MCNP程序对X射线荧光分析校正曲线的模拟计算

X射线荧光分析中,由于物质成分变化对检测结果的影响,在多数情况下元素浓度含量和荧光强度间不是线性对应关系.针对0～100%浓度的Fe和基体为Cr(强吸收体)和O(弱吸收体)的二元混合物样品,使用MCNP程序模拟强吸收和弱吸收时Fe的荧光强度和Fe的浓度的对应关系.理论表明该对应关系为由参数p确定的曲线,p值由基体元素和...     

X射线荧光分析原级能谱分布的MCNP模拟

X射线荧光分析中,入射激发能谱是影响元素特征荧光强度大小的直接因素。本文使用MCNP程序模拟不同条件下电子打靶后的X射线能谱分布,计算结果能够反映不同条件下特征谱线和连续谱线的特点。模拟能谱数据可用于X射线荧光分析的数据处理。     

用镜像变换法计算X荧光分析的基体效应修正系数

本文阐述了在能量色散法X荧光分析中(EDCRFA)用经验系数法基体效应修正的基本表达式。由于在求解经验系数中存在的病态矩阵,造成计算结果误差很大,文中采用镜像变换法(Householder法)可以得到较稳定和精确的解,取得了明显的效果。     

用于便携式X射线荧光仪的基体效应散射校正模型

本文论证了样品对入射射线的质量吸收系数(μ_O)与康普顿散射强度之倒数呈线性关系,提出并验证了样品对待测元素特征线的质量吸收系数(μ_K)与质量吸收系数(μ_O)以及待测元素含量之间呈线性多项式关系。并且给出了这些关系存在的条件。提出了一种适用于低能量分辨率的携带式X荧光仪的散射校正模型。并成功用于锡矿和某些铜矿分析中。     

铜镜的X射线荧光分析

建立一种不取样的分析古代青铜镜的方法,给出了52面铜镜的铜、锡、铅含量值。从所获得的含量值看,铜镜中的铜、锡比例很接近,这就证明了《考工记》里“金锡半谓之鉴燧之齐”的记载基本上是正确的。     

X射线荧光分析的α系数法校正

X射线荧光分析中对厚靶基体的吸收增强效应必需进行校正。α系数法是应用得很广泛的一种校正方法。本文在Lachance-Traill数学模型的基础上增加了待测元素对其自身的特征X射线荧光强度影响的校正项。 假定某样品的基体中含有N种元素,它们的含量及X射线的相对强度分别为C_1,C_2……C_N及R_1,R_2……R_N,其中第i种元素的含量可根据下列半经验公式计算     

全反射X射线荧光分析

综述了全反射X射线荧光分析技术的基本原理,装置及特点,介绍了全射X射线荧光分析技术的应用及其前景。     

使用X光聚束系统的X射线荧光分析研究

复合光导管组成的Ｘ光透镜可将发散的Ｘ光束聚至直径φ０．５ｍｍ,聚束后的功率密度增加１０４倍．这种新型的Ｘ光透镜已用于Ｘ射线荧光分析研究,使用Ｘ光管功率仅２Ｗ,而探测限可达１０－９—１０－１０ｇ．     

医用诊断X射线能谱的MCNP模拟

掌握医用诊断X射线的能谱是开展图像质量和人员所受辐射剂量评估等工作的重要前提。本研究应用MCNP(Monte Carlo N-Particle Transport Code)软件开展医用诊断X射线能谱的计算机蒙特卡罗模拟。构建了X射线机头简化的几何模型,计算管电压为50～150 kVP、总滤过为0.5～5 mm(Al)、阳极角度为6°～14°时,在出来口的X射线能谱结果。同时分析了X射线的阳极脚跟效应特性,并得到含有阳极效应的X射线面源数据文件集,可用于后续应用计算。能谱的模拟计算结果与现有能谱软件结果符合较好,表明通过电子打靶的计算机蒙特卡罗模拟可较准确得到X射线源特征参数,为后续其应用建立了较好的源项基础。     

X射线荧光光谱仪的现状

综述了波长色散X射线荧光光谱仪和能量色散X射线荧光光谱仪的现状和发展趋势,及其X射线荧光光谱仪的拓展,介绍了部分具有代表性的X射线荧光光谱仪的主要性能.     

手持式EDXRF荧光仪在RoHS认证的应用研究

利用自行研制的便携式EDXRF荧光仪对自配聚乙烯、Cu、Sn、Si O2四种基体标准样品的测量与数据处理,建立了基于RoHS标准的Cr、Pb、Hg、Br等元素的工作曲线,得出判定样品合格的参考标准。实验证明了XRF技术用于RoHS检测中进行快速筛选待检样品是一种有效手段。     

玻璃参考物质中重金属污染元素的INAA比对分析

为应对欧盟RoHS和94-62-EC标准,国家地质实验测试中心研制了三种玻璃标准参考物质。我们用仪器中子活化分析方法对玻璃标准物质样品进行多元素分析。利用中国原子能科学研究院微型反应堆对样品辐照,采用高纯锗谱仪测量,对样品进行多元素分析。用有证标准物质1633a对玻璃样品分析质控,最后得出玻璃样品包括有毒元素在内的多元素分析结果并进行相关讨论。     

Application of active and passive neutron non destructive assay methods to concrete radioactive waste drums

This paper deals with the application of non-destructive neutron measurement methods to control and characterize 200 l radioactive waste drums filled with a concrete matrix. Due to its composition, and particularly to hydrogen, concrete penalizes the use of such methods to quantify uranium (U) and plutonium (Pu) components, which are mainly responsible of the α-activity of the waste. The determination of the alpha activity is the main objective of neutron measurements, in view to verify acceptance criteria in surface storage. Calibration experiments of the Active Neutron Interrogation (ANI) method lead to Detection Limit Masses (DLM) of about 1 mg of ²³⁹Pu_eff in the total counting mode, and of about 10 mg of ²³⁹Pu_eff in the coincidence counting mode, in case of a homogeneous Pu source and measurement times between one and two hours. Monte Carlo calculation results show a very satisfactory agreement between experimental values and calculated ones. Results of the application of passive and active neutron methods to control two real drums are presented in the last part of the paper. They show a good agreement between measured data and values declared by the waste producers. The main difficulties that had to be overcome are the low neutron signal in passive and active coincidence counting modes due to concrete, the analysis of the passive neutron signal in presence of ²⁴⁴Cm in the drum, which is a strong spontaneous fission neutron emitter, the variation of the active background with the concrete composition, and the analysis of the active prompt neutron signal due to the simultaneous presence of U and Pu in the drums.     

提高MCNP脉冲高度谱模拟精度的方法的初步探讨

针对MCNP在某些情况下模拟脉冲高度谱时遇到精度不能满足要求的问题,初步讨论了响应函数和分段模拟这两种可能的解决方法的原理和基本实现过程。并结合工作讲述了一例应用分段模拟法生成脉冲高度谱的算例。     

用于放射性惰性气体总β测量的组合探测器的厚度的确定

确定用于放射性情性气体总β测量的组合探测器塑料闪烁体和BGO的厚度。利用MCNP4C程序软件对塑料闪烁体和BGO组成的100种厚度的组合探测器,4种不同能量的γ光子的计数率进行计算,选择出一组使塑料闪烁体和BGO对不同能量γ光子计数率最接近同比关系的厚度组合,从而实现扣除塑料闪烁体中的γ计数,测定放射性情性气体中总β计数的目的。结果表明,塑料闪烁体为1cm厚、BGO为3 cm厚时,可以为最终设计探测部件的尺寸提供重要参数。     

MCNP程序对某坑式废物库贮存废物放射性活度验证计算

某废物库退役源项调查是废物库退役工程前期工作,为退役设计提供源项输入。根据现场辐射水平测量结果,利用点核积分原理,通过γ辐射水平与γ射线注量之间的关系,反推出废物的放射性活度。为评价计算结果,利用MCNP程序进行了验证计算。点核积分计算结果为6.4×1014Bq,MCNP验证计算结果为4.82×1014Bq,表明点核积分计算结果偏保守,满足工程设计需要。     

低浓铀在IAEA基准装置IPEN-MB-01中应用的初步研究

为研究低浓铀燃料在加速器驱动的次临界系统(ADS)中的应用,阐述了IAEA基准装置IPEN-MB-01,并使用MCNP程序对次临界装载的IPEN-MB-01基准装置进行了初步模拟计算,对该装置在低浓铀(LEU)燃料装载下的keff,由D-D或D-T外源驱动下的ks、中子通量分布和中子能谱进行了计算,并简单说明参数的计算方法.计算结果与其他参与计算的国家的结果进行了比较,结果相近.     

MCNP光电参数计算I/O接口可视化软件

系统电磁脉冲(SGEMP)环境、响应和效应研究中,离不开射线与材料相互作用时的光电参数。MCNP是光电参数的通用计算程序之一,输入文件格式较复杂,同时,它也没法与自行开发的其它软件的接口通信。为方便使用,针对SGEMP研究的特点,开发了MCNP光电参数I/O接口可视化软件,软件运行于Windows平台下,使用C++Builder语言编写。应用该软件,用户只需要给出射线和材料参数,就可以得到需要的光电参数。该软件解决了自行开发的SGEMP环境计算软件与MCNP的接口通信问题,为以后通用SGEMP环境计算软件的推广使用打下了基础。