一、n-γ混合场监测用的新型个人剂量计（论文文献综述）
陈凌,文富平,骆志平,王仲文,刘森林,白光,许昌恒,王惠[1]（2020）在《CIAE辐射安全防护事业的起步与发展》文中提出中国原子能科学研究院（CIAE）辐射安全研究所（前身技术安全室）是我国第1个辐射防护研究机构,成立60余年,在辐射防护标准、辐射防护监测、辐射环境监测与评价、天然辐射照射及国民剂量估算、能源与环境、核与辐射应急、放射性废物安全管理与最小化等领域进行了持续的探索和研究,取得了一批科技成果。这些科技成果主要包括:1)主持或参与我国历次辐射防护标准编制及研究;2)开展个人、场所、环境及流出物监测技术研究,建立系统的监测与评价方法,研发辐射防护监测仪器;3)承担科研生产辐射防护保障与技术支持、101重水反应堆大修改建中的辐射防护、核工业30年辐射环境质量评价等工作;4)开展我国氡照射关键问题研究等天然辐射照射和国民剂量估算课题研究;5)开展不同能源链环境影响比较研究;6)承担国家核应急监测技术支持中心运行及参与国家历次核与辐射应急工作;7)放射性废物最小化研究及实践。
罗瑞,夏文,王红玉,陈克胜,叶宏生,徐利军[2]（2020）在《光致荧光剂量计β辐照器的研制及性能研究》文中研究说明本文针对空间辐射、核动力远洋、核应急等特殊环境下个人及环境剂量监测量值无法实时校准的问题,研制了一种便携式的β辐照器,可携带至现场对光致荧光剂量计（OSLD）进行校准,为特殊环境下剂量监测的准确性提供计量保障。β辐照器采用可替换的90Sr-90Y平面电镀源作为校准源,并可溯源至标准β辐射场,通过电磁阀控制辐照动作,其总质量小于3 kg。研究结果表明:β辐照器周围剂量当量率处于环境水平;参考点平均剂量率为0.060～0.083 mGy/s,其相对标准不确定度为6.9%;辐照剂量重复性为3.9%（n=10）。
邓磊[3]（2017）在《基于MC方法15MV医用电子直线加速器辐射防护关键问题研究》文中研究表明[研究目的]随着高能医用电子直线加速器在肿瘤放射治疗中的广泛应用,其辐射防护成为人们关注的焦点,特别是光中子污染的防护问题。由于高能电子加速器运行过程中,其机房内是光子与中子混合辐射场,利用常规探测器对照射野外光中子实测存在很大的局限性,尤其是在迷道内,测量结果偏差会比较大,不利于加速器辐射防护的研究。为了深入研究机房内辐射场特性、优化迷道内辐射场计算方法,本研究利用蒙特卡罗方法,开展迷道内和斜穿管道光中子、中子俘获γ辐射剂量场分布的研究,建立新的迷道内中子和俘获γ射线剂量当量估算公式,旨在更准确地分析机房内辐射剂量场,促进医用电子加速器辐射屏蔽工作。[研究方法]对于医用电子直线加速器机房内辐射场,首先选择从常用的15MVX射线源出发,构建了用于蒙特卡罗方法模拟计算的源项,研究机头内电子打靶产生的X射线束,包括标准照射野下的百分深度剂量曲线和离轴比曲线,并与实测结果进行对比,验证机头模型可靠性;还模拟了照射野内光中子能谱、光中子产额和等中心剂量当量等参数,并与相关文献结果比较,验证等中心处光中子辐射场模拟结果的可靠性,从而可以保障下一步迷道内光中子辐射场数据的准确性。然后,通过模拟迷道内辐射场,分析了迷道内散射X射线、光中子以及俘获γ射线的各自能谱特性和剂量衰减规律,同样还定量分析了斜穿管道内的光中子辐射场,提出穿墙管道的防护设计建议。此外,研究了NCRP推荐的迷道内辐射剂量估算公式计算结果与MCNPX模拟值的偏差,再结合不同尺寸机房迷道内辐射场模拟数据,在NCRP推荐公式的基础上进行改进,建立新的、更为准确的迷道内光中子和俘获γ射线剂量当量的计算公式。最后,通过研究防护门对迷道入口处俘获γ辐射强度放大倍数以及不同材料设置顺序的防护门辐射屏蔽效果,确定防护门材料的合理布置顺序并优化防护门屏蔽设计。[研究结果]对于15MV医用电子直线加速器机房,不同照射野下,迷道内散射X射线平均能量差异很小,光中子和俘获γ射线剂量当量最大值与最小值的比例均不超过1.35。在准直器关闭状态下,迷道外入口处中子注量的贡献以热中子为主,迷道内中子俘获γ射线其平均能量为1.56MeV,远高于散射X射线,迷道内光中子和散射X线的剂量当量衰减速度明显快于俘获γ射线,三者TVD值分别为1.9m、5.4m、8.7m。相比于无门状态,有防护门时,迷道外入口处俘获γ射线能谱快中子区2.2MeV能峰和慢中子区的注量增加明显;另外,管道内光中子能谱变化规律与迷道内相似,但是剂量当量受管道侧壁透射中子的影响衰减速度是先慢后快;准直器关闭、机架角度270度以及X射线输出剂量率为600cGy/min时,直径20cm的单向斜穿管道（与水平方向夹角为60度）外口的剂量率为4.7μSv/h,达不到相关国家防护标准的要求（不大于2.5μSv/h）;此外,利用新建立的公式计算迷道内各测点的光中子与俘获γ射线剂量当量值与MC模拟值相对偏差绝对值不大于25%,远优于NCRP推荐公式;最后,通过对不同材料布置顺序防护门的屏蔽效果进行验证,结果显示,防护门的铅板应全部设置在中子防护材料外侧,防护门屏蔽效果才最佳。[研究结论]医用电子直线加速器机房迷道内辐射能谱和剂量分布与迷道内射线的衰减特性以及屏蔽防护的设计密切相关。本研究基于蒙特卡罗模拟数据建立的迷道内辐射剂量当量新估算公式和材料不同布置顺序对防护门屏蔽效果影响等研究成果为辐射防护人员优化医用电子直线加速器屏蔽设计提供了重要的科学依据。
杨永钦,王洋洋[4]（2016）在《关于辐射环境及个人剂量探测下限讨论》文中提出针对电离辐射及个人累积剂量监测中遇到的实际问题,从放射性计数的统计特性和探测下限的基本概念及定义出发,结合辐射环境监测的目的、特点,说明探测下限在辐射环境监测中的重要性。以统计检验中的两类错误的内涵阐述了辐射环境监测中探测下限的数学和实际含义,结合相关技术规范或标准,进行了详细分析及讨论,最后以个人剂量监测探测下限的计算和表示为实例,对有关问题进行讨论。
邢亚飞[5]（2014）在《热释光测量技术用于X射线环境辐射剂量监测的研究》文中研究指明放射性环境监测工作是环境工程的基础环节之一，热释光测量技术用于个人剂量、环境剂量监测的是从上世纪80年代末发展起来的。热释光探测器量程宽，一般为10-5～103Gy（戈瑞），灵敏度高，能量响应好，不受电磁干扰，体积小，衰退少，测量误差小，使用方便，探测元件来源广泛，可做成各种形状，并可重复使用，适用于多种射线的测量，既可用于常规监测，也可用于事故监测。由于热释光测量是一种相对测量方法，同时热释光探测器存在材料剂量特性（储能性、发光性、剂量响应性、饱和性、光衰退、光响应以及灵敏度对辐射品质的依赖性等），在实际测量过程中，测量准确度受到较多因素的影响，即使同种类型同样规格的探测器的测量参数也不完全一样，为获得较准确的测量结果，需要调整热释光测量系统的最佳工作条件与状态。本文首先对校准过程中刻度因子的计算方法进行研究，在测量系统校准过程刻度因子的计算中，采用最小二乘法和平均值法计算出的刻度因子均能较好的回归到真实照射计量值，误差均在±5%以内，能够符合测量精度要求。之后对测量系统的相对误差进行研究，通过全国实验室的盲样考核与比对，盲样测量结果能够与约定真值比较吻合，相对误差可控制在±5%以内。另外，通过盲样测量试验比较，分析对比80KeV窄谱X射线标准源、60Co标准源对照射探测器测量结果的影响。在进行了刻度因子优化研究之后，对测量系统的不确定度进一步试验研究，通过探测器的选择和定期筛选方法、控制探测器的退火方法、发光系统的偏差控制方法、测量工作人员的经验法，进行测量试验，对放射工作人员个人剂量当量Hp（10）的测量进行不确定度评定。对α能向、α检定和α角度共计3个影响因子进行计算。之后试验研究同一剂量探测器，对不同能量射线，响应存在的差异，利用60Co标准源刻度剂量探测器，选用目前使用最广泛、性能较好的LiF（Mg， Cu，P）剂量探测器进行能量响应稳定性试验。在热释光测量系统进行以上一系列的的最佳工作条件与状态研究之后，进行实际应用研究。首先，进行规模应用研究，对陕西某地级市常规的医疗机构、工业企业、科研机构共计71家单位的265名从事放射的工作人员进行的全年剂量监测，发放监测用探测器614个，通过全年的4批次试验，统计出该地区剂量分布现状。最后，进行热释光法用于极短曝光时间（10-7-10-8s）的闪光X射线装置的剂量监测研究，试验中与目前常用的几种直读式X射线检测仪器做对比，说明热释光法能够对闪光X射线发生装置发射的脉冲X射线做出更有效的响应，在主照射方向距X射线管10m以内，热释光法测量结果与理论推算的结果非常接近，相对误差在9%以内。监测结果准确可靠，用于闪光X射线装置放射防护监测是可行的。
刘琼瑶[6]（2013）在《宽能谱中子热释光个人剂量计的研制》文中研究指明由于热释光反照率中子个人剂量计（TLD）对个人剂量监测存在着低能高估和高能低估的问题，现今还没有一种方便、简单的方法对实际宽能谱中子辐射场所进行合理地估算中子个人剂量当量。本论文的研究目的是在课题组前期设计的TLD基础上完善剂量计参数，并找到适用于该剂量计的中子个人剂量当量估算方法。利用MCNP蒙特卡罗软件模拟计算了粒子的注量能量响应，这些粒子包括能量范围为热中子20MeV的单能中子、10keV10MeV的光子以及由IAEA318和IAEA403号出版物提供的能量小于20MeV的150多组中子能谱。为了得到中子个人剂量，采用了场所修正因子法和少道解谱法两种方法进行评估。基于场所修正因子法的估算结果表明：修正后单能中子的个人剂量偏差小于±70%，宽能谱中子辐射场的个人剂量偏差控制在6倍以内。通过少道解谱法估算的结果表明：对于单能中子的解谱而言，中子个人剂量当量偏差范围为-23%41%，中子平均能量偏差控制在一个量级内；对宽能谱的解谱结果来说，个人剂量当量偏差范围分别为:-55%72%；注量平均能量偏差范围分别为：-94%81%。基于137Cs γ源和241Am-Be中子源剂量刻度，对2.5MeV和14.8MeV两个D-D、D-T中子管产生的中子辐射场进行了验证性的测量和估算。实验结果表明，场所因子修正法对中子个人剂量当量估算偏差控制在1倍以内；少道解谱法对中子个人剂量的估算偏差控制在30%以内。
陈国云[7]（2011）在《中子灵敏涂硼材料组合探测器及n/γ辐射场实验测试》文中指出实际辐射场中往往存在多种粒子，因此需要研发混合场测量装置和混合场测量技术。针对n/γ辐射场，本工作研制了一套宽量程、高灵敏度组合探测器，它由圆柱形硼衬正比计数管和平板型涂硼电离室组成。硼衬正比计数管用于工作在脉冲模式下监测小通量中子辐射场；涂硼电离室具有高灵敏度，用于工作在累积电流模式下测量大通量中子辐射场。本工作首先突破了涂硼中子探测器的瓶颈——实验室中子灵敏层硼膜制作技术，探测器经实验室调试和辐射场测试，获得了良好的中子测量特性、坪特性及灵敏度等参数。针对目前国内缺乏实验室浸脂涂硼中子灵敏层制作技术，本文以1,2-二氯乙烷为溶剂、Formvar树脂充当粘合剂，研发了两种简便、实用的硼膜涂抹工艺——浸涂和刷涂，并优化得出了最佳制作方案。浸涂中树脂和硼粉质量比最小值为5.0，而刷涂时最佳值为0.2。文中还研究了混合溶液的配制、浸涂、刷涂、恒温烘干等详细工艺过程，最后总结了两种工艺的优劣。经仿真分析、材料性能测试、机械设计和加工、系统组装、真空系统搭建、工作气体调试、实验室单元测试和组合测试等多个环节后，研制的圆柱形硼衬正比计数管实现了较好的特征参数。在100mCi的Am-Be中子源辐射场中，正比计数管充入0.4atm的P10气体后测得其坪长为100V，坪斜为13.2%/100V，工作电压为800V。硼衬正比计数管的主放输出脉冲宽度为1.26μs，脉冲上升时间是370ns，当计数率为1.0×105cps时对应脉冲堆积概率约3.6%。在100mCi的Am-Be中子源辐射场中，本工作研制的平板型涂硼电离室充入0.4atm的P10气体后在200V时已完全收集，电离室坪长为500V，坪斜为3.72%/100V。电离室在200V处的漏电流为0.2pA，中子灵敏度达1.0×10-15A/(cm-2·s-1)。在10mCi的γ源137Cs辐射场中，电离室坪区的平均信号电流为1.23pA，而在活度均为10mCi的137Cs和90Sr的共同辐射场中为1.63pA。电离室γ灵敏度达9.0×10-16A/(MeV cm-2·s-1)，也可写为实用单位1.42×10-12A/(R h-1)。本工作开发了简便、实用的实验室浸脂涂硼技术，无需大型实验平台便实现了中子灵敏层制作。目前国内涂硼电离室的漏电流通常在50100pA量级，中子灵敏度在10-1410-13A/(cm-2·s-1)量级，γ灵敏度在10-1210-11A/(R h-1)量级，可知本工作电离室性能已达国内先进水平。此外本文还结合Bonner球测量技术，使组合探测器实现了中子能谱的测量。
李秀芹,谷悦,赵进沛,杨新芳,孟园[8]（2011）在《北京军区2002～2008年放射工作人员个人剂量监测结果分析》文中研究表明目的了解辖区放射工作人员个人剂量水平,保障放射工作人员健康。方法用热释光剂量法进行个人剂量监测,对监测结果按照不同年份、不同工种进行统计和分析。结果北京军区放射工作人员从2002～2008年人均年有效剂量为2.9 mSv.a-1,放射诊断工作人员剂量逐年下降,介入、核医学、放疗工作人员剂量逐年增高。结论该区放射工作人员个人剂量水平符合国家标准,但要注意介入、核医学和放疗工作人员的防护。
任智强,戴军[9]（2003）在《用ICRU实用量进行TLD个人剂量监测的方法》文中提出
雷家荣[10]（2002）在《核爆物理诊断γ探测系统标定中的脉冲光子注量测量研究》文中研究说明核爆物理诊断γ探测系统需要在脉冲辐射场中按场点光子注量进行标定，为模拟核爆产生的辐射场，选定12MV脉冲X射线加速器和快中子脉冲堆为标定用脉冲辐射源。针对这两种脉冲辐射场的特点，本文根据空腔电离理论，建立了其光子注量测量方法：首先测得小块介质的吸收剂量，再根据谱的数据资料计算出光子注量。为此，本文利用了自行研制的、以LiFTLD为空腔、以LiF介质为室壁的均匀固体电离室测量脉冲光子吸收剂量。用M-C方法计算了固体电离室对0.1MeV～12MeV的单能光子的单位光子注量—LiF吸收剂量的转换因子，从而解决了由高能光子吸收剂量实测值转换成光子注量时所面临的困难问题。 当由吸收剂量换算成场点光子注量时，需要有光子谱的数据资料。为此，利用穿透系数数值分析的叠代最小二乘法对12MV脉冲加速器的轫致辐射谱进行了实验测定，并在同样的几何条件下，用M-C方法对其进行了计算。结果表明：实测得的谱和计算得的谱基本上是一致的，证明我们所使用的测谱方法是正确的。 当LiFTLD用于脉冲堆n、γ混合场测量时，存在中子响应的LET效应问题。为确定LiFTLD能否用于n、γ混合场的区分测量，本文定义了LET效应因子，并对LiFTLD的LET效应因子进行了实验测定，测量结果表明：LiFTLD对热中子至5MeV中子响应的LET效应因子值约为0.050，因此，选用7LiFTLD用于脉冲堆光子注量测量是可行的。测定的LET效应因子值填补了国内LiFTLD基本剂量学数据的空白。 根据LET效应因子的测量结果和快中子堆Y谱、中子谱等基本资料，以及6LiF和7LiF对中子响应灵敏度有较大差异这一特点，研制了以6LiF+7LiF为空腔、6LiF为外壁、7LiF为内壁的具有双层室壁结构的均匀固体电离室，并将其用于快中子脉冲堆n、γ混合场区分测量，彻底剔除了热中子的干扰。实验结果表明：堆外场点的中子在7LiFTLD中所引起的TL量只占中子、γ所引起 核爆物理诊断Y探测系统标定中的脉冲光子注量测量研究的总 TL量的 5．l～17．1％。这表明我们采用的 n、v区分测量方法是可行的，测得的Y光子注量的精确度是令人满意的。 简而言之，通过严格的实验研究和理论计算，本文测得了 12MV脉冲加速器的 X射线谱和 LIFTLD对较宽能区的中子的 LET效应因子值，并通过研制的均匀固体电离室测得了脉冲加速器和脉冲堆辐射场的光子注量，解决了几个相关的技术难题，为核爆诊断探测器的标定提供了技术支撑。注：本论文涉及与武器相关的敏感技术，属保密资料。密级：秘密 涉密期限：长期
二、n-γ混合场监测用的新型个人剂量计（论文开题报告）
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
本文主要提出一款精简64位RISC处理器存储管理单元结构并详细分析其设计过程。在该MMU结构中,TLB采用叁个分离的TLB,TLB采用基于内容查找的相联存储器并行查找,支持粗粒度为64KB和细粒度为4KB两种页面大小,采用多级分层页表结构映射地址空间,并详细论述了四级页表转换过程,TLB结构组织等。该MMU结构将作为该处理器存储系统实现的一个重要组成部分。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
三、n-γ混合场监测用的新型个人剂量计（论文提纲范文）
（1）CIAE辐射安全防护事业的起步与发展（论文提纲范文）
| 1 辐射防护标准 |
| 1.1 我国第1代辐射防护基本标准的学习和研讨 |
| 1.2 参与编制我国第2代辐射防护基本标准 |
| 1.3 主持编制第3代国家辐射防护基本标准 |
| 1.4 我国现行辐射防护基本标准的编制及宣贯 |
| 1.5 其他辐射防护标准编制 |
| 2 辐射防护监测 |
| 2.1 个人监测 |
| 2.2 场所及流出物监测 |
| 2.3 核工业等辐射防护监测技术支持 |
| 3 辐射环境监测与评价 |
| 3.1 辐射环境监测方法及标准 |
| 3.2 辐射环境监测仪器装备研发 |
| 3.3 辐射环境评价 |
| 3.4 全国科技大会奖 |
| 4 天然辐射照射及国民剂量估算 |
| 4.1 天然辐射本底水平的调查和评价 |
| 4.2 宇宙射线电离量的测量及其剂量估算 |
| 4.3 人为活动引起的天然辐射照射水平的调查与评价 |
| 4.4 氡、钍射气及其子体的照射水平的调查与评价 |
| 4.5 我国国民剂量中天然辐射照射剂量评价 |
| 5 能源与环境研究 |
| 5.1 核电的环境影响分析 |
| 5.2 不同能源链的环境影响比较 |
| 5.3 服务核电发展,保护环境安全 |
| 6 核与辐射应急准备与响应 |
| 6.1 核与辐射应急工作的起步 |
| 6.2 为国家核应急提供技术支持 |
| 6.3 国家应急法规标准的制定 |
| 6.4 核与辐射应急技术研究 |
| 6.5 核与辐射应急实践 |
| 7 放射性废物安全管理与废物最小化 |
| 7.1 放射性废物的安全管理 |
| 7.2 核设施退役和放射性废物安全相关研究 |
| 7.3 放射性废物最小化研究及实践 |
| 7.4 放射性废物最小化战略研究与顶层设计 |
| 8 结语 |
（2）光致荧光剂量计β辐照器的研制及性能研究（论文提纲范文）
| 1 β辐照器的研制 |
| 1.1 放射源制备 |
| 1.2 屏蔽体设计 |
| 1.3 控制系统 |
| 2 β辐照器性能 |
| 2.1 屏蔽效果验证 |
| 2.2 剂量率定值 |
| 2.3 辐照剂量重复性 |
| 2.4 剂量率测量不确定度 |
| 3 结论 |
（3）基于MC方法15MV医用电子直线加速器辐射防护关键问题研究（论文提纲范文）
| 中文摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.1.1 医用电子直线加速器发展现状 |
| 1.1.2 高能医用电子直线加速器辐射防护研究现状 |
| 1.2 研究目的 |
| 1.3 研究内容 |
| 第2章 医用电子直线加速器辐射防护理论基础 |
| 2.1 射线与物质的相互作用 |
| 2.1.1 X、γ 射线与物质相互作用 |
| 2.1.2 中子与物质相互作用 |
| 2.2 辐射剂量学相关物理量 |
| 2.3 医用电子直线加速器介绍 |
| 2.3.1 工作原理及结构组成 |
| 2.3.2 高能医用电子直线加速器的源项及辐射危害 |
| 第3章 加速器机房内辐射场研究 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 材料与方法 |
| 3.2.1 MC方法及软件 |
| 3.2.2 源项的建立 |
| 3.2.3 机房模型的建立 |
| 3.2.4 实验测量情况 |
| 3.3 加速器机头模型可靠性验证 |
| 3.3.1 主束X射线束的验证 |
| 3.3.2 照射野内光中子辐射场验证 |
| 3.4 结果与讨论 |
| 3.4.1 迷道内辐射场特性 |
| 3.4.2 部分实测数据与MCNPX模拟结果对比分析 |
| 第4章 穿墙管道光中子辐射场研究 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 MC模型的建立 |
| 4.2.1 管道穿墙方式的选择 |
| 4.2.2 机房管道穿墙模型的建立 |
| 4.3 结果与讨论 |
| 4.3.1 光中子能谱的变化 |
| 4.3.2 管道外口中子剂量当量率的变化 |
| 4.3.3 管道中心线上剂量率的变化 |
| 4.3.4 外侧墙体垂直方面的对应的剂量率 |
| 4.4 管道斜穿墙体的屏蔽设计建议 |
| 第5章 迷道内辐射场计算和防护门设计的优化 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 迷道内光中子和俘获 Γ 射线剂量当量估算公式的优化 |
| 5.2.1 NCRP 151 号报告推荐的估算方法 |
| 5.2.2 NCRP推荐方法计算结果与MC模拟结果的对比 |
| 5.2.3 迷道内辐射场计算公式的拟合 |
| 5.3 医用电子加速器防护门设计的优化 |
| 5.3.1 防护门对迷道外入口处光子辐射场的影响 |
| 5.3.2 防护门材料布置顺序对防护效果的影响 |
| 第6章 结论与展望 |
| 6.1 结论 |
| 6.2 本研究创新点 |
| 6.3 展望 |
| 参考文献 |
| 附录 |
| 致谢 |
（4）关于辐射环境及个人剂量探测下限讨论（论文提纲范文）
| 1 引言 |
| 2 电离辐射监测的特点 |
| 2.1 统计特性 |
| 2.2 关注对象 |
| 3 探测下限的定义和一般计算 |
| 3.1 低水平放射测量的一般要求和现状概述 |
| 3.2 定义 |
| 3.3 计算方法 |
| 4 个人累积剂量中的探测下限 |
| 5 结语 |
（5）热释光测量技术用于X射线环境辐射剂量监测的研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 本课题研究的背景 |
| 1.1.1 环境辐射剂量监测的范围 |
| 1.1.2 开展剂量监测的法律依据 |
| 1.1.3 我国剂量监测的现状分析 |
| 1.1.4 热释光测量技术的应用现状 |
| 1.2 热释光剂量监测技术原理 |
| 1.2.1 热释光与能带理论 |
| 1.2.2 热释光材料的特点 |
| 1.3 热释光技术在剂量监测、数据处理过程的影响因子 |
| 1.3.1 监测的类型与监测的量 |
| 1.3.2 监测的频度 |
| 1.3.3 测量方法的灵敏度和准确度 |
| 1.3.4 监测的质量保证 |
| 1.3.5 测量元件的性能 |
| 1.4 剂量监测实验及数据处理过程存在的问题 |
| 1.4.1 热释光探测材料特性带来的问题 |
| 1.4.2 数据计算处理过程存在的问题 |
| 1.5 本论文研究的目的、意义及主要内容 |
| 1.5.1 论文的研究意义 |
| 1.5.2 本论文研究的目的 |
| 1.5.3 本实验的主要内容 |
| 2 热释光技术用于 X 射线环境辐射剂量监测方法研究 |
| 2.1 主要试验装置性能与试验方法选择 |
| 2.1.1 试验装置及性能 |
| 2.1.2 热释光剂量计的标定方法选择 |
| 2.2 热释光剂量测量的校准 |
| 2.2.1 试验条件与方法 |
| 2.2.2 刻度因子计算结果 |
| 2.2.3 校准结论 |
| 2.3 外照射个人剂量盲样测量结果 |
| 2.3.1 试验条件与方法 |
| 2.3.2 盲样测量结果分析 |
| 2.3.3 盲样测量结论 |
| 2.4 外照射热释光个人剂量监测不确定度 |
| 2.4.1 试验条件与方法 |
| 2.4.2 测量结果不确定度计算 |
| 2.4.3 结论及建议 |
| 2.5 LiF（Mg、Cu、P）探测器能量响应稳定性 |
| 2.5.1 试验条件与方法 |
| 2.5.2 能量响应稳定性结果分析 |
| 2.5.3 结论 |
| 2.6 本章小结 |
| 3 热释光剂量监测方法应用研究 |
| 3.1 X 射线工作人员个人剂量水平分析 |
| 3.1.1 试验条件与监测方法 |
| 3.1.2 2013 年度监测结果统计分析 |
| 3.1.3 结果讨论 |
| 3.2 热释光法对闪光 X 射线发生装置的放射防护监测 |
| 3.2.1 试验条件与主要仪器 |
| 3.2.2 试验及监测方法 |
| 3.2.3 主照射方向输出剂量测量结果与讨论 |
| 3.2.4 闪光 X 射线发生装置放射防护监测结果与讨论 |
| 3.2.5 试验结论 |
| 3.3 本章小结 |
| 4 结论与建议 |
| 4.1 结论 |
| 4.2 建议 |
| 参考文献 |
| 攻读学位期间取得的的研究成果 |
| 致谢 |
（6）宽能谱中子热释光个人剂量计的研制（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 目录 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 引言 |
| 1.2 个人剂量计 |
| 1.3 反照率技术 |
| 1.4 研究现状 |
| 1.4.1 国内研究现状 |
| 1.4.2 国外研究现状 |
| 1.5 课题研究思路及内容 |
| 第2章 中子个人剂量计及蒙特卡罗计算 |
| 2.1 剂量计原理及结构 |
| 2.2 模拟计算 |
| 2.2.1 蒙特卡罗方法 |
| 2.2.2 模型的建立 |
| 2.2.3 中子响应 |
| 2.3 本章小结 |
| 第3章 个人剂量评估方法 |
| 3.1 光子个人剂量当量的评估 |
| 3.2 中子个人剂量当量的评估 |
| 3.2.1 场所刻度因子法 |
| 3.2.2 少道解谱方法 |
| 3.3 刻度与实验 |
| 3.3.1 剂量计的刻度 |
| 3.3.2 实验验证 |
| 3.4 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文和取得的科研成果 |
| 致谢 |
| 附录 宽能谱中子辐射场各剂量管响应 |
（7）中子灵敏涂硼材料组合探测器及n/γ辐射场实验测试（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 电离辐射与探测 |
| 1.1.1 电离辐射 |
| 1.1.2 电离辐射探测技术 |
| 1.1.3 电离辐射探测器 |
| 1.1.4 中子的探测 |
| 1.1.4.1 核反冲法 |
| 1.1.4.2 核反应法 |
| 1.1.4.3 核裂变法 |
| 1.1.4.4 核活化法 |
| 1.1.4.5 电离室和正比计数管 |
| 1.2 混合辐射场 |
| 1.2.1 中子及相互作用 |
| 1.2.1.1 中子的分类及其与靶核的相互作用 |
| 1.2.1.2 中子辐射场 |
| 1.2.2 核反应堆混合场 |
| 1.2.2.1 常见反应堆辐射场 |
| 1.2.2.2 n/γ分布 |
| 1.2.2.3 中子场动态及控制 |
| 1.2.2.4 反应堆 n/γ混合场的测量 |
| 1.2.3 中子源混合场 |
| 1.3 国内外技术现状 |
| 1.3.1 电离室 |
| 1.3.1.1 国内电离室技术现状 |
| 1.3.1.2 国外电离室技术现状 |
| 1.3.2 正比计数管 |
| 1.3.2.1 国内正比计数管技术现状 |
| 1.3.2.2 国外正比计数管技术现状 |
| 1.4 本文的主要研究工作及内容 |
| 1.4.1 组合探测器的结构及材料 |
| 1.4.2 中子灵敏层的制作 |
| 1.4.3 硼衬正比计数管设计及实验测试 |
| 1.4.4 涂硼电离室设计及实验测试 |
| 1.4.5 结论与展望 |
| 1.5 本章小结 |
| 第二章 涂~(10)B 探测器结构、材料及信号处理 |
| 2.1 涂~(10)B 探测器壁 |
| 2.1.1 中子与电离室壁的相互作用 |
| 2.1.2 γ射线与电离室壁的相互作用 |
| 2.1.3 工作气体中γ射线沉积能与电离室壁的关系 |
| 2.1.4 中子、γ与正比计数管壁的作用 |
| 2.2 绝缘材料 |
| 2.2.1 绝缘材料的导电机制 |
| 2.2.2 常用探测器绝缘材料的性能 |
| 2.3 工作气体 |
| 2.3.1 常用工作气体比较 |
| 2.3.2 工作气体选择 |
| 2.4 密封材料 |
| 2.4.1 密封的技术要求 |
| 2.4.2 密封材料要求 |
| 2.4.3 探测器密封材料的选择 |
| 2.5 电极 |
| 2.5.1 电离室电极 |
| 2.5.2 正比计数管电极 |
| 2.6 中子灵敏材料 |
| 2.7 涂硼电离室信号处理 |
| 2.7.1 信号电流测量 |
| 2.7.2 电离室电源 |
| 2.7.3 电离室信号处理 |
| 2.8 硼衬正比计数管信号处理 |
| 2.8.1 脉冲的处理与检测 |
| 2.8.1.1 电荷灵敏前置放大器 |
| 2.8.1.2 线性放大器 |
| 2.8.1.3 精密脉冲发生器 |
| 2.8.2 数字脉冲波形的显示 |
| 2.8.3 脉冲幅度谱的测量 |
| 2.8.4 正比计数管信号处理 |
| 2.9 本章小结 |
| 第三章 中子灵敏层制作 |
| 3.1 中子灵敏层技术特点 |
| 3.1.1 中子灵敏层对探测效率和灵敏度的影响 |
| 3.1.2 单层硼膜探测效率 |
| 3.1.2.1 公式的导出 |
| 3.1.2.2 探测效率的计算 |
| 3.1.2.3 影响探测效率的因素 |
| 3.1.3 单层硼膜灵敏度 |
| 3.1.3.1 灵敏度的导出 |
| 3.1.3.2 灵敏度的结果及评价 |
| 3.1.3.3 影响灵敏度的因素 |
| 3.1.4 圆柱形硼衬正比计数管探测效率 |
| 3.1.4.1 正比计数管结构 |
| 3.1.4.2 探测效率的导出 |
| 3.1.4.3 探测效率的结果及评价 |
| 3.1.5 正比计数管灵敏度 |
| 3.1.5.1 灵敏度的导出 |
| 3.1.5.2 灵敏度及其影响因素 |
| 3.2 中子灵敏层制作过程 |
| 3.2.1 材料选择 |
| 3.2.2 材料用量计算 |
| 3.2.2.1 硼粉用量 |
| 3.2.2.2 Formvar 树脂用量 |
| 3.2.2.3 1,2-二氯乙烷用量 |
| 3.2.3 溶液配制过程 |
| 3.2.4 硼膜制作方法 |
| 3.3 涂硼实验结果 |
| 3.3.1 对不锈钢片浸没涂硼 |
| 3.3.2 对不锈钢片刷涂 |
| 3.3.3 对 PCB 板刷涂 |
| 3.4 灵敏层的实验结果 |
| 3.5 本章小结 |
| 第四章 正比计数管设计及实验测试 |
| 4.1 正比管中的气体放大 |
| 4.1.1 电场分布 |
| 4.1.2 倍增过程 |
| 4.1.2.1 倍增区域 |
| 4.1.2.2 倍增条件 |
| 4.1.2.3 最小工作电压 |
| 4.1.3 倍增与阳极和气压的关系 |
| 4.2 物理设计 |
| 4.3 技术设计 |
| 4.4 辐照和测量 |
| 4.4.1 正比计数管结构 |
| 4.4.2 正比计数管的辐照 |
| 4.4.3 电子学仪器及框图 |
| 4.5 高压响应曲线 |
| 4.6 输出脉冲 |
| 4.7 中子脉冲高度谱 |
| 4.8 本章小结 |
| 第五章 电离室设计及实验测试 |
| 5.1 物理设计 |
| 5.2 技术设计 |
| 5.2.1 电离室箱体的密封 |
| 5.2.2 电极板设计 |
| 5.2.3 内部电极的组装 |
| 5.2.4 信号电流测量 |
| 5.3 电离室的辐照 |
| 5.4 漏电流测量 |
| 5.4.1 漏电流及来源 |
| 5.4.2 漏电流分析 |
| 5.4.2.1 工作气体中的体漏电流 |
| 5.4.2.2 工作气体的击穿 |
| 5.4.2.3 绝缘材料中的体漏电流 |
| 5.4.2.4 极化效应对体漏电流的影响 |
| 5.4.2.5 绝缘材料中的表面漏电流 |
| 5.4.3 漏电流测量 |
| 5.5 电离室响应测量 |
| 5.5.1 用 Am-Be 中子源测试 |
| 5.5.2 电离室的有关估算 |
| 5.5.2.1 进入电离室的中子注量率 |
| 5.5.2.2 输出信号电流的估算 |
| 5.5.3 电离室的中子灵敏度 |
| 5.5.4 用γ源137Cs 和90Sr 测试 |
| 5.5.5 电离室的γ灵敏度 |
| 5.6 本章小结 |
| 第六章 结论与展望 |
| 6.1 本文主要研究工作 |
| 6.1.1 中子灵敏层制作技术 |
| 6.1.2 硼衬正比计数管 |
| 6.1.3 涂硼电离室 |
| 6.2 本文创新之处 |
| 6.2.1 浸脂涂硼技术 |
| 6.2.2 降低探测器漏电流 |
| 6.2.3 电离室的高灵敏度技术 |
| 6.3 研究工作展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在学期间的研究成果及发表的学术论文 |
| 攻读博士学位期间参加科研项目情况 |
（8）北京军区2002～2008年放射工作人员个人剂量监测结果分析（论文提纲范文）
| 1 仪器与方法 |
| 1.1 测量仪器 |
| 1.2 监测方法与流程[4-6] |
| 2 实验结果与分析 |
| 2.1 放射工作人员人均年有效剂量 |
| 2.2 不同工种放射工作人员个人剂量统计 |
| 2.3 介入放射工作人员个人剂量分析 |
| 3 讨论 |
（10）核爆物理诊断γ探测系统标定中的脉冲光子注量测量研究（论文提纲范文）
| 第一章 引言 |
| 参考文献 |
| 第二章 脉冲高能X射线光子注量测量研究 |
| 1 国内外研究现状 |
| 1.1 脉冲计量测量的研究状况及研究方法 |
| 1.2 脉冲高能光子注量测量的研究现状 |
| 1.3 脉冲X射线能谱测定的研究现状 |
| 2 探测器的选择 |
| 3 LiFTLD基本剂量学性能研究 |
| 3.1 LiFTLD的重复性检测 |
| 3.2 LiF（Mg,Cu,P）TLD的线性响应范围 |
| 3.3 LiFTLD响应的率依赖性 |
| 4 光子注量测量测量原理 |
| 4.1 小块介质γ吸收剂量的测定原理 |
| 4.2 由小块LiF介质的吸收剂量推算光子注量 |
| 4.3 固体电离室的研制 |
| 4.4 固体电离室的单位光子注量-吸收剂量转换因子{C_i}的计算 |
| 5 高能电子轫致辐射谱的实验测定 |
| 5.1 高能电子轫致辐射谱的实验测定方法 |
| 5.2 用M-C方法（EGS4程序）计算12MV-X射线的谱 |
| 5.3 12MV-X射线光子注量计算 |
| 6 结论 |
| 参考文献 |
| 第三章 快中子脉冲堆光子注量测量研究 |
| 1 国内外研究现状 |
| 1.1 脉冲堆n、γ混合场中n、γ区分测量的研究现状 |
| 1.2 LiFTLD对中子响应的LET效应的研究现状 |
| 2 快中子脉冲堆n、γ混合场中n、γ区分测量的实验研究 |
| 2.1 测量方法 |
| 2.2 测量原理 |
| 3 LiFTLD中子剂量学性能检测 |
| 3.1 经快中子照射后对γ灵敏度的影响的实验研究 |
| 3.2 LiFTLD受快中子照射后的发光曲线实验研究 |
| 4 LiFTLD对中子的响应的LET效应研究 |
| 4.1 LET效应因子的定义 |
| 4.2 LiFTLD对热中子响应的ELET的实验测定 |
| 4.3 LiFTLD对加速器中子响应的LET效应因子的实验测定 |
| 5 CFBR-Ⅱ快中子堆辐射场γ光子注量的实验测定 |
| 5.1 ~6LiF—~7LiFTLD成对使用区分测量n、γ混合场的可行性 |
| 5.2 快中子堆堆外场点光子照射量的测量结果 |
| 6 提高脉冲堆光子注量测量精度的方法 |
| 7 快中子堆缓发裂变产物γ对瞬发裂变γ干扰的剔除 |
| 8 脉冲堆堆外场点光子注量的计算 |
| 9 结论 |
| 参考文献 |
| 第四章 结论和后续研究方向 |
| 1 主要结论 |
| 2 本课题的创新点 |
| 3 后续研究方向 |
| 致谢 |
| 附录A |
| 附录B |
| 附录C |
| 附录D |
| 附录E |
四、n-γ混合场监测用的新型个人剂量计（论文参考文献）
- [1]CIAE辐射安全防护事业的起步与发展[J]. 陈凌,文富平,骆志平,王仲文,刘森林,白光,许昌恒,王惠. 原子能科学技术, 2020(S1)
- [2]光致荧光剂量计β辐照器的研制及性能研究[J]. 罗瑞,夏文,王红玉,陈克胜,叶宏生,徐利军. 原子能科学技术, 2020(02)
- [3]基于MC方法15MV医用电子直线加速器辐射防护关键问题研究[D]. 邓磊. 苏州大学, 2017(04)
- [4]关于辐射环境及个人剂量探测下限讨论[J]. 杨永钦,王洋洋. 四川环境, 2016(03)
- [5]热释光测量技术用于X射线环境辐射剂量监测的研究[D]. 邢亚飞. 长安大学, 2014(02)
- [6]宽能谱中子热释光个人剂量计的研制[D]. 刘琼瑶. 哈尔滨工程大学, 2013(04)
- [7]中子灵敏涂硼材料组合探测器及n/γ辐射场实验测试[D]. 陈国云. 南京航空航天大学, 2011(10)
- [8]北京军区2002～2008年放射工作人员个人剂量监测结果分析[J]. 李秀芹,谷悦,赵进沛,杨新芳,孟园. 中国辐射卫生, 2011(01)
- [9]用ICRU实用量进行TLD个人剂量监测的方法[J]. 任智强,戴军. 核标准计量与质量, 2003(03)
- [10]核爆物理诊断γ探测系统标定中的脉冲光子注量测量研究[D]. 雷家荣. 四川大学, 2002(02)