辐射监测气溶胶滤材过滤效率测试

采用双层滤膜采样法采集大气环境中的气溶胶,通过重量测量法、放射性核素测量法和特征元素测量法测量气溶胶采样滤膜对不同粒径颗粒物的过滤效率,利用这三种方法分别测试了两种常用滤膜的过滤效率。结果表明,不同类型滤膜的过滤效率存在明显差异;同一种滤膜对不同粒径颗粒物的过滤效率也有差别。     

IMS放射性核素台站气溶胶滤材样品分样方法研究

全面禁止核试验条约放射性核素监测台站监测到5级气溶胶样品时,样品须进行分样并发送到两个或两个以上的核素实验室进行详细分析,因此,研究大气气溶胶样品分样方法和分样样品均匀性等尤为重要。本文提出了滤材裁剪和样品压制进行气溶胶样品分样的方法,实验结果表明,研究建立的分样方法可行,分样样品中放射性核素7Be分布均匀,为核素台站和实验室进行气溶胶样品分样和测试奠定了技术基础。     

放射性气溶胶监测仪探测限检测方法研究

研究了放射性气溶胶监测仪的检测方法,即天然本底检测法和衰变检测法。两种方法不仅可检测监测仪的探测限,而且对各种监测仪探测指标的物理意义能给以正确判断。介绍了检测方法,讨论了方法必须遵循的规范性要求。     

放射性气溶胶监测仪准直器优化设计

基于反符合钝化注入平面硅(PIPS)探测器设计一个合适的准直器,降低低能α粒子对β粒子计数的影响。利用Geant4软件模拟反符合PIPS探测器添加准直器前后不同能量的α粒子和β粒子探测效率,结果表明,添加准直器后α探测效率降低约18%,β能量大于0.65 MeV时,添加准直器后的β探测效率降低约0.5%。利用²⁴¹Am标准面源对反符合PIPS探测器添加准直器前后的探测效率进行实验测量,发现与理论计算的探测效率吻合好,可去掉约95%的能量小于3 MeV的α粒子。准直器可应用在气溶胶监测仪需要准确区分α粒子和β粒子计数的场合。     

气溶胶滤材样品γ探测效率与测量源尺寸的关系

用22.5cm×45cm的聚丙烯滤材制备了一套含6种单能γ发射体(能量60～1116keV)的直径为30～110mm的八种圆片形测量源,分析其在6种HPGe探测器上的各能量的相对探测效率。实验显示各能量在各探测器上探测效率最高时的源直径在50～60mm之间。分析实验结果还发现:探测器晶体直径增大,测量源最佳直径也趋于增大;相对于高能射线而言,低能射线趋于选择直径稍小但厚一些的圆片测量源,但此趋势对平面型HPGe探测器不如同轴型HPGe探测器显著。用MCNP4B程序模拟计算上述不同尺寸的源在GEM60195-P探测器上分析时各相应能量的探测效率,探测效率最高的源尺寸结果和实验吻合。对同一探测器计算得到:本实验能量范围内,对20cm×25cm和45cm×45cm的滤材,测量源最佳直径分别为40～50mm和50～70mm。滤材面积增大,测量源最佳直径也增大。     

海洋γ谱连续监测方法模拟

通过蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)建立了海洋γ谱连续监测的测量模型,模拟计算不同能量γ射线在海水中的衰减情况和有效探测距离。根据我国近岸海域海水中天然放射性核素活性浓度,模拟得到不同晶体尺寸NaI探测器连续监测的本底谱,分析能量分辨率对全能峰本底计数率的影响并探讨了影响NaI探测器能量分辨率的因素。最后针对我国核电厂周围海域中重点关注的人工放射性核素,并假设不同尺寸NaI晶体在能量662 keV处分辨率保持7.0%不变的条件下,分别计算了不同尺寸NaI晶体探测器在海洋γ谱连续监测中的探测效率、本底计数率和最小可探测活性浓度等技术参数。模拟结果为海洋或其它水体中γ谱连续监测方法的应用提供技术参考。     

新型放射性气溶胶在线监测仪设计

采用传统工控机作为控制/处理器的放射性气溶胶在线监测仪体积大、集成度低,在恶劣环境下容易因计算机死机、系统故障等导致仪器运行中断,为此研制了一种新型放射性气溶胶在线连续监测仪。该仪器在以高性能ARM嵌入式系统为核心的硬件和软件环境下,较好地实现了α能谱平滑、寻峰、峰位校正,天然氡钍及其子体放射性气溶胶扣除等关键技术,有效地提高了仪器的运行可靠性和稳定性。对监测仪进行了超过72 h的普通实验室环境的运行实验,测试结果表明:该仪器对α和β气溶胶的探测限分别为0.046 Bq/cm~3和0.29 Bq/cm~3。此外,通过相关试验对监测仪的准确性和稳定性进行了验证。     

气溶胶样品氢含量的质子弹性散射分析

利用单个标准样品比较法质子弹性散射分析（PESA）对一组采集在核孔膜上的气溶胶样品的氢含量进行定量分析。在质子束能量为2.5MeV、散射角为40°时，PESA测量10μm厚核孔膜上气溶胶中H含量的探测限为0.36μg/cm²。几个样品H含量的测量结果在3.2~37.5μg/cm²之间，显著高于探测限。质子能量在1.0~2.5MeV范围内，3.5μmMylar膜的束流归一化H峰面积随入射质子能量的变化在±3%以内。所以，不同厚度的气溶胶样品可采用同一个标准样品来进行PESA测量。     

HPGe环境放射性测量中样品盒形状选择与样品质量的关系

在环境样品放射性比活度测量中,放射性水平低,提高探测效率显得尤为重要。选择样品盒几何形状对提高探测效率具有明显的效果。论文利用MCNP程序模拟计算方法,得出了在HPGe探测器测量环境放射性样品中,不同样品质量下,探测效率最大时对应的马林杯样品和圆柱形样品盒几何形状,其结果可为环境样品测量时选取样品质量和样品盒形状提供依据。     

MCNP程序在HPGe探测器马鞍形样品盒最佳选择中的应用

在HPGe探测器测量环境样品放射性时，探测效率越高，测量时间越短，谱仪的利用率也越高。对一定体积的体源样品，几何形状对探测效率有较大影响。本文利用MCNP程序对同体积的不同马鞍形环境样品进行了模拟，寻找出了最佳马鞍形样品形状，并进行了实验验证。模拟和实验结果表明，最佳马鞍形样品与目前常用的圆柱形样品相比，其探测效率可提高1倍以上。     

环境样品放射性测量中样品盒形状的最佳选择

在环境样品放射性测量中,探测效率越高,在达到同样精度的情况下,可以减少测量时间,从而提高谱仪的利用率.圆柱形环境样品的几何形状大小对探测效率有一定的影响.为了寻找相同体积的圆柱型样品具有最佳探测效率时的半径和高度值,本文利用MCNP-4B程序对相同体积不同圆柱形大小的土壤样品进行了模拟,然后再与实验测量两种样品在四种不同尺寸时的探测效率进行对比和检验.模拟和实验检验结果发现,目前采用的约Φ7.5cm×7.5cm规格样品其探测效率并非最佳,而是约Φ12cm×3cm规格时的探测效率最佳,与前者相比效率可以提高大约20%以上.     

环境水样自动监测装置的效率标定及Monte Carlo模拟

为获得自动取样监测装置中的NaI(Tl)探测器对于低水平环境水样中人工放射性核素137Cs比活度,对NaI(Tl)探测器γ能谱响应进行了实验标定与Monte Carlo模拟,分别模拟了探测器对137Cs点源的能谱响应,探测器置于铅室内137Cs溶液中央的能谱响应。探测效率与峰总比的模拟计算结果与实际值基本一致。结果表明,利用经较高比活度实验结果验证的MC计算模型,可校正低活度水平环境水样的测量值,为在线监测方法的建立提供了技术支持。     

Si(Li)探测器对体状X射线源的探测效率

本文用蒙特卡罗方法确定Si(Li)探测器对体状X射线源的探测效率。在体状源被压缩到近似点状源的情况下,用模拟方法所得的效率与能量的关系曲线,同标称值有很好的符合。     

Progress and prospects of calculation methods for radiation shielding

Progress in calculation methods for radiation shielding are reviewed based on the activities of research committees related to radiation shielding fields established in the Atomic Energy Society of Japan. A technological roadmap for the field of radiation shielding; progress and prospects for specific shielding calculation methods such as the Monte Carlo, discrete ordinate Sn transport, and simplified methods; and shielding experiments used to validate calculation methods are presented in this paper.     

Verification of modified sum-peak method in Monte Carlo simulationof full energy peak and sum-peak efficiencies of a HPGe detector

The modified sum-peak method estimates radioactivity by using only the peak and the sum-peak count rates.To verify the modified sum-peak method,the dependence of the full energy peak efficiency on the source-to-detector distance in a high-purity germanium detector system was studied using a Geant4 Monte Carlo simulation.The effect of the deadlayer in the germanium crystal was estimated by reference to experiments on ²⁴¹Am and the relative efficiency of the detector.The peak efficiency...     

放疗污染电子来源及去除方法的Monte Carlo模拟研究

利用Monte Carlo程序模拟研究了放射治疗过程中污染电子的产生规律及剂量学特性,并进一步研究充氦及安置铅过滤板两种方法减少污染电子的效果.结果表明:污染电子主要来源于加速器机头和空气的散射,并随射野面积和初级光子束能量的增加而增加;充氦能够有效地减少初级光子束与空气反应产生的污染电子;安置铅过滤板能够有效减少机头...     

蒙特卡罗模拟CFETR中子输运计算中的全局减方差方法应用及对比

在具有全局特性的蒙特卡罗输运精细计算的问题中,传统的MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)局部减方差方法很难得到理想的计算结果,全局减方差方法(Global Variance Reduction,GVR)则是一种有效的解决方法。针对中国聚变工程试验反应堆(Chinese Fusion Engineering Testing Reactor,CFETR)的中子输运过程中减小全局方差的问题,将多种形式的GVR方法应用到柱状CFETR中子学模型的计算中。依据不同的中子分布信息,在算例中应用和对比了6种不同形式的GVR权窗,并对不同GVR方法的品质因子(FOMG)、标准差(σ)和有效计数率(Scoring)进行了分析。与AN(MCNPanalog method)相比,GVR方法的FOMG有很大的增长,误差在空间的分布也更加平缓,且具有更高的Scoring。在前人提出的全局减方差的基础上,在计算中应用一些新的GVR形式(能量、径迹数等),计算结果表明,基于中子通量的GVR方法的全局计算效率较AN提高了6.43倍。此外,基于中子能量的全局减方差方法也是一种可行的GVR应用形式,其与AN比较,计算效率提高了5.11倍。综上,基于中子通量的GVR方法具有最佳的全局减方差效果。     

GATE simulation based feasibility studies of in-beam PET monitoring in 12C beam cancer therapy

In comparison with conventional radiotherapy techniques,12C beam therapy has its significant advantage in cancer treatment because the radiation dose are mostly concentrated near the Bragg peak region and damage to normal tissues along the beam path is thus greatly reduced.In-beam PET provides a way to monitor dose distribution inside human body since several kinds of positron-emitting nuclei are produced through the interaction between 12C beam and body matters.In this work,we study the quantitative relationship between the spatial location of the Bragg peak and the spatial distribution of positrons produced by positron-emitting nuclei.Monte Carlo package GATE is used to simulate the interactions between the incident 12C beam of different energies (337.5,270.0 and 195.0 MeV/u) and various target matters (water,muscle and spine bone).Several data post-processing operations are performed on the simulated positron-emitting nuclei distribution data to mimic the impacts of positron generation and finite spatial resolution of a typical PET imaging system.Simulation results are compared to published experimental data for verification.In all the simulation cases,we fred that 10C and 11C are two dominant positron-emitting nuclei,and there exists a significant correlation between the spatial distributions of deposited energy and positrons.Therefore,we conclude that it is possible to determine the location of Bragg peak with 1 mm accuracy using current PET imaging systems by detecting the falling edge of the positron distribution map in depth direction.     

蒙特卡罗方法在放疗计划中的应用

本文就蒙特卡罗方法在放射外科治疗计划中的应用做了初步的研究和分析.首先利用Beam程序模拟了Varian公司Clinac 2100C 6MV X射线加速器治疗头,得到源皮距为100 cm、射野大小为5 cm×5 cm的开放野治疗平面上的粒子相-空间信息,并与文献进行了比较.然后把粒子相-空间信息作为输入,利用Dosxyz程序计算了体模中吸收剂量的空间分布,并与一基于解析剂量计算方法的商用治疗计划软件的结果进行了比较,两种结果基本一致.另外,本文还重点介绍了由患者的医学CT图像建立蒙特卡罗输运几何的方法和过程.     

参考法扣除溴化镧探测器固有本底谱

为减少溴化镧[La Br3(Ce)]探测器固有放射性对低计数水平下测量的影响,探讨了一种参考法扣除La Br3(Ce)探测器固有本底谱。通过引入一个碘化钠[Na I(Tl)]探测器作为参考,并利用MC模拟得到两探测器的探测效率比,将屏蔽条件下La Br3(Ce)探测器能谱中的环境本底谱扣除,得到更准确的La Br3(Ce)探测器固有本底谱。实测能谱在扣除固有本底谱后,原本被固有本底谱影响的峰得到了恢复,有助于后续能谱分析中的定性和定量分析。