锶-90同位素放射源韧致辐射降低方法模拟计算

为降低锶-90放射源产生的韧致辐射,利用MCNP程序,对锶-90同位素放射源的韧致辐射强度进行计算,得出放射源表面韧致辐射的剂量当量率。依据韧致辐射相关性质,即β粒子在与物质发生作用产生韧致辐射时,其韧致辐射产生的强度与物质的原子序数呈正相关,设计在放射源中加入低原子序数值的物质石墨,以降低放射源所产生的韧致辐射,并利用MCNP进行计算,得出掺入石墨后放射源表面的剂量当量率。MCNP计算结果表明,在锶-90放射源中掺入石墨后,放射源的韧致辐射剂量当量率有一定程度的降低。研究结果将对锶-90同位素放射源的设计提供借鉴。     

锶-90同位素放射源韧致辐射降低方法模拟计算

为降低锶-90放射源产生的韧致辐射,利用MCNP程序,对锶-90同位素放射源的韧致辐射强度进行计算,得出放射源表面韧致辐射的剂量当量率。依据韧致辐射相关性质,即β粒子在与物质发生作用产生韧致辐射时,其韧致辐射产生的强度与物质的原子序数呈正相关,设计在放射源中加入低原子序数值的物质石墨,以降低放射源所产生的韧致辐射,并利用MCNP进行计算,得出掺入石墨后放射源表面的剂量当量率。MCNP计算结果表明,在锶-90放射源中掺入石墨后,放射源的韧致辐射剂量当量率有一定程度的降低。研究结果将对锶-90同位素放射源的设计提供借鉴。     

乳腺X射线基准装置能谱研究

介绍了乳腺X射线基准装置及其辐射野特性。根据钼靶X射线光机的各项参数,建立了蒙卡模拟的模型,使用蒙特卡罗软件模拟了光机的能谱。介绍了用于低能光子能谱测量的硅漂移探测器(SDD),并使用三种放射源对探测器进行了能量刻度,得到了能量与道址的线性关系。使用刻度好的硅漂移探测器进行了乳腺X射线基准能谱测量实验,测得了四个不同管电压下基准装置的能谱,实验结果与理论模拟结果吻合。     

X射线能谱过滤的MC模拟研究

能量低于300 keV且能谱简单的稳定放射性核素较少,作为替代,利用X射线机产生X射线,并经过不同厚度的材料的过滤,可以得到用于对辐射防护仪器进行校准和确定其能量响应和角响应的一系列规定辐射质的参考辐射。由于材料的质量衰减系数与X射线在物质中各种作用过程有关,并强烈的依赖于光子的能量,基于这一物理现象,可以通过X射线在物质中的衰减规律,计算产生规定辐射质的过滤材料的厚度。针对过滤材料的厚度这一问题,本文运用Geant4程序模拟了不同能量的电子打靶,统计韧致辐射的X射线,以获得计算所需X射线能谱,再由文中滤片厚度计算方法,计算产生规定辐射质过滤材料的厚度。模拟计算的结果显示,过滤后的X射线能谱能够很好的满足标准要求,从而验证了能谱过滤的理论计算的合理性。     

基于cosRMC的同位素电池屏蔽计算研究

热电式同位素电池系统作为一种新型能源系统,在深空、深海探测任务中有广泛应用。钛酸锶热源中的放射性同位素⁹⁰Sr和⁹⁰Y会发射β射线,β射线与物质作用产生韧致辐射,韧致辐射具有很强的穿透力,需要为热源安装屏蔽层,以降低辐射剂量。当屏蔽层厚度超过一定值后,蒙特卡罗方法计算结果的统计误差显著增大,采用减方差技术可以提高热电式同位素电池屏蔽计算的准确性。同时,直接电子输运模拟耗时很长,可以通过厚靶韧致辐射模型处理电子产生的光子,从而提高计算效率。本文开展了cosRMC程序的减方差技术和厚靶韧致辐射模型在同位素电池屏蔽计算中的应用研究与验证,基于美国SNAP-21结构的设计方案,采用cosRMC程序对同位素电池进行了精细建模,通过改变外屏蔽层厚度分析其对表面剂量率的影响,并与MCNP结果进行比较。结果表明,在电池径向和轴向使用不同厚度的屏蔽层,cosRMC与MCNP计算的贫铀屏蔽层表面的剂量率的相对误差在±3σ区间内符合良好。采用栅元重要性减方差后,两程序统计误差均减小,且在电池径向5 cm处和轴向4 cm处,结果在±3σ区间内符合良好,进一步验证了c...     

溴化镧探测器的晶体表征与全能峰效率计算

无源效率刻度技术已在辐射探测器的效率刻度中得到了广泛的应用。本文基于点源效率实验及蒙特卡罗模拟计算方法,对溴化镧探测器的晶体尺寸进行了调整;在此基础上,计算得到不同位置处全能峰效率的计算值。点源效率实验的验证结果表明,在121～1 332 keV能量范围内,γ光子全能峰效率的计算值与实验值的相对偏差小于±5%。     

闪烁薄膜探测器X/γ射线能量响应研究

为准确评估闪烁薄膜探测器(OSFD)在脉冲裂变中子参数测量中γ射线对测量结果的影响,利用Geant4程序对闪烁薄膜探测器的X（或γ）射线响应进行模拟,结合半经验电子发光效率曲线,获得探测器能量响应理论曲线,利用662 keV和1.25 MeV的单能γ射线源,以及窄谱剂量标准的48~208 keV准单能X射线能点对探测器响应进行刻度。本研究结果为闪烁薄膜探测器结构的改进,以及探测器在宽能谱脉冲X射线场测量中的应用提供了重要依据。     

Ge(Li)γ谱仪的效率刻度

在60～3500keV能区,用~(75)Se,~(152)Eu及~(56)Co对Ge(Li)探测器作了相对效率刻度,并用标定过强度的~(113m)In、~(60)Co作了绝对效率刻度。应用三次样条函数做拟合内插,由加权平均的归一化系数,给出这能区中33个点的绝对效率及其误差值。γ能谱由自动解谱程序分析。能区中任一点的绝对效率及其误差,可由三组三次样条函数拟合内插程序算出,绝对效率值的误差<±4％。     

用^252Cf自发裂变中子源刻度中子探测器效率

使用标准的Ｍｏｎｔｅ－Ｃａｒｌｏ程序计算了几种闪烁中子探测器的效率曲线，同时又用＾２５２Ｃｆ自发裂变中子源中子对效率曲线的低能部分进行了实验刻度。通过实验值对计算值归一把刻度点与计算曲线结合起来，按照实验点的走向修正了计算效率曲线的近阈部分。文章着重叙述实验刻度的技术。     

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。     

模拟气体标准源法校准反应堆惰性气体监测仪效率

为准确校准惰性气体监测仪对气体源的γ射线全能峰效率,制备了以可发性聚苯乙烯（EPS）颗粒为基质材料的马林杯放射性模拟气体标准源,模拟气体标准源装样密度为4.1 kg/m³,其中含²⁴¹Am、¹⁰⁹Cd、⁵⁷Co、⁵¹Cr等8种单能γ射线发射核素。利用该模拟气体标准源,对反应堆惰性气体现场监测仪的HPGe探测器γ射线全能峰效率进行了校准,校准覆盖能区为60～1836 keV,校准的效率标准不确定度最大为4.4%。同时采用点源代表点法进行了效率校准,并将模拟气体标准源与代表点位置处的点源效率校准结果进行对比,发现在校准能区内二者的效率比不为常数,效率偏差最大达28%,通过效率传递系数可减小偏差,且可得到效率传递系数拟合曲线。最后在81 keV能量点处,得到模拟气体标准源与标准气体源的效率比为1.26,此值可作为模拟气体标准源的实际应用参考。     

γ射线发射率的测量

1982年中国计量科学院组织了国内~(152)EUγ射线发射率的测量比对。利用1979年国际比对的~(152)Eu标准源的γ射线发射率值刻度130 cm~3Ge(Li)探测器,然后测量~(22)Na等7个刻度源的九条γ射线发射率,以便和来自英国放化中心以及中国计量科学院用基准方法测量的结果相比较,反过来验证~(152)Eu标准源的可靠性。     

~(241)Am标准溶液研制及比对测量

本文系统地研究了~(241)Am的分离、纯化、溶液组成及其稳定性、制源技术和放射性活度绝对测量等问题。由此建立了生产~(241)Am放射性标准溶液的方法,并于1975年起向计量、科研、生产、环保和学校等有关部门提供产品,使用情况良好。1983年又提供国防科工委系统和计量分院进行了比对测量,我们的测量结果在0.2%误差范围内同各单位测量结果平均值相一致。这些都表明本文提供的方法是正确的,由此得到的~(241)Am标准溶液是准确可靠和稳定的。完全符合放射性计量标准的要求。     

航空γ能谱仪无源效率刻度方法研究

因人工放射性核素的航空γ能谱仪实物刻度模型匮乏,导致难以依据航空γ能谱准确反演地面人工放射性核素的含量。本文基于窄束γ射线指数衰变规律与微积分的思想建立了任意形状的γ辐射源上空航空γ能谱仪无源效率刻度的数值计算模型。通过低空探测实验、高空变化趋势分析、5-100 m高空探测实验证明该模型适用于任意位置点源航空γ能谱仪全能峰探测效率数值计算。同时计算发现在低空探测时不同γ辐射的面源与体源的航空γ能谱仪全能峰探测效率与MCNP5模拟值的相对偏差在±1.5%以内,且含1 460.83 ke V或2 614.533 ke Vγ射线的无限大体源90-150 m探测高空计算结果与石家庄动态带上的实验值相对偏差为8.33%-15.82%。上述实验充分证实该无源效率刻度计算模型适用于航空γ能谱探测实践,为利用航空γ能谱仪寻找丢失放射源及核事故应急监测提供技术支持。     

准单色X射线机替代~(241)Am放射源的测厚应用研究

应用自制的能量50~60 keV的准单色X射线机替代~(241)Am低能光子源(1.11×10~9 Bq)应用于BS-03测厚仪进行测厚研究,分别测试了BS-03测厚仪输出电流范围,测试X射线在钢板、铝板、有机玻璃的衰减规律以及准单色X射线机稳定性,结果表明,准单色X射线机可以替代~(241)Am放射源用于BS-03测厚仪。     

替代241Am低能光子源的准单色X射线机的研制

研究了用滤光片法产生50～60 keV的准单色X射线的条件,对输出的X射线进行了数种金属滤光片实验研究,选出合适的滤光片,通过实验对准直器的机械结构进行了确定。采用自行设计委托加工的X射线管、准直器和购买的高压电源,组装成符合实验要求的X射机。该装置输出了50～60 keV能量段的准单色光谱,在料位计上能替代²⁴¹Am低能光子源。     

放射性核素γ谱分析方法探讨

在实验室仅存在混合刻度源条件下,探讨不同解谱方法对放射性核素活度估算的适用性。本文利用HPGe γ谱仪测量样品,并分别采用效率曲线法和相对比较法来分析样品中~(241)Am、~(60)Co、~(137)Cs、~(40)K核素活度。结果表明,若干扰核素对样品中待分析核素产生的影响可忽略,但对混合刻度源中相应的待分析核素影响较大时,经综合考虑,相对比较法所得结果优于效率曲线法;若干扰核素对样品中待分析核素产生的影响不可忽略,但对混合刻度源中相应的待分析核素影响不大时,与相对比较法相比,效率曲线法占优势。     

CdZnTe quasi-hemispherical detector for gamma–neutron detection

Quasi-hemispherical CdZnTe detector was manufactured successfully to fully understand the performance in the mixed gamma–neutron detection field. Together with the software of COMSOL, Geant4, and Matlab, the detector structure has been optimized. The CdZnTe detector performs good energy resolutions for ²⁴¹Am, ⁵⁷Co, and ¹³⁷Cs radiation sources, especially for ¹³⁷Cs (10.91 keV full width at half maximum [FWHM] at 662 keV). A linear relationship between the energy positions and spectrum channels indicates that the detector is effective for the precise energy detection from 59.5 to 662 keV. Finally, neutron and gamma events were detected simultaneously at room temperature using ²⁴¹AmBe neutron source. The spectrum shows good energy resolution for neutron capture gamma ray (14.28 keV FWHM at 558 keV). Our work demonstrates that the quasi-hemispherical CdZnTe detector is promising for simultaneous detection of neutrons and gamma radiation.     

K-shell X-ray fluorescence cross-sections and intensity ratios for some pure metals at 59.5 and 123.6 keV

K-shell X-ray fluorescence cross-sections for some pure metals such as Cr, Fe, Co, Cu, Zn, Ga, Se, Y, Mo, Cd, In, Sn, Te, Ba, Ta, W and Bi have been theoretically and experimentally determined. The Cr, Fe, Co, Cu, Zn, Ga, Se, Y, Mo, Cd, In, Sn, Te and Ba metals were excited by 59.5 keV γ-ray from 50 mCi ²⁴¹Am radioactive source and the Ta, W and Bi targets were excited by 123.6 keV γ-ray from 25 mCi ⁵⁷Co radioactive source. The characteristic K X-rays emitted by samples were detected by using a super Si(Li) detector having a resolution of 150 eV at 5.9 keV. In addition, the I_Kβ/I_Kα intensity ratios for these metals were studied. The obtained experimental values of the K-shell X-ray fluorescence cross-sections and the I_Kβ/I_Kα intensity ratios have been compared with theoretical values. The measured values were in good agreement with theoretical values.