共查询到18条相似文献,搜索用时 531 毫秒
1.
《中国原子能科学研究院年报》2019,(0)
<正>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,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,实验结果列于表1。由实验结果可知,目前在售某型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 相似文献
2.
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。 相似文献
3.
4.
中国原子能科学研究院计量测试部研制了一款用于校准现场固定式X、γ辐射剂量仪的便携式X射线照射装置。首先利用蒙特卡罗软件建立模型,对出射口准直光阑结构进行优化设计,随后,对所建参考辐射场射束范围、均匀性及散射辐射进行模拟计算,并利用TW32005电离室进行了实验验证。在本研究所选辐射质、管电流及参考点-焦斑距离条件下,所建立的辐射场能量范围为60~164 keV,空气比释动能率在0.08~565 mGy/h,周围剂量当量率在0.13~892 mSv/h,为后续利用便携式X射线照射装置开展现场校准技术研究奠定了基础。结果表明,经优化设计后的准直光阑在满足准直限束需求的同时有效减轻了自身重量,便携式X射线参考辐射场特性满足GB/T 12162.1—2000要求,验证了所建模型的正确性及蒙特卡罗方法用于便携式X射线参考辐射场特性研究的有效性。 相似文献
5.
《中国原子能科学研究院年报》2017,(0)
正利用蒙特卡罗程序对450kV X光机建立模型,首先计算各参考辐射质下的原级谱及平均光子能量;随后依据平均光子能量,并结合MCNP模拟结果对附加过滤进行初步研究。1光机模型建立与原级谱计算首先,依据YXLON 450kV X光机实际尺寸,经概化后利用蒙特卡罗方法建立光机模型,光机阳极靶材料为钨,靶角为30°,固有过滤为5mm Be。随后,通过电子运输得到250~450kV管电压下X射线原级谱,模拟结果如图1所示。 相似文献
6.
在低能X参考辐射场中校准剂量(率)仪时,需要利用准确的转换系数进行计算。通常转化系数的参考标准为ISO 4037-3,但该标准的推荐值在低能区有较大的不确定度,因此需要对脉冲高度谱进行解谱求得注量谱,进而得到准确的转换系数。探测器的响应函数是注量谱解谱过程中的关键,本文在基于过滤的低能X光子参考辐射场中,使用蒙特卡罗方法MCNP4C程序建立CdZnTe探测器的几何模型,并计算出探测器响应函数,构建响应矩阵进行解谱,得到注量谱。结果表明,计算得到的标准源脉冲高度谱和实验测量结果基本一致,利用本文解谱结果得到的参考辐射场半值层与实验测量值基本吻合,相对偏差不大于5%。 相似文献
7.
为克服由于不同标准实验室内X、γ射线照射装置所用X射线管型号及整体结构不相同,导致转换系数产生一定偏差的问题,本研究采用MCNP5程序建立照射装置模型,计算15 keV~1.5 MeV单能光子及N-40~N-200窄谱系列对应的H*(10)/Kα转换系数;利用自主研制的H*(10)次级标准电离室测量辐射场参考点处周围剂量当量率并作为参考值,与转换系数法进行对比以验证转换系数法计算结果的正确性。结果表明,蒙特卡罗模拟转换系数与ISO 4037-3推荐值的相对偏差在±4%以内,转换系数法与次级标准电离室法测量结果的相对偏差在3%以内,证明利用蒙特卡罗方法计算H*(10)/Kα转换系数可行,对于“非匹配参考辐射场”,可使用此方法进行周围剂量当量定值。 相似文献
8.
9.
本文依托250~600 kV X射线光机,建立高能量段的重过滤窄谱X射线辐射质,研制石墨空腔电离室,通过蒙特卡罗模拟和实验测量完成250~600 kV X射线空气比释动能量值复现。在300 kV辐射质下,利用自由空气电离室和石墨空腔电离室完成X射线空气比释动能量值复现,相对标准不确定度分别为0.61%和0.45%,两种方法测量结果相对偏差为0.09%。利用研制的石墨空腔电离室在137Cs和60Co γ射线基准辐射场中完成空气比释动能的量值复现,结果与基准值的相对偏差分别为0.27%和0.39%,在不确定度范围内等效一致,验证了石墨空腔电离室测量250~600 kV X射线空气比释动能方法的可行性。 相似文献
10.
11.
以ISO 4037 1:2019为依托,使用大体积自由空气电离室作为测量器具,采用半值层法建立60~250 kV窄谱系列X射线参考辐射质,实验得出的各辐射质的第1半值层和第2半值层的值均在标准规定的误差范围内。使用高纯锗谱仪对建立的X射线参考辐射质进行测量,得到不同辐射质下的脉冲幅度谱。数据处理和分析结果表明,建立的60~250 kV窄谱系列X射线参考辐射质的谱分辨率、平均光子能量和有效能量与ISO 4037 1:2019的推荐值有较好的一致性。本次实验建立的60~250 kV窄谱系列X射线参考辐射质满足ISO 4037 1:2019要求。 相似文献
12.
Monte Carlo Simulation ofScattered Radiation of Free-Field Geometries Gama Reference Radiation Field
Reference radiation filedproduced by isotope source is necessary for calibration of radiation dosemeter. Scattered dose is an important characteristic in the reference radiationfield.How to reduce the scattered dose is an important research of radiationmetrology.Monte Carlo method was used to obtain the dose distribution of openand closed geometries free-field gamma reference radiation field, calculatedthe scattered dose. The calculation was tested by the results acquired in theRadiation Metrology Center in order to find a Monte Carlo method to study thefree-field reference radiation field, the photons scattered in floor, walls,air etc. was also calculated.In addition, the conclusion of this study can alsodo good to the design and construct of the free-field radiation field. 相似文献
13.
14.
15.
16.
构建ISO 4037?1以外的过滤X射线参考辐射需射束注量谱计算平均能量、分辨率和转换系数等参数。为建立过滤X射线注量谱获取方法,采用N型同轴HPGe探测器测量了N?40?N?250窄谱系列过滤X射线参考辐射并得到了脉冲幅度谱,使用Geant4模拟了探测器对放射源的响应并用实测能谱进行了验证,进而建立了响应矩阵,并通过MAXED软件解谱计算得到了射束的注量谱。由解谱所得注量谱计算的空气比释动能到周围剂量当量和个人剂量当量的转换系数与ISO 4037?3推荐值的相对偏差在0?06%?2?55%之间。 相似文献
17.
针对核电厂退役现场中复杂和简单几何区域并存的问题,以及退役过程对辐射场计算提出的快速、准确的要求,提出了蒙卡和点核积分耦合计算方法,并开发了耦合计算程序。对于单体源模型,由于模型简单,耦合方法、点核方法与蒙卡方法的计算结果均较接近,相对偏差小于10%,但耦合方法的计算速度比蒙卡方法提高了3.5倍;采用耦合方法和蒙卡方法分别计算了多体源模型的辐射场,结果表明耦合方法的计算准确度较高,相对蒙卡方法偏差小于40%,计算时间约为蒙卡方法的1/5。以秦山一期退役辐射场为例开展了计算分析,结果显示,耦合方法与蒙卡方法的计算结果相差不超过1个数量级,但前者计算速度比后者提高了约3倍,说明耦合方法可以满足核电厂退役辐射场计算需要。 相似文献
18.
The requirement of the fast three-dimensional radiation field calculation is raised during the decommissioning of large-scale nuclear installations. The most often used methods, such as the Monte Carlo and the discrete ordinates methods, have shortcomings in their simulations of such problems. The coupled Monte Carlo–point kernel computational scheme is developed to meet the requirement. The facility is separated into the source region and the bulk shielding region, with a common interface. The transport within the source region is simulated using the Monte Carlo method, which is by nature good at treating complex geometries. The radiation field in the bulk shielding region is treated by the point kernel approach to avoid the extremely expensive computation for deep penetration problems. The flow rate through the interface,which is given by the Monte Carlo simulation, is considered as the equivalent surface source for the point kernel calculation. Test calculations from simplified typical waste storage facilities have been performed to validate the coupled scheme by comparing them with the results conducted by the Monte Carlo method directly. The good agreement of the results, as well as the significant saving in computing time, indicates that the coupled method is suitable for the fast three-dimensional radiation field calculation. 相似文献