用G(E)函数法计算γ射线空气吸收剂量率

基于φ75 mmx75 mm NaI(T1)多道能谱仪实验测量结果,采用全谱法测定空气吸收剂量率,从理论和实验入手建立能谱剂量转换函数G(E).选取铀、钍、钾模型和铀、钍、钾混合模型,以及人工放射性核素60Co、137Cs获取标准能谱N(E),用最小二乘法拟合得到G(E)函数的系数,并用G(E)函数法和贝克公式法估算剂...     

G(E)函数在高能γ射线剂量测量中的应用

利用蒙特卡罗方法模拟了一个Φ7.62 cm×7.62 cm的Na I(Tl)探测器的响应特性,计算了测量系统的脉冲幅度加权函数G(E),由此改善了探测器的能量响应;利用238Pu+13C源的验证实验表明,探测器对高能γ射线探测效率的实测值和计算值的相对偏差在±10%以内。在核电厂功率运行期间,测量了反应堆厂房内的γ能谱,并基于G(E)函数计算了高能γ射线的剂量。G(E)函数法与解谱方法的计算结果对比说明,将G(E)函数法应用于高能γ剂量测量是可行的。     

基于G(E)函数法的就地NaI谱仪剂量率测量

在核应急监测中常用NaI谱仪实现剂量率的监测和γ放射性核素识别。本研究利用G(E)函数法对一款3″×3″的NaI谱仪进行能谱-剂量直接转换的刻度。利用¹⁵²Eu、¹³³Ba、²⁴¹Am、¹³⁷Cs、⁶⁰Co标准点源获得不同能量下的标准能谱数据,并采用Geant4程序计算其他能量下的能谱数据,实现能谱信息与空气吸收剂量率的转换。结果表明,在一定的剂量率范围内,采用G(E)函数法实现能谱信息与剂量率的转换结果可以接受,满足应急监测要求。     

长白山γ辐射空气吸收剂量率初步调查

结合我国长白山主峰地区典型地形地貌特征,较全面的开展γ辐射空气吸收剂量率水平调查,掌握了第一手的调查数据。调查结果表明长白山主峰的北坡、南坡及西坡海拔高度800m以上各测点地表环境γ辐射剂量率结果随海拔高度变化呈明显的正相关性。本工作的开展也为后续山林地区γ辐射空气吸收剂量率水平测量工作积累经验。     

G(E)法与Gravel法处理能谱-剂量转换效果研究

为准确地得到γ射线的辐射剂量,对G(E)函数法和Gravel算法处理能谱-剂量的转换效果进行了研究。根据实际应用需求,采取蒙特卡罗方法模拟获取了?50 mm×50 mm NaI(Tl)探测器的Gravel法响应矩阵,并使用Matlab得到探测器的G(E)函数。使用NaI(Tl)探测器和多道谱仪系统测量标准源的能谱,分别使用G(E)法和Gravel法计算剂量值并与理论值进行比较,同时在计算过程中总结对比了两种方法的特点。     

MCNP5模拟γ能谱与吸收介质的相关性

为了研究γ能谱与吸收介质的原子序数、密度及其厚度之间的关系,基于蒙特卡罗方法,应用MCNP5程序模拟40K发出的能量为1.46 MeV的γ射线穿过12C、27Al、32S、66Fe、65Zn等吸收介质板后γ能谱的变化,归纳总结了γ能谱与吸收介质参数的相关性.模拟实验结果显示,吸收介质的原子序数对γ能谱低能部分影响较大,...     

用NaI(Tl)探测器测量γ辐射场剂量特性的加权积分法研究

辐射场剂量特性的测量可以通过剂量率仪或谱 剂量转换的方法来实现。其中一种谱 剂量转换的方法是通过一个G(E)函数 ,把测得的结果直接换算成剂量而不需解谱。本文采用这种方法 ,对一个75mm× 75mm的NaI(Tl)探测器的能谱特性进行测量与分析 ,算出了该晶体的G(E)函数值及估计的误差 ,并用此方法与高气压电离室作了比对测量     

MC模拟能谱对G函数法测量剂量率值结果的影响

为准确、有效地解决固定式剂量仪器的量值溯源,构建基于G函数法的环境级别的剂量装置模型。通过使用MC法,对一款Na I(Tl)探测器的脉冲幅度分布谱进行模拟,并据此考察了截断能量Emin、阶数K、道宽ΔE三个因素对G函数及其计算结果的影响,发现截断能量Emin、阶数K、道宽ΔE对G函数的形状及剂量率计算结果均会产生影响。     

基于G(E)函数法的NaIγ谱仪能谱-剂量转换研究

利用Geant4求解国控大气辐射环境自动监测站NaI γ谱仪G(E)函数,对NaI γ谱仪进行能量响应修正,实现NaI γ谱仪能谱-剂量直接转换。通过点源刻度实验,获取NaI γ谱仪Geant4物理模型。然后利用Geant4和高斯展宽获取NaI γ谱仪对不同能量γ射线的响应能谱。最后采用最小二乘法求解得到NaI γ谱仪G(E)函数。并通过标准源¹³⁷Cs、⁶⁰Co、²⁴¹Am的实验能谱进行验证,表明利用G(E)函数和谱仪实际能量谱求空气吸收剂量率的方法是可行的。     

基于模拟退火算法的γ能谱全谱定量分析

根据γ能谱仪系统的线性叠加性,提出一种基于全局优化算法一模拟退火算法的γ能谱全谱定量分析方法.通过引入谱漂移校正参数,实现了谱漂移的软件校正.对模拟γ能谱的分析误差小于2％.对标准环境样品中226Ra、232Th及40K的分析误差均小于10％.对方法的定量分析下限和能量分辨率进行了深入研究.结果表明,该方法具有较低的定...     

MC法计算γ射线外照射剂量转换因子

以剂量转换数学模型为基础,针对骨、软组织和水的等效组织球体剂量计算,采用蒙特卡罗软件MCNP5构建0.01~10 MeV的γ射线在这三种物质中的通量和能量沉积模拟模型,进而计算这三种物质的γ外照射剂量转换因子。同时给出这三种物质的γ外照射剂量转换因子对不同能量γ光子的拟合计算公式,并进行了数据验证。结果表明:剂量转换因子在γ射线能量低于0.15 MeV时,随着能量的增加按幂函数降低;高于0.15 MeV时,按指数函数上升;剂量转换因子模拟值与参考值随γ射线能量的变化规律相同。     

2014—2017年广东省阳江核电站连续监测γ空气吸收剂量率的质量控制

介绍了广东省阳江核电站2014—2017年连续监测γ空气吸收剂量率的监测设备、运行的质量控制措施,通过月巡检、仪器比对、放射源测试等措施,保证了监测结果的准确性。     

2014—2017年广东省阳江核电站外围γ辐射空气吸收剂量率监测结果

介绍了2014—2017年广东省阳江核电站外围环境γ辐射空气吸收剂量率连续监测结果。结果表明, γ辐射空气吸收剂量率均在本底范围内波动, 未见异常;受气候条件影响, 呈季节性变化;降雨对其影响明显。     

人工核素~(137)Cs对我国陆地γ辐射剂量率的贡献

我国陆地１３７Ｃｓ沉积所造成的γ辐射剂量率,以均匀分布模式进行估算比较合理。以此得到,我国各省的１３７Ｃｓγ辐射剂量率的均值在（７—１８） ×１０－１０Ｇｙｈ－１之间,约占陆地总的γ辐射剂量率的１％－３％;考虑到人口的分布,全国的平均值约为９×１０－１０Ｇｙｈ－１,约占总γ剂量率的１．５％左右。但最高值可达 １．７ × １０－８Ｇｙｈ－１,与其它任一天然放射性核素的贡献相接近。与此相比较,如果用张弛长度为 ３ｃｍ的指数分布模式估算,１３７Ｃｓ γ辐射剂量率的贡献比用均匀分布模式约高 １倍。     

蒙特卡罗方法在γ剂量率灵敏度标定中的应用

在γ剂量率测量标定中，使用ＧＤ－４０管作为γ探头来测量γ剂量率。实验室标定γ探头灵敏度在钴源上进行，６０Ｇｏ源平均能量为１．２５ＭｅＶ，而在实际测量中，辐射场的γ射线包含了各种能量成份，因此对实验室标定的灵敏度在实际应用中就需要进行修正。本工作通过蒙特卡罗粒子输运模拟方法，计算了单能与辐射场能谱的剂量比值，给出了修正因子，从而使γ剂量率灵敏度标定更加准确。     

G(E)函数法能谱-剂量转换计算

采用Nal(Tl)闪烁体探测器在已知剂量率的辐射场内测定探测器的吸收剂量率,利用获得的实验数据建立NaI(Tl)闪烁体探测器的能谱—剂量转换G(E)函数.在已知剂量率的X光机和137Cs、60Co放射源辐射场中获取建立转换函数的标准能谱,并采用最小二乘法拟合得到不同阶数情况下的G(E)函数.通过G(E)函数计算得到的剂...     

用γ能谱全能峰计数率测量辐射剂量率的方法研究

提出了通过γ能谱全能峰测量吸收剂量的方法,定义了全能峰角响应函数。采用蒙特卡罗方法计算了50 mm×50 mm NaI(Tl)探测器的平均角响应随射线能量的变化,用标准点源137Cs、60Co、152Eu、133Ba和参考辐射场137Cs、60Co、226Ra、241Am进行了实验验证。结果证明,在近似各向同性的条件下,对标准点源的测量结果与理论值相比误差小于2%,对参考辐射场的测量结果与电离室测量结果相差小于3%。该方法适合低能到高能的较宽能谱段剂量率测量,不仅能测出某种核素对总剂量率的贡献,且能同时分辨核素种类,无需实验刻度。     

MCNP程序在坑道定向γ能谱探测技术中的应用研究

在坑道内进行γ能谱测量时,其探测结果会受到来自矿井四周的γ射线影响,测量结果不能反映其真实值。为了得到较为真实的值,本文通过MCNP程序对γ能谱的外屏蔽设置在不同材料,厚度及形状的情况下进行模拟,最终得出采用厚度为1 cm铅屏蔽体,外形结构使用圆柱形的屏蔽体;同时采用不同源项设置,得出不同能量段下的透射系数,得出优化结果,为今后矿井下的能谱测定提供定值。     

基于三晶体耦合γ射线方向探测器的放射源定位

为了快速定位并寻回丢失的放射源,设计了一种由NaI、CsI、锗酸铋(Bi4Ge3O12,BGO)三种晶体与铅耦合组成的γ射线方向探测器,并采用基于蒙特卡罗方法的通用软件包MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)研究了铅晶比例、射线能量、剂量率等因素对探测器角度分辨率的影响。结果表明,对于137Cs源,在空气吸收剂量率≥0.331μGy·h~(-1)处,定位角度偏差≤0.99°;对于60Co源,在空气吸收剂量率0.586μGy·h~(-1)处,测量的平均角度偏差为0.46°;对于水平距离7 m、高度4 m的3.7×107Bq 137Cs源,相对定位偏差约为5%。     

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。