量子粒子群融合算法在放射源探测标定中的应用

为有效进行辐射剂量探测,设计了有源在线监控模块。针对监控模块辐射测量值标定这一难题,提出了基于量子粒子群的融合算法实现对测量值与剂量值之间的高精度逼近。使用聚类和数据融合算法实现了拟合数据的自主最佳分段,避免了分段选择的主观性。仿真结果表明,融合算法能有效减少计数率较小时拟合函数的误差,提高各数据段测量值与剂量率之间的拟合精度,与整体拟合函数相比,进一步提高了拟合的精度。     

新型低能辐射远程测量系统设计

为了实现低能辐射精确的远程测量,设计了一种基于ARM单片机和ZigBee无线传输的新型低能辐射远程测量系统,优化了前端算法,提出了精度更高的整体求和算法。系统可靠性利用ARM单片机发射数据与ZigBee接收数据的一致程度来测试,算法精确度利用MATLAB进行图像处理,再计算辐射亮点灰度值,并用插值拟合方法进行数据处理来测试。实验结果表明,整体求和算法的运用以及ARM和ZigBee的结合可实现低能辐射精确的远程测量。     

Elman改进型神经网络在X射线探测器中的应用

提出了采用改进的Elman神经网络拟合图像灰度值与照射量率的关系曲线来标定辐射探测器的方法,探讨了神经网络参数的选取,得到了理论上和实验上的拟合曲线及误差曲线。通过与BP神经网络训练结果比较分析,证明改进Elman算法收敛速度快,误差曲线更加平滑。该算法网络已应用于X射线探测器的标定,与预期目标一致,辐射剂量的测量精度达到10~(-15)。     

Piecewise算法计算超越函数及其FPGA实现

使用分段逼近(piecewise approximation)算法计算超越函数,以神经网络中最常用的双曲正切型(tanh)传输函数为例来分析逼近精度同分段数、有限字长之间的关系,并给出如何最优地选取分段数和字长来达到所需的精度。还在FPGA上硬件实现了基于piecewise算法来计算tanh函数,并且比较了几种piecewise approximation算法以及其它常见硬件算法(如CORDIC,Look-up table)的资源消耗和速度。     

治疗级次级标准γ剂量仪自动测量系统

利用计算机控制Ｋｅｉｔｈｌｅｙ３５０４０辐射剂量仪，增加了仪器的有效位数，实现了自动定时测量，从而提高了仪器的测量精度和整体性能，使其能够做为治疗级次级标准照射量计使用。这套系统不但实现了次级标准辐射场剂量参数的自动测量，而且运用数据库将测量数据管理起来，使数据的存储、查询、打印及多次测量结果之间的比较更方便。     

累积法测量氡析出率数据拟合方法探讨

从最小二乘法出发,对累积法测量氡析出率的数据线性拟合、非线性拟合方法进行了分析探讨,发现这两种数据拟合方法虽然不等效,但计算结果差异较小.在等精度测量时,对等时间间隔测量的氡浓度数据进行非线性拟合得到氡析出率,其优值函数取值最小,表明其结果可能更接近实际值.     

蚁群优化最小二乘支持向量机在测量数据拟合中的应用

针对传统数据拟合方法存在依赖用户经验,需预先确定估计拟合函数等缺点,提出一种基于蚁群优化最小二乘支持向量回归机（ACO-LSSVR）的数据拟合方法。该方法采用蚁群优化（ACO）对最小二乘支持向量回归机（LSSVR）的参数进行优化,获取最优参数,从而建立数据拟合模型。将该方法与传统回归拟合方法用于核工程的2个测量数据拟合实例中,得到堆芯功率曲线和熔融液滴在冷却剂中运动特性曲线,将2条曲线的拟合结果进行了比较。结果表明,ACO-LSSVR具有较高的拟合精度且无需对数据分段确定拟合函数。      

城市放射性废物库区域γ剂量监测系统的设计

为满足城市放射性废物库γ剂量监测的需求,设计了区域γ剂量监测系统。该系统设计了γ探测器、就地声光报警器、数据采集主机、管理软件等模块,采用有线和无线网络对各模块进行链接和整合,实现了对库房的全域实时监控,并将剂量监控报警与库区其他安防设施实现了连锁管理;强化了城市放射性废物库的辐射监测能力和安防能力,提高库区的管理水平和辐射事故应急处置能力,可为其他城市放射性废物库剂量监测系统的设计提供技术支持和参考。     

反应堆退役三维辐射场实时计算及可视化

本文基于DELMIA和VIRTOOLS平台开发的反应堆退役三维仿真原型系统,提出了仿真系统、数据库和计算内核既相互独立又集成统一的三维辐射场计算和可视化技术方案。利用点核积分算法建立了三维辐射场计算模型,得到了能量的对数与转换系数的多项式拟合公式,考虑了设备屏蔽和自吸收效应。采用VS语言和SQL server软件平台编制了三维辐射场计算程序,经验证,在关键点处的辐射水平计算值与测量值的比值小于10,并嵌入了仿真系统,实现了退役场景三维辐射场的实时计算和数据更新。提出了基于行走路径的人员受照剂量计算方法,并实现了可视化显示。     

分段线性拟合法测量反应堆控制棒位置

从数据处理方面入手,根据在不同温度下,棒位与次级线圈感应电压的关系,应用最小二乘法对试验数据进行拟合。通过四种不同分段方式结果比对,优选出了合适的三段折线拟合区间,建立了三段线性回归模型,并保证了整体区间拟合的连续性。结果显示,此种建模方法整体的测量精度为(-5,+4)步,满足棒位测量精度要求。     

泊松克里金算法在核辐射场重构中的应用研究

为验证泊松克里金法在核辐射场重构中的应用效果,本文对泊松克里金算法在辐射场剂量率插值计算中的计算原理进行了研究,结合代理模型对泊松克里金算法进行了求解。通过SuperMC软件建立虚拟辐射场,对泊松克里金算法的参数影响进行了分析,筛选出二次多项式基函数和GAUSS误差相关模型。采用6150AD-b闪烁体探测器对实际放射源进行测量,并利用实测辐射场剂量率数据和福岛周边空间剂量率数据对泊松克里金算法在核辐射场重构中的可行性进行了验证。结果表明：小范围简单辐射场中,样本数据量为网格点数的1/10时,平均相对误差在10%以内;大范围辐射场中,辐射热点区域略有偏移,平均相对误差为141.69%。以上结果表明,该方法在快速、低成本解决未知放射源辐射场的重构问题中有一定的潜力。     

便携式核辐射测量仪表高压电路设计

介绍了用于便携式核辐射测量仪表中为GM计数管提供高压的高压电路。由各功能模块组成闭环控制的高压电路,通过反馈随时调整电压,降低干扰,提高稳定性。测试结果显示电路工作时,探测器的电压很快达到预期值,数值稳定,纹波系数小,使研究测量仪表的可靠性及可用性大大提高。该高压电路已成功运用于便携式γ剂量率仪表中,在相关核辐射测量仪表电路设计中有一定应用价值。     

锗探测器拟合探测效率的不确定度分析

采用双对数多项式对4组锗探测器探测效率实验数据进行了拟合,计算了拟合探测效率及其相对标准不确定度,分析了影响拟合值不确定度的主要因素。分析结果表明：在6~2754 keV能量范围内,采用5阶或6阶双对数多项式能较好地拟合锗探测器探测效率,在实验数据能量范围内,拟合值不确定度主要受实验数据不确定度和测点密集程度的影响。在实验数据精度高、测点密集的能区,拟合值不确定度低;在实验数据精度低、测点稀少的能区,拟合值不确定度高。在实验数据能量范围外,拟合值不确定度会快速增大,因此不宜使用双对数多项式拟合的方式确定实验数据能量范围外γ光子的探测效率。     

脉冲辐射场中子探测器死时间效应研究

以正比计数管为基础的中子剂量当量仪是实现反应堆和加速器等中子辐射场剂量水平实时监测的重要手段,而探测器的死时间效应问题直接关系到脉冲中子辐射场下量值的准确性。本文使用"双源法"实验测定了正比计数器死时间,使用蒙特卡洛模拟软件计算了中子探测器慢化体对中子的慢化时间,推导出加速器辐射场中计数率与修正因子的关系式,可以实现脉冲辐射场中子漏计数补偿。     

Time-to-Count方法扩展GM计数管量程的实验研究

GM计数管是一种应用广泛的核辐射探测器,但其线性量程范围较窄。本文分析了采用死时间模型和函数拟合修正方法扩展量程存在的不足,介绍了Time-to-Count方法的工作原理,给出了基于该方法的试验装置设计方案,对实现Time-to-Count方法的脉控高压驱动、时间间隔测量等进行了讨论。在国防科技工业电离辐射一级计量站的校准试验数据表明,试验装置采用单支G1220计数管,量程可扩展至5个数量级,全量程范围线性优于10%。     

GM计数管脉冲供电电压对计数率的影响

本文重点介绍了ＧＭ计数管脉冲供电电压对计数率的影响。经测试分析研究，结果表明脉冲供电比固定电压供电电压变化对ＧＭ管计数率的影响较大，应对脉冲电源提出更高的要求，     

基于Monte-Carlo模拟和峰形拟合的CdZnTe探测器G(E)函数简便计算方法研究

提出了一种简便的CdZnTe探测器能谱-剂量转换函数(G(E)函数)的计算方法。峰形拟合函数被用于表征CdZnTe探测器对γ射线的低能拖尾,峰形拟合函数的参数通过实验测量获取,并通过拟合得到其随能量变化的关系。Monte-Carlo模拟计算得到的探测器理想沉积谱,经峰形拟合函数卷积得到了修正的模拟能谱,修正的模拟能谱与实际测量能谱吻合较好。基于修正的模拟能谱计算得到了CdZnTe探测器的G(E)函数。标准辐射场中的实验结果表明,用G(E)函数加权积分计算的周围剂量当量率与约定真值基本一致。     

头部CT扫描时受检者剂量研究

应用热释光剂量和头部CT剂量监测模体,在日立W-1000型机器上测定了模体中心和距体表1cm处,单层和多层扫描时的剂量分布。给出了单层扫描时,散射线所致剂量与扫描中心距离的拟合方程,分析了用不同积分区间计算CT剂量指数（CTDI）时对结果的影响。为今后进行广泛的CT受检者的剂量监测,推广使用国际电离辐射防护和辐射源安全基本标准（IBSS）推荐的CT受检者剂量指导水平提供统一标准。并对CT剂量监测中一些值得关注的问题进行探讨。     

Measurement and Simulation of TEPC Microdosimetric Spectra in Gamma Radiation Field

According to the different characteristics of microdosimetric spectra measured by tissue equivalent proportional counter (TEPC), the neutron dose equivalent and γ dose equivalent could be distinguished in a unknown neutron and γ mixed radiation field. In order to discriminate the γ radiation dose equivalent from the total value,the pure γ microdosimetric spectra was measured in ⁶⁰Co、¹³⁷Cs radionuclide radiation field with TEPC. TEPC microdosimetric spectra in a series of monoenergy γ radiation field were simulated by FLUKA code. All the γ radiation microdosimetric spectra, including measured spectrum in ⁶⁰Co、¹³⁷Cs radiation field and that of simulation spectrum by FLUKA code, reveal a trait that the linear energy of γ radiation is basically lower than 10 keV/μm. This trait is the very foundation to discriminate the γ radiation from the mixed radiation.     

乏燃料运输容器二维辐射屏蔽优化分析

智能辐射屏蔽优化设计软件平台是基于遗传算法程序和一维离散纵标程序ANISN而开发的一维多目标屏蔽优化程序。使用该程序对乏燃料运输容器进行辐射屏蔽优化设计,构建了乏燃料运输容器多目标优化辐射屏蔽设计的计算模型,对乏燃料运输容器重量和外部剂量率进行了优化计算,并使用蒙特卡罗程序MCNP/4C进行校核计算。优化后乏燃料运输容器重量为原来的81.1%,剂量率下降到原来的65.4%以下。该程序计算结果与MCNP/4C校核计算结果最大偏差小于5%。计算结果证明了优化设计方案的可行性并验证了该程序计算的正确性。