LaBr_3:Ce探测器对低能γ射线角响应研究

建立以探测器前表面中心和探测器体心为参考原点的两种几何模型,研究了Saint-Gobain Brillan Ce380探测器对~(241)Am、~(133)Ba、~(137)Cs源γ射线在15 cm、25 cm、35 cm处由0~90°范围内入射能量沉积脉冲高度谱,通过源峰探测效率的差异表征角响应的变化。实验结果表明:该探测器对低能γ射线响应随入射角度的增大呈递减趋势,源峰探测效率最大变化约达30%,并随源距离的增加各向异性程度逐渐减弱。此结果可为LaBr_3:Ce探测器检测未知核材料及其剂量水平提供修正参考。     

山林地陆地γ辐射空气吸收剂量率测量

介绍了NaI就地γ谱仪在海洋性气修山林地进行的陆地γ辐射空气吸收剂量率测量。用NaI探头的响应矩阵解析就地γ谱的方法，得到0.05-3MeV间不同能量的光子在空气中的注量率谱，进而求得空气吸收剂量率。同时，作为参考，用高纯锗γ谱仪对就地测量点的土壤进行核素分析，间接估算γ剂量率，通过比较，就地测量值是可信的。     

厚样品~(170)Tmβ放射性的绝对测定

一、引言β放射性的绝对测定广泛应用于核物理、核化学、核工程和核技术应用等方面。除适用于薄膜源的4πβ-γ符合法外,要绝对测定出一个样品的β放射性,都必需知道β探测器的效率。效率中通常包含有两个因素:1.样品中发射出的β粒子在到达探测器路程中可能遇到的样品自身、样品与探测器间的空气以及探测器窗的吸收和散射。2.样品相对探测器所张的有效立体角大小。样品的β放射性自吸收和散射同样品的厚度和成分有着十分密切的关系。对薄样品,通过对自吸收等的修正,可以定出β放射性绝对强度。但     

江苏省城市放废库辐射环境监测水平研究北大核心CSCD

随着核技术在各领域的广泛应用,辐射环境的安全受到越来越多的重视。以江苏省城市放废库为研究对象,从2015年起连续对放废库进行辐射环境监测6年。对放废库周围的γ辐射空气吸收剂量率,水源水中总α、总β以及土壤中放射性核素进行了监测,并对辐射监测结果进行了分析。研究结果表明γ辐射空气吸收剂量率敏感点范围为59.0~96.5 nGy/h,源库四周范围为81.92~103.32 nGy/h;水源的总α和总β范围分别为0.90×10^(-2)~5.87×10^(-2)Bq/L和3.00×10^(-2)~16.00×10^(-2)Bq/L。γ辐射空气吸收剂量率的变化主要与源库的距离和废源的管理有关;水体中放射性水平变化主要与年降水量有关;土壤中核素的变化主要与放射性气溶胶有关。所有变化均在本底范围内涨落,对环境几乎没有影响,可以确保辐射环境安全。     

BC-501A液体闪烁体γ探测效率

用MARTHA蒙-卡程序对BC-501A液体闪烁探测器的点γ源的响应函数进行了计算,计算和测量的结果符合得较好。容器壁对效率的影响随着γ能量的增加而变大,对于5MeVγ能量,有、无容器时的探测效率比为1．35,对效率随探测距离的变化进行了计算比较。由测量^24Na的反冲电子谱解得γ能谱,检验了响应函数的正确性。     

高纯锗探测器探测效率研究

利用系列标准γ射线源对高纯锗探测器的探测效率进行了各种测量,与蒙特卡罗计算程序相结合,对于高纯锗探测效率进行了分析和讨论.计算效率与测量效率在4%以内吻合.在一定探测距离条件下面源与点源的探测效率在1%以内吻合,而且面源的自吸收可以用平行束在材料中的自吸收来计算;当面源靠近探测器时,由于γ射线的倾斜入射,这种方法就不适用了,需要用蒙特卡罗方法进行自吸收较正.     

130cm~3和100cm~3同轴Ge(Li)探测器相对效率刻度

由于Ge(Li)探测器具有优良的能量分辨,因此它是定量分析γ谱的有力工具。在活化分析、同位素放射性杂质的鉴定以及核谱研究中都有着重要意义。而精确地测量γ强度,主要取决于探测器效率曲线的精确刻度。每个Ge(Li)探测器的几何尺寸不一,故探测器的效率ε随能量Er的变化关系必须实验测定。     

基于三晶体耦合γ射线方向探测器的放射源定位

为了快速定位并寻回丢失的放射源,设计了一种由NaI、CsI、锗酸铋(Bi4Ge3O12,BGO)三种晶体与铅耦合组成的γ射线方向探测器,并采用基于蒙特卡罗方法的通用软件包MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)研究了铅晶比例、射线能量、剂量率等因素对探测器角度分辨率的影响。结果表明,对于137Cs源,在空气吸收剂量率≥0.331μGy·h~(-1)处,定位角度偏差≤0.99°;对于60Co源,在空气吸收剂量率0.586μGy·h~(-1)处,测量的平均角度偏差为0.46°;对于水平距离7 m、高度4 m的3.7×107Bq 137Cs源,相对定位偏差约为5%。     

环境γ能谱测量方法研究及应用

环境γ能谱测量是电离辐射环境测量中高效、准确、经济的方法。本文详述了NaI(Tl)γ能谱仪在地表γ空气吸收剂量率测量中的仪器刻度、活度浓度和剂量率计算、数据处理和成图的方法技术。用中国核工业航测遥感中心的5个标准源模型对1台就地NaI(Tl)γ谱议进行了实验刻度,采用三元素法和总计数率法对广东珠海市110 km2的大面积环境地面1 m高处的吸收剂量率进行测量和计算结果表明,在满足半无限(2π)测量条件下,按γ能谱数据计算的地表1 m高处空气吸收剂量率与高气压电离室实测结果在±15%以内符合。     

应用闪烁γ能谱测井系统对人工γ辐射核素的鉴别

在内华达试验基地(NTS)使用的标准γ能谱测井系统带有一个高效率、低能量分辨力的大体积碘化钠探测器。为了提高这个系统鉴别人工γ辐射核素的能力,发展和完善了一种简单方法,用于从低能γ谱中获取来自人工的部分。这一方法是使用一种参考数字模型得出的3个偏压光谱表示测井装置在大直径充满空气的钻孔中对天然钾、铀、钍系γ射线的谱响应。为了获取人工谱成分,这3个标准谱最早是使用常用     

MCNP模拟钴-60辐照装置空间剂量场

为模拟辐照室中辐照工位外的周围空间剂量场分布,采用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP建立钴-60辐照装置模型。以单板源架中心点为坐标原点的笛卡尔坐标系,考虑钴-60源的γ射线非自吸收和自吸收两种情况,研究坐标轴方向上每隔10 cm间距的空气平面的剂量率和坐标轴上剂量率的变化规律。结果表明,辐照室中辐照产品占满辐照工位的情况下,周围空间剂量场空气面剂量率整体较小;单板源架中心坐标轴上的剂量率变化规律更符合二项式拟合函数。在钴-60源γ射线自吸收情况下,单板源架端面坐标轴附近的空气面剂量率明显偏小,且随着空气面远离单板源架,空气面上的高剂量率区域向两侧移动;在钴-60源γ射线非自吸收情况下,单板源架端面处的空气面高剂量区域始终位于坐标轴附近。MCNP理论模拟计算分析对于利用钴-60辐照装置辐照工位外的周围空间剂量场具有重要的实际指导意义。     

高通量堆16N在线监测仪MC模拟研究

本文提出一种基于NaI(Tl)探测器与BGO探测器进行反符合测量~(16)Nγ散射能谱,以实现对高通量工程试验堆一次水~(16)N比活度在线监测的方案。采用MCNP5程序与GEANT4工具包对~(16)N监测仪测量装置的屏蔽体、过滤器与BGO晶体尺寸优化及~(16)N散射谱测量进行蒙特卡罗模拟,并选择实验测量~(137)Csγ源散射谱进行对比验证。模拟分析表明:在选择合适厚度的铅屏蔽体、锡过滤器以及BGO厚度下可以提高~(16)Nγ谱峰康比。     

土壤样品γ谱分析自吸收校正技术研究

用点源实验方法,表征了探测器晶体的结构参数,以此为基础利用蒙卡模拟计算了不同质量样品对各种能量γ射线的线衰减系数和探测效率,进而建立了75 mm×25 mm样品自吸收校正因子F(μ)的关系式;使用标准面源模拟体源不同高度的薄层,通过γ能谱测量得到体源不同高度薄层的探测效率与其高度的函数关系式ε(h),积分获得体源探测效率,进而建立75 mm×25 mm样品自吸收校正因子随γ射线线衰减系数的变化关系F(μ),面源实验建立的F(μ)关系式与蒙卡计算得到的F(μ)关系式趋于一致。以蒙卡计算模型为依据,拓展计算了75 mm×75 mm盒装土壤样品的F(μ)函数关系,并实验验证了计算结果的有效性。利用建立的F(μ)函数关系对取自某污染场址的多个土壤样品进行测量结果自吸收校正,建立了样品质量和自吸收校正因子的函数关系F(m),并给出土壤样品自吸收校正的技术方法。     

在回旋加速器上用α束进行在束测量时的γ本底研究

随着加速器技术的发展以及高分辨、高效率半导体探测器的不断提高,在束γ谱学越来越受到人们的重视,因为它是研究原子核高自旋态的有力工具,可以为研究核结构提供更丰富的信息。在一定人射能量的核反应过程中,往往可以同时打开几个反应道,用Ge(Li)探测器进行在束测量时,就会记录到许多γ射线,使在束γ谱变得相当复杂,在这样测得的γ谱中,还附加了许多本底γ峰,它们主要来自Ge(Li)探测器中的非弹性中子散射和中子核反应所产     

质量控制谱法校正惰性气体氙β-γ符合谱能量漂移

针对CTBT放射性核素台站惰性气体氙β -γ符合谱能量漂移问题,提出了一种基于质量控制(QC)谱的谱能量漂移校正方法,利用质量控制谱中的γ能谱和二维β -γ符合谱分别对γ探测器和β探测器的能量漂移进行校正,确定氙样品二维β -γ符合谱中四种放射性氙同位素(131mXe,133mXe,133Xe和135Xe)的符合能量区域,实现了放射性氙同位素活度浓度的准确定量分析。     

NaI(Tl)晶体对γ射线响应函数的蒙特卡罗计算

本文用蒙特卡罗(Monte Carlo)方法,计算了NaI(Tl)晶体对能量直到25 MeV的γ射线的响应函数、能量沉积谱、探测效率及光电比。探测器可为裸晶体,也可带反射层。γ射线源为点或圆盘源,各向同性发射,放在探测器前方,圆盘中心可偏离探测器轴线。考虑的物理机制较为完善。计算结果与实验和其它计算值符合较好。     

用半导体探测器测量1.5-60keV的X射线

本文阐述X射线能谱测量用的半导体探测器,对硅与锗X射线探测器进行了比较。扼要介绍了X荧光分析用的探测器的制备方法和性能,分析了影响探测器效率的因素。实际量测了1.5-60keV的X和低能γ射线。对于能量>5keV的X射线,探测效率用~(241)Am源刻度,<5keV时,用玻璃荧光源测量窗吸收及其他效率损失的标准技术。测量结果与文献发表过的数据进行了比较。     

BaF2探测器测量α粒子的时间分辨随温度变化实验研究

本工作对用于测量α粒子的BaF₂探测器的时间分辨随温度变化情况进行了实验研究。实验选用退激γ射线能量较高的²³⁷Npα源,利用α粒子与退激γ射线的时间关联性得到时间谱,在不改变任何条件的情况下对BaF₂晶体加热,加热到设定温度后保持恒温,在BaF₂晶体达到热平衡后开始测量时间谱,由该时间谱上读出的半高宽与标准偏差的线性关系得出α粒子的时间分辨随温度变化的情况。测量结果显示,时间分辨随温度变化在目前实验条件下较为明显,这为未来快时间分辨α粒子探测器的选择和优化使用提供了依据。     

One-fold Gold反演法计算空气吸收γ剂量率

介绍了基于One-fold Gold反演法求解空气吸收γ剂量率的计算方法。使用MCNP计算NaI(Tl)探测器的能量响应矩阵,将该矩阵和γ能谱数据代入One-fold Gold反演表达式,求得核素在单位时间内发射的某种能量的特征γ射线的数目,并代入建立的数学表达式,计算出关注核素产生的空气吸收γ剂量率。分别使用~(133)Ba、~(137)Cs标准点源对方法进行实验验证,结果显示,使用该方法计算出的空气吸收γ剂量率相对高压电离室测量值的偏差均小于10%。     

MC法模拟γ射线参考辐射能量注量谱

使用MCNP模拟计算软件建立了多源照射装置的MC模型,开展了参考辐射能量注量谱的研究工作。结果表明,参考辐射产生条件不同,γ射线参考辐射的能量注量谱会存在差异,尤其是使用铅衰减器后会使能谱硬化平均能量增加。使用蒙卡计算得到的不同能量注量谱计算了空气与石墨质能吸收系数比和石墨与空气碰撞阻止本领比,计算结果显示两者并未随能量注量谱的变化产生明显改变。