溴化镧探测器效率计算及刻度实验

采用蒙特卡罗方法计算了不同尺寸溴化镧闪烁体的吸收效率以及峰总比曲线。采用137 Cs、60 Co、152 Eu三种点源对Φ50mm×10mm LaBr3:Ce探测器进行了效率刻度实验,低能段刻度实验结果与蒙特卡罗计算结果基本一致。将实验结果与计算结果相结合,给出了探测器对0~10MeVγ射线的全能峰效率曲线,并给出了相应的拟合公式。结果表明,对于实验条件有限的情况,采用模拟计算相对效率曲线再结合部分能点绝对刻度校准的方法可快速有效地得到探测器的效率曲线。     

不同尺寸溴化镧晶体探测效率的MC模拟

运用蒙特卡罗(MC)方法以圆柱体裸晶体为例,对不同尺寸下的圆柱体溴化镧晶体的探测效率进行了刻度,得出了探测效率的拟合函数并通过拟合确定了其待定参数值。对相关实验研究具有一定的指导和参考价值,利用所得到的函数公式可以推导出各种尺寸大小的变化所对应产生的溴化镧的探测效率值,节省了重复实验的大量时间和精力。     

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%。     

集成式溴化镧探测器研制

文章介绍了集成式溴化镧(LaBr_3)闪烁晶体探测器的研制。该LaBr_3闪烁晶体与光电倍增管耦合之后封装在具有电磁屏蔽和γ射线准直器双重功能的金属腔内,并集成了掌上电脑(PDA)、无线通信和4G数字通信等功能模块。在能谱及数据分析软件中集成了LaBr_3专用γ能谱解析算法、无源效率刻度技术及基于序贯贝叶斯原理的快速核素识别算法。实验及测试结果表明,集成式LaBr_3探测器分辨率和稳定性良好,具有放射性核素快速探测和识别的能力,可有效应对脱离监管控制的核材料和其他放射性物质的突发或核安保事件。     

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。     

人工神经网络解析CdZnTe探测器γ谱

半导体CdZnTe探测器具有体积小、分辨率高、可在室温下工作等优点而适用于野外便携式γ谱仪系统。由于CdZnTe晶体内电荷收集不完全导致γ谱产生低能尾巴,因而增加了常规谱解析的难度。采用了人工神经网络方法进行全γ谱法定性定量分析,可以充分利用γ谱所含信息,迅速准确地得出结果,避免了采用常规谱解析方法时低能尾巴对峰形拟合的影响。     

基于深度神经网络的放射性废物桶γ能谱解析方法

在核电厂放射性废物桶测量中,为了解决传统γ能谱解析方法存在的核素误识别和峰面积计算精度较差的问题,提出了基于深度神经网络的γ能谱解析方法.深度神经网络以γ能谱全谱数据作为分析对象,无需传统方法的谱线平滑、寻峰等工作.利用蒙特卡罗模拟得到的γ谱线作为神经网络的数据集,在秦山核电一期200 L钢桶的三种不同介质内置5种γ源...     

基于蒙特卡罗方法模拟计算CZT探测器的γ能谱

在了解CZT探测器结构的基础上,用蒙特卡罗程序MCNP对探测器中光子输运过程进行模拟计算,得到光子在探测器中沉积能量的大小及位置信息.编程读取这些信息并计算出γ射线能谱.考虑到所用探测器的实际情况,提出了一个简化的海克公式计算电荷收集效率,对法诺因子及噪声的影响进行了展宽处理.计算得到的γ能谱与实验谱基本一致,全能峰的峰位和低能尾迹得到较好地模拟.     

脉冲中子全能谱测井闪烁探测器响应特性的蒙特卡罗模拟

利用蒙特卡罗方法模拟研究NaI和BGO晶体探测器对不同γ射线的响应。模拟结果表明,BGO晶体的光电峰和第一逃逸峰对计数贡献大,而NaI晶体的逃逸峰贡献大。对于井眼和地层流体分别为油和水砂岩地层,模拟改变NaI和BGO晶体探测器的直径和长度时的非弹性散射γ射线响应能谱,采用不同能窗处理方法对地层流体的分辨能力不同,选取光电峰和第一、第二逃逸峰对应的能量窗时,BGO晶体探测器比NaI晶体探测器测量的C/O（C与O的元素含量比）差值大,但受尺寸的影响不大;采用光电峰对应的能量窗时,BGO晶体探测器测量的C/O差值比NaI的大得多,且随尺寸的增加差值增大;能量道的漂移对C/O值影响较大,而能量分辨率对差值影响相对较小。     

MC法模拟核部件自发裂变中子活化瞬发γ能谱

在分析中子活化瞬发γ产生机理及瞬发γ射线强度计算方法基础上,提出了应用MCNP程序计算模拟核部件自发裂变中子活化放出瞬发γ能谱的直接模拟与分步模拟方法,对两种方法的计算结果及特点进行了比较分析。计算了模拟核部件核材料自发衰变产生的γ能谱,并与瞬发γ能谱进行了比较分析。本文结果可为核部件认证技术研究提供参考。     

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。     

Monte Carlo simulation of X-ray spectra from low energy electrons using optical data

An approach using optical data to simulate both the bremsstrahlung continuum and characteristic K and L X-ray lines generated by low energy electrons (cfr. electron microscopy) in solids is discussed in this paper. The necessary analytical expressions together with the data to calculate the relevant cross sections for elastic and inelastic interactions at these energies along with variance reduction techniques are given. The results of the Monte Carlo simulation are compared to experimental data measured with a JEOL 6300 electron microscope.     

求解航空γ 能谱模拟中的深穿透问题

蒙特卡罗(Monte Carlo,MC)模拟方法被广泛应用于γ能谱分析参数的获取,但因探测高度较高带来的深穿透问题限制了其在航空γ能谱中的应用。研究发现,探测器距离地层边界大于可探测半径时,MC模拟得到地层上空相同高度所有航空γ能谱仪响应规律均相同。根据这一规律,本文提出一种球壳型地层、航空γ探测器的MC模拟模型,通过对4个航空γ能谱仪刻度模型的模拟发现,MC模拟谱与多次实测平均谱吻合较好。同时利用该模型模拟了芬兰Vesivehmaa地区4种典型核素于100 m高空的刻度系数,结果显示模拟值与取样实测值及Allyson自编软件模拟值在±20%内符合,证明该模型能很好地应用于航空γ能谱仪地层信息反演计算参数的快速获取。     

阵列康普顿背散射成像系统设计的蒙特卡罗仿真研究

阵列康普顿背散射技术中存在探测到的射线强度低和不同测量单元间散射线干扰等问题.针对这些,进行MCNP仿真实验,分析各种因素对不同测量单元散射线干扰及探测到射线强度的影响趋势和影响程度,为实际系统的设计提供参考.     

New calculational model for self-powered neutron detector based on Monte Carlo simulation

A new calculational model of detector sensitivity, which is defined as the ratio of electric current to neutron flux, for self-powered neutron detector (SPND) is presented in this paper. Since Warren developed a sensitivity calculation model based on a multi-step analytic approach in 1972, there have been a lot of researches aimed at improving the accuracy of his model by partially employing Monte Carlo (MC) simulations in some of the calculation steps. However, there still exist assumptions such as mono-energy neutron in those models which could increase the uncertainty of the calculated detector sensitivity. In this paper, a new model which overcomes those limitations is developed by adopting the MC method more thoroughly and thereby reducing the number of calculation steps. The verification of the new method has been performed by comparing the results against the ones from the existing methods and measured data. A detailed analysis of SPND depletion by ORIGEN-S and BETA-S codes has shown that the proposed model can predict accurately the measured depletion data in a commercial pressurized water reactor (PWR) plant.     

γ辐射场探测特征γ全能峰绝对效率的Monte Carlo计算

将HPGeγ谱仪应用于评估放射性管道内过滤器滞留量,需要知道探测器对过滤器内γ辐射的绝对效率。根据Monte Carlo模拟光子输运过程的理沦,对过滤器内γ辐射的自吸收因子、路径上物质吸收因子、几何因子和晶体中的能量沉积等进行了描述。研究表明,实验检验模拟结果不确定度小于10％。     

薄型NaI(T1)探测器信噪比的蒙特卡罗模拟

本文用蒙特卡罗方法模拟了133Xe、133mXe和135Xe在薄型NaI晶体中的沉积,并模拟计算了信噪比,以分析40K、U系和Th系核素以及137Cs在Xe测量能窗中造成的噪声影响.结果表明,信噪比的变化与射线能量相关;133Xe在晶体厚度为2cm时信噪比最低,133mXe在晶体厚度1～4cm时信噪较低且随晶体厚度的变化不明显,135Xe在晶体厚度0.2～5cm时信噪比没有极值且随着晶体厚度的增加而增加.     

EJUSTCO:Monte Carlo radiation transport code hybrid with ANN model for gamma-ray shielding simulation

Gamma ray shielding is essential to ensure the safety of personnel and equipment in facilities and environments where radiation exists.The Monte Carlo technique is vital for analyzing the gamma-ray shielding capabilities of materials.In this study,a simple Monte Carlo code,EJUSTCO,is developed to cd simulate gamma radiation transport in shielding materials for academic purposes.The code considers the photoelectric effect,Compton(incoherent)scattering,pair production,and photon annihilation as the dominant interaction mechanisms in the gamma radiation shielding problem.Variance reduction techniques,such as the Russian roulette,survival weighting,and exponential transformation,are incorporated into the code to improve computational efficiency.Predicting the exponential transformation parameter typically requires trial and error as well as expertise.Herein,a deep learning neural network is proposed as a viable method for predicting this parameter for the first time.The model achieves an MSE of 0.00076752 and an R-value of 0.99998.The exposure buildup factors and radiation dose rates due to the passage of gamma radiation with different source energies and varying thicknesses of lead,water,iron,concrete,and aluminum in single-,double-,and triple-layer material systems are validated by comparing the results with those of MCNP,ESG,ANS-6.4.3,MCBLD,MONTEREY MARK(M),PENELOPE,and experiments.Average errors of 5.6％,2.75％,and 10％are achieved for the exposure buildup factor in single-,double-,and triple-layer materials,respectively.A significant parameter that is not considered in similar studies is the gamma ray albedo.In the EJUSTCO code,the total number and energy albedos have been computed.The results are compared with those of MCNP,FOTELP,and PENELOPE.In general,the EJUSTCO-developed code can be employed to assess the performance of radiation shielding materials because the validation results are consistent with theoretical,experimental,and literary results.     

中子感生瞬发γ射线能谱的蒙卡模拟

中子感生瞬发γ射线分析(PGNAA)中使用蒙卡技术模拟物料与中子反应后产生的瞬发光子在NaI(T1)探测器中的响应一直是一个难点。介绍了用于PGNAA的专用蒙卡程序NPTrans．NPTrans能够进行中子、光子级联输运并能够给出光子在NaI(T1)探测器中的响应。给出了蒙卡模拟能谱与实验数据的比较。NPTrans的开发经验为其他研究开发专用的蒙卡程序提供了一定的借鉴。