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%。     

烟羽辐射模拟装置的研制及测试

环境γ监测设备对小剂量率变化的灵敏度是评价其辐射特性的一项重要指标。本文介绍了一种自行研制的烟羽辐射模拟装置,该装置由137Cs放射源及其传动系统、铅屏蔽体、不同厚度的铅衰减环、控制单元等组成。利用蒙特卡罗模拟和G(E)函数法对距离装置放射源3 m、离地面1 m高度处的空气比释动能率进行了计算,由上述两种方法得到的结果相对偏差在5%以内。结果表明,此烟羽辐射模拟装置在装载MBq量级的137Cs源时,预计可提供10 nGy/h~50 nGy/h的辐射场,可用于环境γ监测设备对小剂量率变化的灵敏度测试。     

烟羽辐射模拟装置的研制及测试北大核心CSCD

环境γ监测设备对小剂量率变化的灵敏度是评价其辐射特性的一项重要指标。本文介绍了一种自行研制的烟羽辐射模拟装置,该装置由137Cs放射源及其传动系统、铅屏蔽体、不同厚度的铅衰减环、控制单元等组成。利用蒙特卡罗模拟和G(E)函数法对距离装置放射源3 m、离地面1 m高度处的空气比释动能率进行了计算,由上述两种方法得到的结果相对偏差在5%以内。结果表明,此烟羽辐射模拟装置在装载MBq量级的137Cs源时,预计可提供10 nGy/h^50 nGy/h的辐射场,可用于环境γ监测设备对小剂量率变化的灵敏度测试。     

基于三NaI(Tl)晶体探测器的放射源定位研究

设计了一种三NaI(Tl)晶体组成的γ射线源定位探测器系统,并通过模拟仿真及实验研究了三NaI(Tl)晶体探测器在137Cs辐射场中全能峰占比计数随距离及入射粒子方向变化的关系。结果表明:在远距离探测情况下,采用全能峰占比法可以有效消除源与探测器间距对角度分辨的影响。对于探测距离约为2.58 m的1.36×106Bq的137Cs源,测量的最大角度偏差≤1.72°,定位位置相对偏差为3.71%。     

基于BP神经网络的多GM计数器γ辐射定向测量算法研究

针对放射源搜寻作业的角度定向测量需求,设计了由4个GM计数器和十字铅屏蔽结构组成的γ辐射定向测量装置,屏蔽体厚1 cm、径向宽7 cm。利用GEANT4模拟计算了定向测量装置对0.058～3 MeV单能光子的角响应,将其作为训练样本建立了基于BP神经网络的角度反演方法。设计了神经网络训练样本的输入输出参数模型,并比较了3种算法模型的角度分辨精度,其中样本映射重组算法效果最好,角度反演精度为±1.5°;引入计数涨落时,该方法也能实现约±10°以内的角度偏差。利用~(137)Cs源进行实测,结果显示角度偏差在±6.25°范围内。     

环境测量用NaI(Tl)γ谱仪

本文报道以φ100×100mm的低钾NaI(T1)晶体和GDB-76F型光电倍增管组合探头为探测器的室内外通用γ谱仪。在铅屏蔽室内,γ光子能量从0.05—2MeV范围本底计数率为1053计数/min。对~(137)Cs面源(φ5mm)的γ射线能量分辨率<10％,全能峰效率为16.3％,测量1000min,置信水平为95％,最小可探测下限为0.06Bq。环境就地测量20min可分析出10m半径范围内土壤中U系,Th系、~(40)K和~(137)Cs等核素的比放活度,并可给出距地面1m高处它们各自的γ吸收剂量率及总吸收剂量率值。     

超低空辐射测量探测器研究

正超低空辐射测量探测器是为重大或特大核事故应急辐射监测而设计。事故发生后在交通阻断或高辐射剂量率水平下,监测人员无法进入事故发生地时,超低空辐射测量探测器可通过无人机载带到事故区域上空(飞行高度1～100m)进行定点监测或按照规划路径进行巡测(图1)。其可实现辐射剂量率水平连续稳定运行监测以及实时回传监测数据,为核应急行动决策提供参考依据。项目研制的超低空双GM管辐射测量探测器剂量率测量范围为100nGy/h～10Gy/h,利用137Cs伽马点源对该系统进行定位精度测试,其GPS定位     

NaI探测器搜寻γ源定位准直器模拟设计

为尽快搜寻丢失的γ放射源,模拟设计了用NaI探测器确定γ源方位的铅准直定位装置。设计针对铅准直NaI探测器,运用MCNP软件模拟定位γ源。模拟结果表明,设计的铅准直NaI探测器能够识别γ射线的方向,且角度分辨率高,放射源模拟定位的偏差小,在多个放射源形成的辐射场中能对各个放射源进行定位。     

One-fold Gold反演法计算空气吸收γ剂量率

介绍了基于One-fold Gold反演法求解空气吸收γ剂量率的计算方法。使用MCNP计算NaI(Tl)探测器的能量响应矩阵,将该矩阵和γ能谱数据代入One-fold Gold反演表达式,求得核素在单位时间内发射的某种能量的特征γ射线的数目,并代入建立的数学表达式,计算出关注核素产生的空气吸收γ剂量率。分别使用~(133)Ba、~(137)Cs标准点源对方法进行实验验证,结果显示,使用该方法计算出的空气吸收γ剂量率相对高压电离室测量值的偏差均小于10%。     

可移动式高活度废放射源整备装置的示范性验证

在高活度废放射源、整备场地、整备装置、监测仪器、人员和文件准备的基础上,利用自行研制的国内第1套可移动式高活度废放射源整备装置,顺利完成了活度为3.71×1013Bq的60Co废放射源的示范整备和回取作业。整备方案考虑了废放射源整备后的安全、可回取和体积最小化等原则,以及国内废放射源地坑式贮存现状。在整备过程中,将29枚高活度60Co废放射源从原始容器中取出后封装在螺纹封装管中,再将多根封装管放入薄壁盛装容器中,最后将盛装容器放入长期贮存容器中。在回取过程中,将已整备的多枚高活度60Co废放射源恢复原状,放入原始容器。在整备过程中,整备装置外表面剂量率1.56μGy/h~4.48μGy/h,装置顶盖外表面剂量率4.23μGy/h～14.8μGy/h;距整备装置外墙10 m处的剂量率1.20μGy/h~1.84μGy/h;整备操作人员最大个人受照剂量5.4μSv,平均个人受照剂量3.0μSv。在废放射源整备和回取作业过程中,以及作业以后,整备装置工况良好。     

用蒙特卡罗方法模拟计算高气压电离室对 60Co和 137Cs源的空气吸收剂量率因子

用蒙特卡罗方法模拟计算高气压电离室对⁶⁰Co和¹³⁷Cs源的空气吸收剂量率因子，并在标准参考辐射场中进行对应刻度。计算和刻度结果表明：对¹³⁷Cs点源，高气压电离室空气吸收剂量率因子的计算值与刻度值间的相对偏差为0.65%；对⁶⁰Co点源，两者之间的相对偏差为－5.5%。计算值与刻度值在不确定度内一致。     

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。     

Results of environmental radiation monitoring at the Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories,JAEA, following the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

In response to the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, emergency monitoring of the environmental radiation was performed at the Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories (NCL), Japan Atomic Energy Agency (JAEA). This article describes the results of the monitoring, including air absorbed dose rate and radionuclide concentration in air and fallout. The air absorbed dose rate began to increase from about 1 am on 15 March 2011 and varied over time, with three peaks: 4.8 μGy/h, 2.1 μGy/h and 3.1 μGy/h at 8 am on 15 March, 5 am on 16 March and 4 am on 21 March, respectively. The increase in the radionuclide concentrations in air and fallout showed a tendency similar to that in the case of the dose rate. The ¹³¹I/¹³⁷Cs concentration ratio in air varied considerably every day, and the maximum was about 100. The ¹³⁷Cs amount in the fallout for a month from 15 March to April 15 was about 120 times higher than that after the Chernobyl accident in May 1986 and about 30 times higher than that in Tokyo in June 1963 during the atmospheric nuclear weapon tests. The committed effective dose due to inhalation was estimated from the observed radionuclide concentration in air.     

用于γ辐射成像系统的60Co源容器的设计

放射性同位素是辐射成像中常用的射线源,具有输出射线强度稳定、空间分布均匀恒定、操作维护简便、射线能量较单一、节能等优点,但是也存在防护和安全方面的问题,因此设计和开发功能完善、防护适当、安全可靠的放射源工作及储存容器十分重要。在⁶⁰Co高精度工业CT系统中,依据相关国家标准,采用特殊的结构、屏蔽及安全设计,制作了⁶⁰Co射线源的工作及储存容器。经实际测量,距容器表面5 cm和1 m处空气吸收剂量率分别为170 μGy/h和5 μGy/h。该容器功能完善、操作便利、结构坚固,具有多重安全设计,很好地满足了系统的检测要求,保障了人员的辐照安全。     

Fast nuclide identification based on a sequential Bayesian method

The rapid identification of radioactive sub-stances in public areas is crucial.However,traditional nuclide identification methods only consider information regarding the full energy peaks of the gamma-ray spectrum and require long recording times,which lead to long response times.In this paper,a novel identification method using the event mode sequence(EMS)information of tar-get radionuclides is proposed.The EMS of a target radionuclide and natural background radiation were established as two different probabilistic models and a decision function based on Bayesian inference and sequential testing was constructed.The proposed detection scheme individually processes each photon.When a photon is detected and accepted,the corresponding posterior probability distribution parameters are estimated using Bayesian inference and the decision function is updated.Then,value of the decision function is compared to preset detection thresholds to obtain a detection result.Experi-ments on different target radionuclides(137Cs and 60Co)were performed.The count rates of the regions of interest(ROI)in the backgrounds between[651,671],[1154,1186],and[1310,1350]keV were 2.35,5.14,and 0.57 CPS,respectively.The experimental results demonstrate that the average detection time was 6.0 s for 60Co(with an activity of 80400 Bq)at a distance of 60 cm from the detector.The average detection time was 7 s for 137Cs(with an activity of 131000 Bq)at a distance of 90 cm from the detector.The results demonstrate that the proposed method can detect radioactive substances with low activity.     

动态γ辐射场中的气溶胶监测系统优化设计北大核心CSCD

为满足核电站及应急监测环境中具有动态强γ本底的α、β放射性气溶胶在线监测的需求,本文结合该监测场景的源项特点,对表面钝化的离子注入型(PIPS)半导体探测器晶体结构进行了优化设计。并使用蒙特卡罗方法,对探测系统结构优化后的集成双PIPS探测器,进行了角度响应模拟。为满足大角度范围更为优异的角度响应相对标准偏差指标(根据现场工作及实验总结要求小于15%),对集成双PIPS探测器探测系统(包括:探筒、走纸部分及气溶胶输运管路)结构进行了优化,并将整个探测系统置于立体设备处。将改进后的设备分别置于^(60)Co和^(137)Cs参考辐射场中,进行了线性、能量和角度响应实验。实验结果表明:(1)经优化设计的集成双探测器结构在角度、能量及线性响应方面的性能更优异;(2)整机组件材料的结构及密度的各向异性可仅通过对探测系统局部的结构优化,实现角度响应不大于5%,从而避免对整机进行改造。最终将优化后的设备置于空气比释动能为10μGy/h的137 Cs参考辐射场中运行,测量结果表明:经γ补偿及天然氡、钍子体扣除后,α气溶胶的探测限小于0.03 Bq/cm^(3),β气溶胶的探测限小于0.4 Bq/cm^(3),且在长期稳定运行中未出现误报警。     

γ吸收剂量率在线探测用硅光电池的电学性能研究

建立了一种γ吸收剂量率实时在线测量系统,研究了半导体硅光电池BBZSGD-4辐射光生电流和γ吸收剂量率之间的关系,并对其耐辐照性能进行了研究。60 Coγ辐照实验表明:半导体硅光电池BBZSGD-4对60 Co的γ射线有较好的响应,其辐射光生电流与吸收剂量率的关系呈线性规律。当吸收剂量率为94.54Gy/min时,辐射光生电流可达1.26μA。在吸收剂量率为50Gy/min时,辐射光生电流随总吸收剂量的增加呈指数下降,总吸收剂量为5 445.8Gy时,其辐射光生电流衰减1%。半导体硅光电池BBZSGD-4具有作为实时在线低吸收剂量率探测器的潜力。     

Reconstruction of a radiation point source’s radial location using goodness-of-fit test on spectra obtained from an HPGe detector

High purity germanium (HPGe) detectors are ubiquitous in nuclear physics experiments and are also used in numerous low radioactive background detectors. The effect of the position of ⁶⁰Co and ¹³⁷Cs point sources on the shape of spectra were studied with Monte Carlo and HPGe detector measurements. We briefly confirm previous work on the position dependence of relative heights of peaks. Spectra taken with the radiation sources placed at locations around the detector were then compared using the Kolmogorov–Smirnov (K–S) goodness-of-fit test. We demonstrate that with this method the Compton continuum spectral shape has good sensitivity to the radial location of a point source, but poor angular resolution. We conclude with a study of the position reconstruction accuracy as a function of the number of counts from the source.