点源效率函数确定大体积样品的HPGe探测器γ射线峰效率

利用HPGe g谱仪,用²⁴¹Am、¹³⁷Cs、⁶⁰Co混合点源分别测量样品在5个高度上、不同剖面、不同位置的全能峰效率,通过最小二乘拟合确定了点源峰效率函数的拟合参数,用该点源效率函数对f75 mm×25 mm的土壤样品的半径和高度数值积分计算可得到59.54、661.66、1 173.2、1 332.5 keV γ射线全能峰效率。将点源效率函数数值积分计算的体源全能峰效率与实测标准体源全能峰效率以及LabSOCS无源效率刻度结果进行比较,相对偏差在10%内符合,说明该点源效率函数参数确定方法是正确的。同时,该点源效率函数在计算任意几何形状的样品得到了应用,积分计算了球状样品的探测效率,并与LabSOCS无源效率刻度结果进行比较,两者相对偏差在10%内符合。     

NaI(Tl)晶体对面源全能峰效率刻度的点源模拟法

介绍了用点源模拟法来刻度面源全能峰效率的方法,并将刻度结果与数值分析法的理论计算值进行了比较,两者在８％内一致。     

体源HPGeγ全能峰效率刻度的研究

本工作研究不同基体、不同几何体源的HPGeγ全能峰探测效率刻度方法。考虑了圆柱形体源的自吸收及级联符合相加效应对探测效率的影响,探索性提出了解决级联符合效应校正的新方法。     

Ge（Li）探测器的体源峰效率刻度

本文介绍了用点源模拟法来刻度体源峰效率的方法和刻度结果,并与直接体源法相比较,误差约为5％。     

MC法模拟符合选择核素全能峰

利用Geant4对含有锰元素的混合材料进行热中子活化模拟,并进行γ射线的探测。符合测量技术利用核素衰变的级联γ射线,对56Mn的特征γ射线进行选取。模拟采用~(56_Mn的846 keV特征射线作为门信号,对与846 keV相级联的特征γ射线进行选择,获取~(56)Mn符合γ谱,根据符合γ能谱验证Geat4软件能模拟~(56)Mn的级联衰变。     

γ谱仪测量土壤样品探测效率模拟刻度研究

针对Ф75mm×25mm的土壤样品,利用HPGeγ谱仪,分别用241Am、137Cs、~(60)Co混合点源测量5种高度的样品剖面上不同位置的全能峰效率,确定点源全能峰效率随半径变化的函数关系,对该函数进行数值积分计算可以得到59.54keV、661.66keV、1173.2keV和1332.5keVγ射线的面源全能峰效率,进一步拟合确定面源全能峰效率随样品高度变化的函数参数,对样品高度进行数值积分计算得到Ф75mm×25mm样品的体源全能峰效率。结果表明,点源模拟计算的体源全能峰效率和标准体源全能峰效率进行比较,两者在10%以内符合。因此,在没有标准体源的情况下,用已知活度的标准点源模拟体源进行全能峰效率刻度的方法替代标准体源进行效率刻度方法是可行的。     

标准椅全身计数器对不同年龄组均匀体模源全能峰效率的刻度

本文介绍了用标准液体源均匀充入聚氯乙烯制的体模,刻度标准椅全身计数器〔φ8″×4″(NaI)〕的方法和结果。分别就代表6个年龄组的体模,测定了标准椅全身计数器对5种能量(364,637,898,1460和1836keV)γ射线的全能峰效率;给出了全能峰效率与γ射线能量和被测对象体重的关系曲线。     

氙气样品的点源效率函数法HPGe谱仪测量

用HPGe γ谱仪,在5个高度上用241Am、137Cs、60Co混合点源测量Φ75 mm×25mm空样品不同剖面上不同位置的全能峰探测效率,用最小二乘拟合法确定点源峰效率函数中的的各参数值,用该点源效率函数对φ63.50 mm× 16.66 mm的氙气体样品进行数值积分计算,得氙气体的81.0、160.6、163.9...     

体源中60Coγ射线的符合相加修正因子测量

对于存在级联辐射的γ核素,如,其衰变产生的γ1（1173．2keV）和γ2（1332．5keV）射线会发生级联符合,造成γ1,γ2的全能峰计数比不存在级联符合时有所减少,有些核素的多个γ符合会出现部分γ全能峰计数增加,部分γ全能峰计数减少。在标准源或样品距离探头较远时,级联符合比较小。一般认为在25cm以外的距离,符合效应小到可以忽略。但在实际工作中（环境样品的γ谱分析中）,由于环境样品的放射性活度比较小,为了在一定的测量时间内尽可能地降低统计误差,样品与探头距离只有1cm左右,这种情况下,就会有明显的级联符合效应。为了尽量减小在刻度和测量过程中由级联符合带来的偏差,必须对级联符合进行修正。     

高纯锗探测器全能峰效率的MC模拟

采用MC模拟高纯锗探头对轴向和边侧的点源全能峰效率,与实验测得的全能峰效率相比较发现二者存在较大的偏差。本工作通过不断调节晶体的半径、厚度和锗晶体外层铜支架厚度,获得了模拟计算的准确尺寸。结果表明:使用调整后的尺寸模拟计算的全能峰效率与实验效率在轴向方向的偏差在±5%以内,边侧方向在±6%以内,获得了较为准确的高纯锗探头物理模型。     

Determination of Gamma point source efficiency based on a backpropagation neural network

Efficiency is an important factor in quantitative and qualitative analysis of radionuclides, and the gamma point source efficiency is related to the radial angle,detection distance, and gamma-ray energy. In this work, on the basis of a back-propagation(BP) neural network model,a method to determine the gamma point source efficiency is developed and validated. The efficiency of the point sources ~(137)Cs and ~(60)Co at discrete radial angles, detection distances, and gamma-ray energies is measured, and the BP neural network prediction model is constructed using MATLAB. The gamma point source efficiencies at different radial angles, detection distances, and gamma-ray energies are predicted quickly and accurately using this nonlinear prediction model. The results show that the maximum error between the predicted and experimental values is 3.732% at 661.661 keV, 11π/24, and 35 cm, and those under other conditions are less than 3%. The gamma point source efficiencies obtained using the BP neural network model are in good agreement with experimental data.     

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。     

体源探测效率计算及修正方法研究

用MCNP程序计算HPGe γ探测器与体源有一定距离时的探测效率,该方法对于体源探测效率的刻度有着重要意义。但是由于模型的不确定因素影响,计算结果可能有一定的偏差,充分考虑了影响偏差的因素,采用比较校正法推导了HPGeγ探测器计算体源探测效率修正数学公式。通过实验比较和理论比较方法验证修正公式,比较结果表明：MCNP程序计算体源探测效率可以作为体源探测效率刻度的有效手段。     

Experimental study of neutron multiplication in BeO by the shift-register coincidence technique

The multiplication of 14 MeV neutrons by Be, which is used as a neutron multiplier in the design of fusion reactor blankets, is of topical interest as T-breeding depends on this. Earlier investigations have shown that the experimental multiplication of 14 MeV neutrons in Be and BeO is 20–25% lower than the calculated values. Recently, a different method has been proposed to measure the leakage multiplication based on a statistical correlation technique. This note explores the applicability of such a technique to determine experimentally the leakage multiplication of Am-Be source neutrons of average energy 4.5 MeV in a BeO assembly. The experimental method uses a high-level neutron coincidence counter (HLNCC) equipped with a shift-register coincidence logic unit. The deduced value of neutron leakage multiplication for 5 and 10 cm thick BeO in near rectangular geometry is 1.12 ± 0.03 and 1.15 ± 0.03, respectively.     

基于模拟植物生长算法的钴源源棒的排列优化

将模拟植物生长算法应用于辐照装置上的源棒的排列优化工作.提出了以参考点群的照射量率的相对标准误差为目标函数来评价源棒排列方案的方法,并对把源棒在源架上的位置坐标x_j和y_j这两类控制变量转换为合适的整形变量做了分析和处理.通过实例计算表明:兼具随机性和方向性搜索机制的模拟植物生长算法具有很好的全局搜索能力,且使用方便;计算结果受初始值影响较小,提高了辐射场的均匀性,这为辐照装置上的源棒的排列优化工作提供了可靠的解决途径.     

The dynamic simulation of cold start-up based on two-group point reactor model

A two-group point reactor model has been used to simulate the cold start-up of a small pressurized-water reactor. When compared with the results of a three-dimensional computation model, the simulation results obtained with this method show that the method is suitable for the prediction of the power variations, variations of coolant average temperature and fuel temperature when a small pressurized-water reactor starts up in a cold state is of interest. It is also shown that the method is conservative for safety analysis of reactor cold start-up, even though it requires a shorter computing time.     

Estimation of time-dependent neutron transport from point source based on Monte Carlo power iteration

This study proposes a method for calculating time-dependent neutron transport from a point source with a continuous-energy Monte Carlo code. To deal with neutron multiplication and attenuation in orders of magnitude, the power iteration method conventionally used to estimate the effective multiplication factor k_eff was utilized. The time of a neutron flying in a cycle from emission of its ancestor at the point source was estimated. In the estimation, the decay time of the delayed neutron precursor was considered. The neutron flux was tallied in time bins in each cycle. The source strength in the cycle was considered as the product of k_eff estimators from the first to the previous cycle. By summing up the tallied flux multiplied by the strength, the neutron flux variation with time was obtained. This method was verified against a UO₂ fuel lattice moderated and reflected by light water.     

强流中子管微波离子源微波吸收效率的实验研究

强流中子管微波离子源实验系统已建成。给出磁场模式设计结果,通过实验确定微波吸收效率与磁场分布及气压的关系,其中微波输入功率300-500W。微波引入窗处的磁场为0.095T时,微波吸收效率都在90%以上,最高达到100%。     

HPGe探测器点源效率与其空间位置的函数关系

本文采用蒙特卡罗(MCNP)模拟与实验相结合的方法,计算了HPGe探测器(美国Ortec公司产品,相对效率40%,对1332keV的分辨率为1.8keV)对空间不同位置、不同能量点源的探测效率,对Masayasu等[1]提出的点源径向表达式作了修正,改进了与实验值(或MC模拟值)的一致性;给出了HPGe探测器效率随点源位置变化的解析表达式;证明了应用MCNP模拟方法确定探测器对于点源的探测效率函数的可靠性和实用性,也有助于对体源效率的测量和计算。     

基于14MeV质子回旋加速器的BNCT中子源实验终端设计

随着加速器技术的发展,基于加速器的硼中子俘获治疗装置越来越受到国内外关注。为了研究基于能量为14 MeV、流强为80μA的回旋质子加速器获得硼中子俘获治疗（Boron Neutron Capture Therapy,BNCT）中子源的可能性,利用Geant4软件对中子产生靶以及束流整形组件进行了优化设计,旨在获得理想的超热中子束实验终端。由于加速器的流强较低,增设了天然铀作为中子倍增器以提高中子注量。经过对铍靶、天然铀增殖层、AlF₃和TiF₃复合慢化体、热中子吸收层和γ屏蔽层等进行优化设计,在束流出口处能够获得超热中子占比高达95.6%,注量率可达6.26×10⁷n·cm^-2·s^-1的中子源终端。该方案可初步用于加速器BNCT中子源实验终端的技术验证。