TLD 应用中常被称做“校准”或“标定”。

实际上刻度是在受控的标准实验条件下,定量确定剂量计读数与被测量值关系的全部过程。

由此可见,如果获得一组没有经过校准TLD 的读数是没有任何实际意义的,因为没有经过校准这一环节就是没有给TLD 读数赋值。

换句话说,在校准中,如果采用不同的约定真值做为标准,对TLD 相同 读数的解读是不一样的。

5.2、刻度因子N (刻度系数)刻度因子N 是剂量计要定度的约定真值H 除以读数仪的读数M 所得的商,即:N H M =在实际工作中,特别是在首次TLD 刻度因子的确定中,TLD 的刻度因子是通过在标准实验条件下照射一条校准曲线(刻度曲线)完成的。

将TLD 分成若干组(一般5~7组),然后照射不等的约定真值Hi (比如照射量或吸收剂量),经测量可获得若干组TLD 读数的平均值Mi ,最后采用最小二乘方法或多组值Ni 平均值法计算刻度因子。

5.3、约定真值在TLD 校准中,有两类量常被认为是约定真值的量。

一类是剂量学物理量,另一类是剂量学实用量。

(1) 剂量学物理量主要包括空气比释动能Ka 、空气吸收剂量Da 和照射量X 。

在校准TLD 中,物理量的约定真值是采用可溯源标准仪器测得的。

在辐射防护领域中的光子外照射剂量测量中,可以认为空气比释动能Ka 、空气吸收剂量Da 和照射量x 在数值上的关系()212.9510114.211a a C kg R Gy Gy K D X--⨯⋅==是足够精确的。

(2) 剂量学实用量主要包括周围剂量当量H*(d)和定向剂量当量H'(d)、个人浅表和深部剂量当量Hp(d)。

我们知道,在放射防护中常常使用组织或器官有效剂量等防护量做为剂量限值和剂量约束的基本量。

但是,防护量是不可直接测量的。

因此,在1985年ICRU推荐了上述4个实用量来做为放射防护评价的量。

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