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。     

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。     

截断总体最小二乘变分核事故源项反演数值研究

放射性释放源项是核事故应急与事故后果评价的基础。核事故源项反演方法利用事故期间辐射环境监测数据估计事故释放源项。由于其不依赖电厂状态参数，在福岛核事故后被广泛重视。变分核事故源项反演模型（VAR）对释放源项的求解为全局最优，但受大气扩散模型误差的影响较大。为降低大气扩散模型误差对源项估计结果的影响，建立了截断总体最小二乘变分核事故源项反演数值计算模型（TTLS-VAR）。该模型可对扩散模型算子与监测向量进行修正，以提高源项反演的准确性。基于风洞实验数据对TTLS-VAR模型进行验证，结果显示:TTLS-VAR模型对释放源项估计结果的准确性较VAR模型有所提高。      

某高校放射源库辐射场的MCNP模拟及分析

采用非现场检测方法,给出某高校放射源库的辐射场分布,并计算出该放射源库的最大存储量,提出防护优化建议。利用MCNP(Monte Carlo N particle transport code)程序模拟计算放射源库辐射场分布,并与实测值对比,验证模拟值的可靠性。结果表明,MCNP程序模拟结果与现场实测值的误差基本保持在10%,能给出较精确的辐射场分布及源库最大存储量。结果提示:利用MCNP程序模拟放射源库及其周围辐射场,能在不进入辐射场的情况下,有效获取任意点处的剂量率;该高校放射源库采取的防护措施能保证在任意关注点处剂量率均小于国家标准限值;对于~(137)Cs的最大存储能力为4.88×10~(13) Bq,对于~(60)Co的最大存储能力为9.99×10~(10) Bq。     

日本福岛第一核电厂注水作业工作人员的剂量计算

根据日本政府核事故应急指挥部公布的数据,对参与日本福岛第一核电厂乏燃料水池注水作业工作人员分别受圆柱形、链形、锥形、扇形、漫烟形、屋脊形6种典型烟羽模型照射的吸收剂量率进行了计算.结果表明:身着含铅防护服工作人员受圆柱形和漫烟形烟羽照射的吸收剂量率分别为最小值0.14×102 μGy/h和最大值5.35×102 μGy/h;在同种放射性烟羽模型照射下,工作人员身着含铅防护服时吸收剂量率值小于未着气衣时值.计算结果将为核事故应急受照工作人员的剂量评估和医学治疗提供参考.     

测量BEPCⅡ直线加速器隧道内的瞬发辐射场

BEPCII直线加速器脉冲流强大且脉宽小,束流损失造成的辐射场是一个占空因子很小、辐射水平很高的瞬发辐射场。丙氨酸/ESR作为一种大剂量辐射场探测方法,本文首先实验刻度丙氨酸剂量计,用于隧道辐射场实验测量,并结合MCNP软件模拟计算校正测量结果。结果表明,束流注入阶段,e+靶区中子含量高,与光子通量比为3.7,光子剂量率0.94 Gy/h,中子剂量率范围8.2~16.4 Gy/h。其他区域(除e+靶区),中子含量少,基本忽略中子剂量率,且因束损不均匀导致剂量水平空间差异较大,剂量率范围0.1 Gy/h至十几个Gy/h,相差达两个数量级。     

γ能谱-剂量转换法测量环境辐射剂量

采用HPGe谱仪测量γ射线能谱,通过一系列的方法实现对剂量率的精确测量。选择多个标准点源对一台HPGeγ谱仪进行能量与效率刻度,并求解得到G函数的具体形式,并在~(137)Csγ标准剂量辐射场中进行刻度与测量。实验结果表明:采用该方法在实际环境中的测量结果与剂量率仪的测试结果的最大误差为±14%。利用环境能谱测量得到环境辐射剂量是一种可行有效的方法。     

中子能谱快速测量

为了实现中子能谱的快速获取,准确测量中子辐射场的剂量率,设计了一款一体化多球中子能谱仪。该系统能进行中子能谱的在线测量,实时显示中子剂量率。谱仪在Am-Be参考辐射场进行了验证,测量能谱与标准谱符合较好,转换后剂量率测量值与真值偏差<±7%。     

西安脉冲堆大空间中子辐照实验平台辐射场参数测量

西安脉冲堆于2010年建成了大空间中子辐照实验平台。本文介绍了该实验平台辐射场设计参数、辐射场测量方法和实测结果。采用蒙特卡罗方法计算了实验平台内中子初始谱。利用多箔活化法测量了中子能谱,解谱方法采用遗传算法,并与SAND-Ⅱ解谱方法进行了对比,对比结果较为一致,证明了遗传算法解谱的有效性。应用热释光剂量计测量了γ射线吸收剂量率。测量结果表明,该实验平台辐射场参数符合设计要求。     

便携式~(137)Cs照射装置研制及现场校准实验

固定式环境γ辐射剂量率监测仪表是承担环境连续监测任务的主要设备,这类仪表通常不便于拆卸和安装,而且送检周期较长(一周左右),影响了连续监测点数据的连续性。为了固定式仪表的按期校准,结合蒙卡方法研制了便携式137Cs照射装置,利用PTW剂量计对辐射场进行标定,最后利用便携式照射装置对固定式环境γ辐射剂量率监测仪表进行现场校准实验。     

基于福岛核事故监测数据的辐射剂量场重构方法研究

辐射剂量场的重构是核事故后开展应急工作的一种重要手段。为了比较不同插值方法用于辐射剂量场重构的优劣,基于日本福岛第一核电站事故后发布的监测数据,分别利用反距离权重插值法、克里金插值法、线性三角网插值法和径向基函数插值法4种方法进行辐射剂量场重构。通过划分不同数量的测试集,以均方根误差、平均绝对误差以及标准偏差为判别依据...     

基于频域分析方法模拟测量瞬发中子衰减常数

采用基于广义半马尔科夫过程(GSMP)建模的仿真方法模拟随机中子场的瞬态演化,利用相应程序MES模拟了252Cf源驱动噪声测量,通过对泄露中子时间谱的频谱分析给出了系统的瞬发中子衰减常数。模拟结果与实测结果比较表明:次缓发10分时,其误差为7%;次缓发100分时,其误差为3%;可为理论分析核装置安全性提供一种新的技术手段。     

Turbulent boundary layer control with a spanwise array of DBD plasma actuators

The turbulent boundary layer control on NACA 0012 airfoil with Mach number ranging from 0.3 to 0.5 by a spanwise array of dielectric barrier discharge(DBD)plasma actuators by hot-film sensor technology is investigated.Due to temperature change mainly caused through heat produced along with plasma will lead to measurement error of shear stress measured by hot-film sensor,the correction method that takes account of the change measured by another sensor is used and works well.In order to achieve the value of shear stress change,we combine computational fluid dynamics computation with experiment to calibrate the hot-film sensor.To test the stability of the hot-film sensor,seven repeated measurements of shear stress at Ma = 0.3 are conducted and show that confidence interval of hot-film sensor measurement is from-0.18 to 0.18 Pa and the root mean square is 0.11 Pa giving a relative error 0.5％over all Mach numbers in this experiment.The research on the turbulent boundary layer control with DBD plasma actuators demonstrates that the control makes shear stress increase by about 6％over the three Mach numbers,which is thought to be reliable through comparing it with the relative error 0.5％,and the value is hardly affected by burst frequency and excitation voltage.     

变形晶体X射线分光性能的数值模拟

通过有限元软件计算同步辐射晶体单色器分光晶体的变形,确定晶体倒格矢的改变量,按变形晶体光学理论预测变形晶体的Darwin宽度,建立一套预测直接水冷却晶体单色器分光性能的方法。算得直接水冷晶体子午方向Darwin宽度展宽为4.12μrad,与采用晶体表面变形倾斜误差计算值(3.89μrad)相比更接近实验值(5.0μrad)。     

一种基于薄塑料闪烁体探测器的定向剂量当量率监测仪研制

基于薄塑料闪烁体探测器,采用MC模拟优化了定向剂量当量率监测仪探头组合结构。研制的用于弱贯穿辐射监测的定向剂量当量率仪,在10 μSv/h～100 mSv/h范围内,相对固有误差＜± 6%;⁸⁵Kr的β辐射场中,-60°～60°范围内角度响应好于± 40%;β辐射平均能量在60 keV～800 keV内,能量响应变化在-24%～49%范围内;变异系数小于2%。实验测量结果表明,该定向剂量当量率仪辐射性能满足GB/T 4835.1—2012要求。     

Application of InGaP space solar cells for a radiation dosimetry at high dose rates environment of Fukushima Daiichi nuclear power plant

ABSTRACT

Decommissioning the Fukushima Daiichi nuclear power plant (1F) after the accident caused by a tsunami in 2011 requires characterization of the fuel debris by dose distribution measurement. This paper describes the experimental and theoretical behavior of a radiation detector applied with InGaP solar cells is investigated and allow the localization and characterization of the fuel debris. In the irradiation test, it was observed that the radiation-induced current output of the InGaP solar cells increases linearly with increasing dose rates of ⁶⁰Co γ-rays. For measurements at low dose rates, it becomes clear that the minimum detectable dose rate and resolution can be determined by analyzing the noise characterization. The maximum detectable level of radiation dosimetry for the InGaP solar cell was found to be higher than the highest γ-ray dose rate observable at the reactor core for 1F plants. Additionally, as an analysis of the radiation-induced current, it is attempted to express a relational expression between the absorbed dose rate and the creation of radiation-induced current pairs in the solar cells. The experimental and simulation results suggest that solar cells can be powerful tools for radiation dosimetry in high dose rate environments near the debris of the 1F plant.     

脉冲X射线次级标准电离室研制及量传技术研究

为解决脉冲X射线参考辐射场剂量准确定值及校准的技术难题,本文结合理论计算、蒙特卡罗模拟和实验的方法研制了脉冲X射线次级标准电离室并建立了ms级脉冲X射线参考辐射场,开展了主动式电离辐射剂量仪的脉冲X射线响应测试工作。实验结果表明,目前在售主流主动式剂量计的脉冲剂量响应偏低甚至给出错误读数,不适用于短脉冲、高剂量率辐射场的剂量测量和预警,会对人员安全造成较大隐患,因此应研发适用于脉冲X射线的主动式电离辐射剂量仪并推广脉冲X射线计量校准工作。     

可作为校准检定用标准剂量计的能量补偿型高气压电离室改进

在电离辐射计量检定工作中,标准剂量计的测量结果通过检定逐级传递到工作计量器具,以实现单位统一和量值准确可靠。由于环境水平γ射线剂量率较低,国际上常用的PTW-UNIDOS系列标准剂量计无法满足需要。针对这一特点,结合蒙特卡罗方法对高气压电离室的X射线、γ射线和宇宙射线响应特性进行模拟计算,进行了能量补偿型高气压电离室改进。测试结果表明:剂量率约30 μGy/h时,能量补偿型高气压电离室在87 keV～1.25 MeV能量范围内相对于¹³⁷Cs γ射线的响应偏差不大于6%,宇宙射线和¹³⁷Cs γ射线的响应偏差不大于10%,在0.5 μGy/h～1 mGy/h范围内相对固有误差为-3%,0.5 μGy/h时的重复性为0.7%,校准因子的不确定度为4%(k=2),可作为环境水平标准剂量计在校准检定工作中使用。