层析γ扫描透射图像重建方法

研究了层析γ扫描(TGS)透射图像，并用两种TGS线性衰减系数重建方法进行TGS透射图像的计算机模拟仿真。结果表明：与国外文献报道的算法相比较，本文采用的两种重建方法的误差小、适应范围广，并能满足实际TGS装置的要求。     

Monte-Carlo统计迭代图像重建算法

线性衰减系数图像重建是层析γ扫描(TGS)的一个核心问题。本文从粒子输运方程出发，应用Monte-Carlo方法，提出了一种基于Monte-Carlo方法的统计迭代图像重建算法。模拟结果表明，与一般TGS图像重建算法相比，该重建算法的重建图像误差大为减小，能够满足TGS装置的要求。     

蒙特卡罗模拟确定γ射线衰减系数函数及参数

在中低密度样品中,γ射线的线衰减系数主要由γ射线能量和样品密度决定,采用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)程序模拟计算了多种γ射线能量和多种样品密度条件下的线衰减系数,对线衰减系数模拟值进行多元非线性回归,确定了以γ射线能量和样品密度为因变量的线衰减系数函数及参数。实验测定了三种能量γ射线在6种不同密度样品中的线衰减系数值,并与模拟所得函数值进行比较分析。结果表明,所得函数值与实验值的相对误差均在7%以内,蒙特卡罗程序计算所得函数值与实验测量值较为吻合,所采用的函数模型准确验证了线衰减系数与γ射线能量、样品密度之间的关系特征。     

SART算法在TGS透射数据分析中的应用

本文针对层析γ扫描（TGS）装置连续扫描模式的特点,将SART算法应用到透射数据的分析方法中,并讨论了算法中各参数的计算方法,最后用蒙特卡罗模拟实验对方法的合理性进行了验证。在中低密度介质情况下,计算得到的各体素线衰减系数的重建值与标称值之间的相对偏差均小于11%,表明该分析方法是合理的。     

屏蔽材料对γ射线屏蔽情况的蒙特卡罗模拟

屏蔽防护在反应堆、一般放射性测量以及低水平放射性测量中都起着极为重要的作用.运用蒙特卡罗MCNP4C程序,模拟了几种常用的屏蔽材料对γ射线屏蔽情况.通过对模拟结果的分析,给出这些屏蔽材料对γ射线的衰减系数、有效衰减系数,并对能量发散情况进行定量分析,同时补充了一些辐射防护手册中没有提供而在实际工作中有用的屏蔽材料的屏蔽...     

不同海拔高度下γ射线空气衰减系数的计算

在航空γ剂量率测量过程中由于海拔高度跨度大,γ射线空气衰减系数会受到海拔高度、温度、气压与空气密度的影响,故需要进行相应修正。利用蒙特卡罗（MCNP）法模拟γ射线在不同空气密度下的线衰减系数。利用经验公式计算不同海拔高度下的空气密度,利用MCNP法建立γ谱仪模型,计算不同海拔高度、不同密度条件下的γ光子注量,根据指数衰减原理计算不同空气密度下的线衰减系数。结果表明,由经验公式求出的空气密度模拟得出的空气质量衰减系数与美国NIST推荐值最大相对误差为-17.3%;在γ射线参考辐射场中用衰减板进行实验验证,⁶⁰Co源的最大相对误差为6.0%,¹³⁷Cs源的最大相对误差为5.3%。本工作为后续低空近地辐射剂量的研究工作奠定了基础。     

双能γ射线CT技术用于集装箱安检的可行性研究

采用美国国家标准与技术研究所(NIST)提供的600 keV(接近137Csγ射线能量)和1 250 keV(等于60Coγ射线平均能量)入射γ射线与1~92号元素相互作用的线性衰减系数值作为研究对象,通过对两组射线与不同物质相互作用的线性衰减系数进行研究,建立双能γ射线的线性衰减系数比值关系(本文定义为MZ值),研究此比值与物质原子序数的关系。本研究发现1~92号元素的双能γ射线的线性衰减系数比值(MZ)与原子序数有很好的线性相关性。随机选用10种化合物,其双能的γ射线线性衰减系数MZ值很好地落在单质的分布曲线内。此规律为寻找双能CT技术用于集装箱安检的可行性提供了理论依据。     

γ射线通过两类火成岩石材的衰减和散射

由于发射γ射线的同位素在工业、农业和医学上许多新的应用,研究γ射线与物质相互作用变得日趋重要。定量研究了两类火成岩石材料：安山岩和霏细岩对γ射线的屏蔽效果,分别对天然的（整块割制)和（碎粒经）人工压制的石材样品,采用能量在0．36－1．33MeV范围的γ射线,测量了样品的岩粒粗细（石英颗粒直径）（,石材厚度d(mm)和ρ诸因素对石材料吸收γ射线的线性衰减系数μ,质量衰减系数μ/ρ,以及边缘散射系数φs3个主要参数的影响。确定了在石材样品中射线的通量分布和半吸收层厚度X1／2。结果发现：石材的线性衰减系数μ对厚度d和γ射线能量E都有反比关系,而μ与样品密度ρ有正比关系;另一方面,石材样品的边缘散射系数φs却正比于d和E,φs反比于ρ.     

层析γ扫描透射图像重建算法研究

研究了核电厂废物桶中放射性核素活度测量校正算法,并用计算机以1:2模型模拟核电厂实际废物桶来验证所研究的算法.结果表明:与现有的算法相比,本研究的算法误差较小.而且算法的实际应用性强,能很好满足层析γ扫描fromographic gamma scanning,TGGS)技术装置的要求.     

基于MCNP5对含有不同比例的CRT的普通混凝土的屏蔽能力的研究

基于MCNP5对含有不同比例的CRT的普通混凝土的屏蔽能力进行了研究。通过模拟137CS源放出能量为0.662 MeV的γ射线穿过不同厚度的不同屏蔽体,得出γ射线穿过不同屏蔽体的透射光谱、线衰减系数和透射比。模拟分析结果表明:随着CRT部分比例的增加,出射光谱逐渐降低,线衰减系数逐渐增大,透射比逐渐减小,同时发现将CRT部分比例占到9%时制造出来的混凝土的屏蔽性能和纯CRT的屏蔽效果相同。研究结果为将报废CRT的回收提供了市场,也为制造抗辐射混凝土减小了代价,同时也为环境治理提供了一条途径。     

Investigating the influence of gamma ray energies and steel fiber on attenuation properties of reactive powder concrete

The effect of gamma ray energies and volume ratio of micro steel fiber (1 and 1.5％) on attenuation properties of reactive powder concrete (70 MPa compressive strength) was investigated.Different characteristics have been considered such as linear attenuation coefficient,mass attenuation coefficient,and half-value thickness.Sodium iodide crystal with a gamma ray spectrometer and collimated beam of gamma ray has been implemented to perform the experimental test.Three sources (Cs-137,Co60,and Bi-207) with energies of (0.662,1.17 1.33,0.569,and 1.063)MeV were adopted in the test.The results obtained indicated that mass attenuation coefficient is proportioned inversely with gamma ray energies and directly with a volume ratio of micro steel fiber.The linear attenuation coefficient and half-value thickness of the tested samples have been calculated and discussed.The obtained results showed that increasing the volume ratio of steel fiber has modified the adequacy of the reactive powder concrete as a shielding element since it increases the density and reduces the half-value thickness.     

用多组标准源系列刻度γ谱仪效率离散的分析

一、引言在γ谱仪的放射性核素定量分析中,影响分析结果准确度与精度的主要因素,除了测量的统计误差、解谱程序引起的误差、谱仪系统的稳定性等因素外,还有谱仪系统效率刻度的误差。     

蒙特卡罗方法在γ剂量率灵敏度标定中的应用

在γ剂量率测量标定中，使用ＧＤ－４０管作为γ探头来测量γ剂量率。实验室标定γ探头灵敏度在钴源上进行，６０Ｇｏ源平均能量为１．２５ＭｅＶ，而在实际测量中，辐射场的γ射线包含了各种能量成份，因此对实验室标定的灵敏度在实际应用中就需要进行修正。本工作通过蒙特卡罗粒子输运模拟方法，计算了单能与辐射场能谱的剂量比值，给出了修正因子，从而使γ剂量率灵敏度标定更加准确。     

γ射线外照射条件下体模红骨髓剂量及剂量深度分布的蒙特卡罗计算

用蒙特卡罗方法,对0.025、0.05、0.11、0.30、0.661、1.25、3.0和6.OMeV等八种能量的平行宽束γ射线沿垂直于体模中心轴线方向的旋转照射,位于体模躯干下端离体模中心轴线的距离分别为50、100和200cm的1.25MeVγ点源对体模正面照射,1.25MeV平行宽束γ射线对体模正面、背面和侧面方向的垂直照射,以及当体模处于年龄为22.5小时的落下灰γ辐射场中时,计算了体模的红骨髓平均剂量D_m、干细胞活存率计权等效剂量D_(sw)和组织吸收剂量的深度分布。计算结果,除低能(<0.05MeV)γ射线和近距离(距体模中心2m以内)点源照射条件之外,D_m和D_(sw)在2％以内相符。对于在落下灰γ辐射场中测量人体红骨髓平均剂量的仪器,可用1.25MeVγ射线平行宽束旋转照射条件进行刻度。     

铅和混凝土中宽束医用X、γ射线透射曲线的拟合方程

根据国际放射防护委员会（ICRP）给出的屏蔽材料铅和混凝土中宽束医用X、γ射线的透射曲线,采用自编的曲线拟合计算机程序得到了相应曲线的拟合方程;由此导出ICRP推荐值相一致的十分之一值厚度;计算了医用X射线装置典型工作负荷下,与源不同距离时对于初级X射线的屏蔽厚度,结果与相同条件下ICRP的参考值差别大多在10%以下。     

Measurements of linear attenuation coefficients of irregular shaped samples by two media method

The linear attenuation coefficient values of regular and irregular shaped flyash materials have been measured without knowing the thickness of a sample using a new technique namely “two media method”. These values have also been measured with a standard gamma ray transmission method and obtained theoretically with winXCOM computer code. From the comparison it is reported that the two media method has given accurate results of attenuation coefficients of flyash materials.     

聚变中子的γ光子转换

用离散纵标法求解中子－γ光子联合输运方程，以选择实现聚变中子高效转换成γ光子的工作物质。结果表明：核＾９６Ｍｏ的转换效果最好；若能对聚变中子源适当慢化，则＾１５１Ｅｕ，＾１５３Ｅｕ和＾９６Ｍｏ的转换效率都很高，其中Ｅｕ所需材料最小，而Ｍｏ转换的γ能量较高。     

分段γ扫描自吸收校正法分析残渣和废物中的铀,钚含量

叙述了用于非破坏分析残渣和废物中的铀、钚含量的分段γ扫描自吸收校正法（简称分段γ扫描法）。研究了分段γ扫描测量核工厂实物盘点中含铀、钚各类非均匀样品的刻度方法，分析了各种测量条件对γ自吸收校正及测量结果的影响。本方法与化学破坏分析法进行了比对分析，结果表明分段γ扫描自吸收校正法与化学破坏分析法的偏差为－３．６％，在分析误差范围内符合得很好。本分析方法成功地应用于核工厂实物盘点现场分析，测量了４类中低密度含铀、钚的残渣和废物样品，测量结果的不确定度为５％。     

伽玛治疗刀的辐射屏蔽设计计算

报道了伽玛治疗刀的辐射屏蔽设计计算方法和计算结果。本伽玛治疗刀由３０个每个７．４ＥＢｑ的６０Ｃｏ点源，半球状屏蔽层、侧屏蔽柜和防护门组成，计算了后屏蔽体，侧屏蔽柜和防护门的屏蔽厚度，对泄漏辐射的监则结果表明，本伽玛治疗刀的屏蔽是足够安全的，计算的空气比释动能率的限制值和测量值相符合。