基于G(E)函数法的就地NaI谱仪剂量率测量

在核应急监测中常用NaI谱仪实现剂量率的监测和γ放射性核素识别。本研究利用G(E)函数法对一款3″×3″的NaI谱仪进行能谱-剂量直接转换的刻度。利用¹⁵²Eu、¹³³Ba、²⁴¹Am、¹³⁷Cs、⁶⁰Co标准点源获得不同能量下的标准能谱数据,并采用Geant4程序计算其他能量下的能谱数据,实现能谱信息与空气吸收剂量率的转换。结果表明,在一定的剂量率范围内,采用G(E)函数法实现能谱信息与剂量率的转换结果可以接受,满足应急监测要求。     

同位素中子源参考辐射能谱测量及模拟中子谱分析

不同成分中子参考辐射场是对中子防护材料性能测试的基本条件。为获得较理想的测试中子防护材料的中子参考辐射场,构建基于³He正比计数管的多球中子能谱测量系统,对基于²⁴¹Am-Be和²⁵²Cf中子源的中子辐射场慢化情况进行MCNP模拟和能谱实验测量。为准确判断实验室校准参考位置的中子散射情况,基于多球中子能谱测量系统,开展了中子散射成分测量。采用ICRP推荐的注量-剂量转换系数对能谱进行了剂量率转化,与使用长计数器的测量结果进行比较,发现在校准参考位置的剂量率相对偏差≤20%。开展了聚乙烯慢化同位素中子源获得特定能谱的实验研究,进行了慢化谱的模拟计算和实验测量,两者结果符合较好。该工作为后续的中子计量测试和中子防护材料测试提供了可用的中子参考辐射场。     

基于G(E)函数法的NaIγ谱仪能谱-剂量转换研究

利用Geant4求解国控大气辐射环境自动监测站NaI γ谱仪G(E)函数,对NaI γ谱仪进行能量响应修正,实现NaI γ谱仪能谱-剂量直接转换。通过点源刻度实验,获取NaI γ谱仪Geant4物理模型。然后利用Geant4和高斯展宽获取NaI γ谱仪对不同能量γ射线的响应能谱。最后采用最小二乘法求解得到NaI γ谱仪G(E)函数。并通过标准源¹³⁷Cs、⁶⁰Co、²⁴¹Am的实验能谱进行验证,表明利用G(E)函数和谱仪实际能量谱求空气吸收剂量率的方法是可行的。     

基于Bonner多球的环境中子能谱和剂量率测量

使用Bonner谱仪对室内中子谱进行测量。根据Bonner多球的读数,采用最大熵法求解中子能谱,并根据注量-剂量转换系数得到中子剂量率。为验证测量结果,使用基于解析公式的模拟软件EXPACS Ver2.21进行能谱验证、使用BF3固定式环境中子监测器进行剂量率验证。经过验证分析表明基于最大熵法的Bonner测量结果与其他方法的结果基本符合,合肥地区环境中中子周围剂量当量率在2.6nSv.h-1至14.38nSv.h-1之间。     

γ能谱-剂量转换法测量环境辐射剂量

采用HPGe谱仪测量γ射线能谱,通过一系列的方法实现对剂量率的精确测量。选择多个标准点源对一台HPGeγ谱仪进行能量与效率刻度,并求解得到G函数的具体形式,并在~(137)Csγ标准剂量辐射场中进行刻度与测量。实验结果表明:采用该方法在实际环境中的测量结果与剂量率仪的测试结果的最大误差为±14%。利用环境能谱测量得到环境辐射剂量是一种可行有效的方法。     

γ全谱法测定空气吸收剂量率的M-C法应用

γ辐射场剂量的测量可以通过γ剂量率仪或谱-剂量转换的方法来实现.其中一种谱-剂量转换方法为γ全谱法(G(E)函数),即通过建立能谱转换函数G(E),把测得的能谱直接换算成剂量,G(E)函数的系数可通过标准源刻度获得,但标准源及其能量分布会受实际条件限制.采用蒙特卡罗方法,在0.1-2.5 MeV能量范围内较均匀地选择了...     

基于金刚石超短超强激光脉冲X射线剂量仪研制

基于金刚石探测器研制了脉冲X射线剂量测量仪，并对其性能进行进一步研究测试，使用蒙特卡罗软件FLUKA对测量仪进行了全装置建模，基于该模型完成了能量和角响应模拟。在中国计量科学院对仪器进行了实验校准，实验内容包括仪器对于¹³⁷Cs、⁶⁰Co的能量响应以及剂量率响应校准，以及仪器对于¹³⁷Cs的角响应校准，结果表明仪器输出电流与剂量率具有较好的线性，仪器未表现出明显的饱和现象，且仪器对¹³⁷Cs具有较好的角响应，最大差异不超过18%。基于3、6 MV电子脉冲加速器和“XG-III”等激光装置开展了相关验证实验，获得了与Unidos标准电离室、TLD较为一致的结果，最大误差分别为7%和36%。基于以上模拟和实验，进一步验证了本仪器应用于超短超强激光装置致脉冲辐射场剂量实时测量的可行性，为此类脉冲辐射场提供了剂量率测量手段。     

能谱修正用于环境γ剂量测量的研究

对γ能谱仪在剂量测量中的能谱修正技术进行了研究,通过全谱能量剂量响应修正,结果表明经过能谱修正后的NaI能谱仪的剂量测量误差在30％以内,因此,利用它可以对环境γ辐射剂量进行快速准确的测量.     

中子能谱快速测量

为了实现中子能谱的快速获取,准确测量中子辐射场的剂量率,设计了一款一体化多球中子能谱仪。该系统能进行中子能谱的在线测量,实时显示中子剂量率。谱仪在Am-Be参考辐射场进行了验证,测量能谱与标准谱符合较好,转换后剂量率测量值与真值偏差<±7%。     

杭州地区大气210Pb与210Po水平及所致公众剂量评价

大气中的²¹⁰Pb与²¹⁰Po,主要来自地表土壤氡的衰变,是铀系最后两个长寿命子体。为测量大气²¹⁰Pb与²¹⁰Po水平,研究建立了以²⁰⁶Pb为载体、离子交换为分离手段的²¹⁰Pb方法,以及以²⁰⁹Po为示踪剂加α能谱的²¹⁰Po方法。运用所建立的分析方法,对杭州地区开展了大气气溶胶²¹⁰Pb与²¹⁰Po水平分析。2012年连续监测结果表明,杭州地区大气²¹⁰Pb年平均水平为(1.31±0.69)mBq/m³,范围为0.12～2.74 mBq/m³;²¹⁰Po年平均水平为(0.29±0.18)mBq/m³,范围为0.06～0.89 mBq/m³。杭州地区大气²¹⁰Pb与²¹⁰Po水平与国内其它城市较为一致,比欧美约偏高一个量级。根据监测结果,对大气²¹⁰Pb与²¹⁰Po以吸入方式所致公众待积有效剂量作了初步估算,公众剂量水平为1.5～13.8 μSv/a,平均剂量为7.0 μSv/a。     

G(E)法与Gravel法处理能谱-剂量转换效果研究

为准确地得到γ射线的辐射剂量,对G(E)函数法和Gravel算法处理能谱-剂量的转换效果进行了研究。根据实际应用需求,采取蒙特卡罗方法模拟获取了?50 mm×50 mm NaI(Tl)探测器的Gravel法响应矩阵,并使用Matlab得到探测器的G(E)函数。使用NaI(Tl)探测器和多道谱仪系统测量标准源的能谱,分别使用G(E)法和Gravel法计算剂量值并与理论值进行比较,同时在计算过程中总结对比了两种方法的特点。     

核电厂运行现场高能γ射线的剂量调查

在核电厂正常运行期间,反应堆冷却剂系统内存在能够发射高能γ射线的¹⁶N等放射性核素。为了初步掌握核电厂运行期间不同区域内高能γ射线的辐射水平,利用NaI(Tl)谱仪在国内某核电站测量了反应堆厂房内的γ能谱,并根据γ测量谱和测量系统的响应函数计算了能量大于3 MeV的γ射线的场所剂量率。结果显示:在15个测量位置中,6个位置的γ测量谱中存在明显的高能成分,其对应的剂量率在1.02～30.14 μSv/h范围内。     

γ射线闪烁体探测器响应函数模型研究

建立了一种可用于γ射线能谱分析的CsI(Tl)闪烁体探测器响应函数(DRF)模型,并对0.05~1.5 MeVγ射线能谱进行了拟合。描述γ射线能谱特征的每个函数均是基于对射线作用机制的分析,采用权重最小二乘法实现了22 Na、60 Co、137 Cs、238Pu实验能谱的拟合,并同时得到了函数中与射线能量相关的非线性参数。最后利用该DRF模型对CsI(Tl)探测器测量152 Eu源的γ射线能谱进行了拟合,结果表明,此DRF模型可较好地应用于γ射线能谱的分析。     

Measurement and Simulation of TEPC Microdosimetric Spectra in Gamma Radiation Field

According to the different characteristics of microdosimetric spectra measured by tissue equivalent proportional counter (TEPC), the neutron dose equivalent and γ dose equivalent could be distinguished in a unknown neutron and γ mixed radiation field. In order to discriminate the γ radiation dose equivalent from the total value,the pure γ microdosimetric spectra was measured in ⁶⁰Co、¹³⁷Cs radionuclide radiation field with TEPC. TEPC microdosimetric spectra in a series of monoenergy γ radiation field were simulated by FLUKA code. All the γ radiation microdosimetric spectra, including measured spectrum in ⁶⁰Co、¹³⁷Cs radiation field and that of simulation spectrum by FLUKA code, reveal a trait that the linear energy of γ radiation is basically lower than 10 keV/μm. This trait is the very foundation to discriminate the γ radiation from the mixed radiation.     

用G(E)函数法计算γ射线空气吸收剂量率

基于φ75 mmx75 mm NaI(T1)多道能谱仪实验测量结果,采用全谱法测定空气吸收剂量率,从理论和实验入手建立能谱剂量转换函数G(E).选取铀、钍、钾模型和铀、钍、钾混合模型,以及人工放射性核素60Co、137Cs获取标准能谱N(E),用最小二乘法拟合得到G(E)函数的系数,并用G(E)函数法和贝克公式法估算剂...     

CTBT气溶胶γ能谱的能量漂移校正方法

CTBT放射性核素台站气溶胶样品通常采用HPGe γ谱仪系统测量，能量刻度是核素识别的关键。针对放射性核素台站气溶胶γ能谱存在的能量漂移问题，提出了一种基于²¹²Pb、²¹²Bi、²⁰⁸Tl、²¹⁰Pb、⁴⁰K和⁷Be等天然放射性核素γ射线的能量漂移校正方法。测试结果表明，该能量漂移校正方法能有效校正能谱中γ峰能量偏差。     

利用MCNP模拟气体裂变产物混合源的γ剂量率

西安脉冲反应堆辐照铀靶后,抽取Kr、Xe裂变气体,通过活性炭吸附于气体源盒内。HPGe γ谱仪测量源盒内混合气体活度,塑料闪烁探测器测量γ剂量率。将源盒、塑料闪烁探测器的几何结构、材料作为蒙特卡罗程序（MCNP）输入信息,模拟塑料闪烁探测器对源盒中核素活度与其γ剂量率对应关系,结合HPGe γ谱仪所测活度得到剂量率模拟值,结果与实测值偏差小于6%。该工作说明在已知放射源空间结构、放射性核素种类和活度的情况下,采用MCNP模拟计算复杂气体放射源γ剂量率的方法是可行的。     

TEPC中子和γ分辨技术研究

混合辐射场中子剂量、剂量当量的测量需进行中子、γ分辨。依据各种辐射沉积线能的不同,组织等效正比计数器（TEPC）具有一定的中子、γ分辨能力。本文采用自制的圆柱形TEPC在5SDH-2加速器单能中子辐射场进行了微剂量谱测量,对其中子、γ分辨技术进行了探讨分析。采用¹³⁷Cs纯γ辐射微剂量谱匹配法,在²⁵²Cf、²⁴¹Am-Be中子辐射场进行了中子、γ分辨研究。分辨后的中子剂量当量与约定真值一致性较好,表明TEPC用于中子、γ混合辐射场的吸收剂量、剂量当量测量是可行的。     

Environmental Gamma-Ray Exposure Rates Measured by In-Situ Ge(Li) Spectrometer

A conversion function (G(E) function) was determined to obtain an exposure rate directly from a γ-rays spectrum measured by an in-situ Ge(Li) spectrometer. In order to verify the utility of the G(E) function method, three kinds of detector, namely, a portable Ge(Li) detector, a Nal(Tl) detector and an ionization chamber, were used to measure exposure rate due to environmental γ-rays at the same place, and the measured values of exposure rate were compared with each other. Two exposure rate values were obtained from a γ-ray spectrum measured by the Ge(Li) detector, using two different methods, namely, the G(E) function method and the HASL method. The average of exposure rates obtained by four different methods was 4.15 üR/h, and the deviation was 15% of the average.

By applying both the G(E) function method and the HASL method to an environmental γ-ray spectrum, a total exposure rate can be determined directly without information on the distribution of the radionuclides in soil, and individual exposure rates due to ⁴⁰K, ²³⁸U and ²³²Th series and ¹³⁷Cs of the known distribution in soil can be also determined.