高纯锗探测器无源效率刻度的锗晶体尺寸自动调整方法

本发明涉及辐射测量技术领域,具体涉及一种用于高纯锗探测器无源效率刻度的锗晶体尺寸自动调整方法。该方法在一个测量位置处获得多个不同E能量的γ射线全能峰探测效率测量值,然后依据探测产品说明书中晶体的原始尺寸,进行蒙特卡罗模拟计算,获得相应的各E能量γ射线全能峰探测效率计算值;对效率计算值与测量值进行误差分析,通过蒙特卡罗计算获得当前晶体尺寸下,晶体尺寸T、R和L对E能量γ射线的效率影响公式;设定计算效率期望改变百分比,建立方程组,求解获得新晶体尺寸,如此循环得到最终结果。本发明可以自动、快速、准确地确定高纯锗晶体及其灵敏区尺寸,从而为高纯锗探测器实现快速蒙特卡罗无源效率刻度提供了有效保证。     

蒙特卡罗方法计算用于低能光子测量的高纯锗探测器的效率

在内照射活体测量中,为了用蒙特卡罗方法计算探测器对光子尤其是低能光子的探测效率,需要对探测器准确建模。通过使用蒙特卡罗模拟计算和实验测量相结合的方法来准确确定低能光子高纯锗探测器晶体的死层厚度、半径和长度;结果表明使用此方法确定的晶体尺寸来模拟计算探测器效率,在17．5～662keV光子能量范围内,低能光子高纯锗探测器探测效率的模拟计算结果与实验结果比较,相对偏差平均小于1．0％,最大为3．2％。     

水体γ放射性测量中高纯锗探测效率刻度

水体放射性测量中要得到核素的活度,就必须知道核素的探测效率,而探测效率的影响因素较多,所以,对高纯锗探测装置进行效率刻度具有重要的实际意义。本文选用的高纯锗探测装置是基于一种水体放射性的实时在线监测系统,将待监测水域中的水样采样到低本底铅室中,利用高纯锗探测器对水中放射性核素进行探测。实验采用KCl配制了一定比活度的~(40)K液体源,测量其γ能谱,并计算~(40)K的探测效率。同时根据厂家给的具体参数,对整个水体监测系统进行了建模和计算,模拟计算了能量在59.5-2 614.7 keV范围内的γ射线的全能峰探测效率并得到效率曲线。通过对比~(40)K的探测效率,发现其实验测量结果和模拟计算结果的偏差为0.018%。验证了使用蒙特卡罗模拟高纯锗探测装置效率刻度方法的可行性和准确性。     

基于高纯锗探测器的核电厂一回路系统辐射源项就地γ谱测量

针对核电厂一回路系统管道内壁沉积的腐蚀活化产物,开展γ辐射源项就地测量技术研究。基于高纯锗探测器开发了辐射源项就地测量系统(Sterm-HPGe),利用蒙特卡罗软件进行了无源效率刻度,并开展了实验室效率验证工作。在300~1 408 ke V能量范围内,HPGe探测器在无准直器屏蔽和有准直器屏蔽情况下,点源全能峰效率计算值与测量值的相对偏差分别在±5%和±10%以内。测量系统在我国压水堆核电厂进行了现场应用,能够较准确地测量出管道内60Co、58Co、110mAg等典型沉积核素的源项活度,管道表面剂量率的计算值与测量值的相对偏差一般在±40%以内。     

同轴高纯锗探测器探测效率的MCNP模拟与电荷收集时间的计算

高纯锗探测器具有很好的能量分辨率,被认为是核素分析的黄金标准,在很多检测领域成为规定的标准检测设备。在高纯锗探测器的制备过程中,可以采用蒙特卡罗方法对探测器进行模拟,用于确定探测器制备过程中的参数。采用MCNP4软件对同轴高纯锗探测器探测效率进行模拟,研究了不同材质入射窗、不同能量γ射线对高纯锗探测器探测效率的影响,并根据模拟结果选择合适的入射窗材料并确定死层厚度,进而为高纯锗探测器研制提供指导。还对高纯锗探测器晶体的内部电场进行模拟,计算得到能量沉积点的电荷收集时间,通过改变能量沉积点位置,更直观地反映晶体内部不同位置的电荷收集时间。     

代表点法体源探测效率刻度研究

代表点法能在不受探测器内部结构和尺寸的影响下,实现高纯锗(HPGe)γ谱仪的快速效率刻度,简化传统地质和环境放射性样品核素分析过程。通过实验测量和蒙特卡罗模拟两种手段,对比研究其代表点位置求取的准确性,以证明代表点法在体源探测效率刻度工作中的可行性。结果表明,蒙特卡罗方法相较于传统的实验测量方法,代表点求取过程更加迅速,且同实验法计算的代表点位置基本接近。在不同测量高度下,代表点法计算出的土壤圆柱体源探测效率理论值与实验值的相对误差在5%之内,满足土壤圆柱体源探测效率刻度时不确定度的要求。     

高纯锗γ探测器面源效率函数及其应用研究

给出了高纯锗(HPGe)γ探测器面源效率随高度变化的经验函数,并提出了利用体标准源和遗传算法确定面源效率函数参数的方法.对已知双层模拟样品中的226Ra、232Th和40K进行了分析,结果与已知数据吻合,表明利用面源效率函数对其中放射性核素为一维非均匀分布的样品进行非破坏性分析是可行的.     

同轴型高纯锗探测器表征技术研究

高纯锗（High Purity Gemanium，HPGe）探测器表征技术是指采用实验测量与蒙特卡罗模拟计算探测器绝对探测效率相结合的方法，给出探测器几何参数的精确值，诸如晶体直径、厚度、死层厚度、冷指大小、与探头前表面的距离等。探测器表征的意义在于完成表征之后的探测器在不进行实验测量的条件下，可计算得到它的绝对探测效率，这样，可避免实验测量探测器绝对效率时的一系列误差。     

NE230液体闪烁探测器对^24Naγ射线的响应

建立了NE230液体闪烁探测器γ射线谱仪,用该谱仪测量了^24Na源的γ射线,并将测量结果与NE213探测器的测量结果进行了比较。运用蒙特卡罗程序对实验所用探测器的γ射线进行了计算模拟,发现NE230实验结果与计算结果相差比较大。对探测效率及测量谱形的差异进行了探讨。     

NE230液体闪烁探测器对~(24)Naγ射线的响应

建立了 NE2 30液体闪烁探测器γ射线谱仪 ,用该谱仪测量了 2 4 Na源的γ射线 ,并将测量结果与 NE2 13探测器的测量结果进行了比较。运用蒙特卡罗程序对实验所用探测器的γ射线进行了计算模拟 ,发现 NE2 30实验结果与计算结果相差比较大。对探测效率及测量谱形的差异进行了探讨。     

HPGe探测器死层厚度及点源效率函数研究

在层析γ扫描分析方法的效率矩阵求解过程中,建立准确尺寸的HPGe晶体计算模型对所求的探测器效率矩阵准确性有很大影响。在使用原始的实验探测器晶体尺寸建立的模型进行探测效率计算时,发现计算与实验所得的探测效率最大误差达19%。调整探测器计算模型的死层厚度可使计算结果准确度得到很大改善。研究发现,死层厚度与各测量点相对误差平均值存在线性关系,在此基础上提出一种可快速确定最优死层厚度的修正方法。使用调整后探测器晶体尺寸,计算出不同位点源位置不同射线能量下的探测效率,拟合出探测效率与点源位置及射线能量的函数关系,用于快速求得探测效率矩阵。     

Application of the Monte Carlo method to the analysis of measurement geometries for the calibration of a HP Ge detector in an environmental radioactivity laboratory

A gamma spectrometer including an HP Ge detector is commonly used for environmental radioactivity measurements. The efficiency of the detector should be calibrated for each geometry considered. Simulation of the calibration procedure with a validated computer program is an important auxiliary tool for environmental radioactivity laboratories. The MCNP code based on the Monte Carlo method has been applied to simulate the detection process in order to obtain spectrum peaks and determine the efficiency curve for each modelled geometry. The source used for measurements was a calibration mixed radionuclide gamma reference solution, covering a wide energy range (50-2000 keV). Two measurement geometries - Marinelli beaker and Petri boxes - as well as different materials - water, charcoal, sand - containing the source have been considered. Results obtained from the Monte Carlo model have been compared with experimental measurements in the laboratory in order to validate the model.     

A detector setup for the measurement of angular distribution of heavy-ion elastic scattering with low energy on RIBLL

A detector setup for the measurement of angular distribution of heavy-ion elastic scattering at energies around Coulomb barrier on the radioactive ion beam line in Lanzhou at the heavy-ion research facility in Lanzhou is designed.The beam profile and the scattering angles on the target are deduced by two parallel plate avalanche counters,and four sets of detector telescopes (including doublesided silicon strip detectors) are placed systematically with the beam line,incorporating with Monte Carlo simulations.The data of 16O on 89y target were analyzed to compare with the simulation results.It is found that the simulated distribution is agreeable with the experimental data.By assuming the pure Rutherford scattering at small scattering angles,the angular distribution of elastic scattering of 16O + 89y at low energies can be reasonably obtained.It indicates that this set of detector setup can be used for the measurement of angular distributions of heavy-ion elastic scattering at energies around Coulomb barrier.     

BEGe探测器晶体参数的蒙特卡罗计算与实验表征技术研究

利用²⁴¹Am发射的59.54 keV平行γ射线束对宽能BEGe探测器晶体进行扫描测量,通过晶体端面垂直扫描确定晶体直径,通过晶体侧面垂直扫描确定晶体高度。利用厂家提供的参数以及扫描得到的晶体参数建立蒙特卡罗计算模型,再通过点源和体源的实验测量值对晶体前端面及侧面死层厚度进行表征调节,使其与实验值符合,从而获得最佳理论计算模型。结果表明,获得的参数正确可靠,其点源探测效率的理论计算结果与实验测量值在2%内符合。该方法极大改善了蒙特卡罗计算BEGe晶体探测效率的精度,可应用于探测器的效率刻度及环境放射性调查。     

基于Hoogenboom基准模型的SuperMC全堆芯计算能力校验

基于国际经典的压水堆全堆芯Hoogenboom基准模型,对超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC(Super Monte Carlo Simulation Program for Nuclear and Radiation Process)进行了校验。对有效增殖因数keff、功率等反应堆关键参数进行了计算与正确性校验,对并行效率进行了分析。结果显示,SuperMC的计算结果与MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)吻合较好,在使用640核计算时并行效率高达98.7%,初步验证了SuperMC在全堆芯计算中的准确性及高效性。     

脉冲阵列中子测井探测器效率的研究

为了在石油脉冲阵列中子测井研究中充分地应用探测器的效率,运用蒙特卡罗（MC）方法通用程序MCNP对脉冲阵列中子测井仪的探测器的效率进行了计算研究,得到限满意的结果。计算结果可用于指导探测器的设计性能研究。     

基于缓发γ能谱测量的铀丰度分析

本文以加速器驱动的脉冲中子源为照射源、铀材料为照射对象、HPGe探测器为主要探测器，测量得到了铀材料的缓发γ实验谱，再根据理论计算程序和蒙特卡罗方法得到了缓发γ计算谱。结果显示，实验谱和计算谱吻合较好，表明缓发γ能谱测量可作为铀丰度分析的一种技术手段。     

Monte Carlo Calculations of Source Characteristics of FNS Water Cooled Type Tritium Target

The source neutron characteristics of a water cooled type tritium target at the Fusion Neutronics Source (FNS) facility were calculated using a three-dimensional Monte Carlo method. The angular distribution and the energy spectra of the source neutrons were calculated and compared with the measured results. The comparison showed a reasonable agreement which increased the confidence of both measurement and calculation. The calculated neutron spectra which are free from the detector resolution smearing and which extend to lower neutron energy, will be used as the reference source for the future analyses of the experiments using the present-type water cooled target.     

用Monte Carlo方法模拟γ射线散射M(?)ssbauer谱

本文将Monte Carlo方法应用于γ射线散射式Mossbauer谱的模拟,提出了平面模型,用统计估算法计算了不同厚度铁膜覆盖下的不锈钢样品的Mossbauer谱,并计算了两者子谱的面积比。通过一系列验证性实验,结果表明计算与实验是相符合的。这说明Monte Carlo方法可用来模拟γ射线散射Mossbauer谱。而且可以根据子谱面积比给出薄膜厚度的信息。     

Experiments and Calculations of 14 MeV Neutron Streaming through Multi-Layered Slit Assembly

A streaming experiment using a D-T neutron source was carried out to verify the calculational technique for neutron transport in a shield assembly with multi-layered slits. Reaction rate distributions of a small spherical NE213 scintillation detector to fast neutrons were measured in the slits made of 304SS and in the mortar surrounding the slits. The energy spectrum of fast neutrons in the slit was also measured with the same detector. These measurement were compared with calculations using the continuous energy Monte Carlo transport code MCNP. The calculated reaction rates in the slits agreed with the measured ones within experimental and calculational errors. Besides, it is suggested that the attenuation of fast neutrons in the mortar is significantly different from that in the slits and the behavior is nearly traced by the calculation with the MCNP code. The measured and calculated spectra at a position close to the exit inside the lower slit agreed within the both errors.