ISOCS无源刻度软件在准直器屏蔽厚度设计中的应用

准直器设计不仅需要考虑准直器的空间分辨率、灵敏度等因素,而且需要考虑准直器屏蔽厚度对阴影区的影响。建立了一种准直器屏蔽厚度的优化设计方法,该方法使用ISOCS无源刻度软件计算了探测器在佩带张角30,°屏蔽厚度分别为5、10、15 cm的准直器的角响应曲线和对无穷大面源在不同角度范围内计数率贡献的百分比。结果表明,当准直器屏蔽厚度为5 cm时,方位角90°处γ射线仍然对探测器存在计数率贡献;准直器屏蔽厚度为15 cm时,探测器视野范围可得到有效控制。该方法不仅可以为准直器屏蔽厚度设计提供依据,同时可以作为准直器探测器的效率刻度和不确定度评定的参考。     

就地计数系统小推车车体屏蔽修正

介绍了应用152Eu面源对就地计数系统(ISOCS)小推车车体屏蔽修正的实验方法和计算方法。BE5030型HPGe探测器配带50mm-90°、50mm-30°或50mm-180°铅准直器,端面向下,垂直地面测量,探测器距地面58.2cm。得到了该测量条件下关注能量γ射线的小推车屏蔽修正因子。并通过最小二乘拟合得到屏蔽因子与γ射线能量的关系式,用以内插获得122～1408keV范围内任意γ射线的小推车车体屏蔽修正因子。     

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。     

放射性气溶胶监测仪准直器优化设计

基于反符合钝化注入平面硅(PIPS)探测器设计一个合适的准直器,降低低能α粒子对β粒子计数的影响。利用Geant4软件模拟反符合PIPS探测器添加准直器前后不同能量的α粒子和β粒子探测效率,结果表明,添加准直器后α探测效率降低约18%,β能量大于0.65 MeV时,添加准直器后的β探测效率降低约0.5%。利用²⁴¹Am标准面源对反符合PIPS探测器添加准直器前后的探测效率进行实验测量,发现与理论计算的探测效率吻合好,可去掉约95%的能量小于3 MeV的α粒子。准直器可应用在气溶胶监测仪需要准确区分α粒子和β粒子计数的场合。     

用蒙特卡罗方法对60Co数字辐射成像系统检测射线束的准直研究

应用蒙特卡罗方法模拟了^60Co辐射成像系统检测射线束的准直过程。通过分析MCNP程序给出的计算数据，讨论了源室、准直器和侧屏蔽体在射线准直过程中的不同作用，对实现成像系统射线的准直具有参考价值。     

放射性氙的探测效率的MC模拟方法

为了满足放射性氙的现场快速测量需求,本文采用基于体素填充的蒙特卡罗方法实现了复杂几何形状的一体化吸附/测量源盒内部的吸附柱中放射性氙同位素的探测效率校准。验证实验结果表明,ULB HPGe探测器对氙同位素探测效率的计算值与实验值的相对偏差小于±8%,说明本文所建立的方法是可行的。     

钒自给能探测器中子响应计算方法

钒自给能探测器被广泛用作核动力反应堆的堆内固定式探测器,为堆芯中子注量率分布测量连续不断地提供信息。研究钒自给能探测器的响应电流计算方法,为堆芯在线功率分布监测与探测器设计优化提供理论依据。首先描述钒自给能探测器的响应机理与特性,然后基于Warren提出的理论模型,详细介绍中子响应电流控制方程及电子逃脱概率的计算方法,最后根据公开报道的典型钒探测器规格与实验数据进行数值模拟分析。结果显示,单位长度热中子灵敏度计算值与测量值相对偏差在±5%以内,论证了该方法的有效性与计算精度。     

溴化镧探测器的晶体表征与全能峰效率计算

无源效率刻度技术已在辐射探测器的效率刻度中得到了广泛的应用。本文基于点源效率实验及蒙特卡罗模拟计算方法,对溴化镧探测器的晶体尺寸进行了调整;在此基础上,计算得到不同位置处全能峰效率的计算值。点源效率实验的验证结果表明,在121～1 332 keV能量范围内,γ光子全能峰效率的计算值与实验值的相对偏差小于±5%。     

非均匀含铀物料测量系统无源效率刻度技术应用研究

根据分段γ扫描系统(SGS)建立的非均匀含铀物料测量系统,建立相应的无源探测效率刻度计算模型,并利用标准点源对高纯锗探测器进行表征实验、对整套系统进行模拟验证实验,该系统的绝对探测效率计算值与模拟实验值偏差均小于2%。随后利用已知浓度的硝酸铀酰溶液开展基于无源效率刻度方法的实验验证,该测量值与样品的标称值相对偏差在2%以内。最后在实验室条件下,采用增量法原理开展盲样测量分析的尝试性评估实验,利用非对等刻度方法确定点源等效位置,以初次测量分析的盲样数据作为基数,分别测量逐一加入已知²³⁵U含量的工作标准样品的混合物,每次测量结果与基数之差同工作标准样品标称值之间的偏差小于8.5%,对上述四个测量结果进行线性拟合,R²=0.995 4。对拟合曲线采用外推方式,计算得出盲样中²³⁵U的含量与实测值偏差-1.87%。结果表明,该非均匀含铀物料测量系统无源效率刻度技术的准确性可以接受,同时通过增量法的应用可对未知非均匀样品的测量结果进行一定的评估,该方法也可推广应用于其他核保障的非均匀物料测量装置。     

TPGD-1动态Υ密度计

具有特殊孔单射准直器的 TPGD-1 动态γ密度计被用来测量 φ50×5mm 不锈钢管道内两相流的空泡份额。其电路系统的时间常数为3ms;用特殊孔准直器测量不同空泡分布的平均误差为0.79%满度值;测量系统的固有误差<1.6%满度值;空泡分额测量的总标准误差<3.0%满度值。     

水中总α、β放射性测量中探测效率等效因子相关性探讨

研究水中总放射性测量探测效率等效因子相关性。通过蒙特卡洛模拟计算和试验测量比较8个不同质量厚度⁴⁰K、²⁴¹Am源探测效率,验证实验测量装置模拟模型。模拟20个不同质量厚度、3个不同半径辐射源的6个α和β核素探测效率,计算其探测效率等效因子,进一步分析不同质量厚度,不同半径辐射源,不同能量的α、β核素探测效率等效因子相对偏差。⁴⁰K作标准源,β核素辐射源半径不同,引起的探测效率等效因子相对偏差小于1.5%;²⁴¹Am作标准源,α核素辐射源半径不同,引起的探测效率等效因子相对偏差小于8.05%,当质量厚度等于11.21 mg/cm2,辐射源半径不同引起的探测效率等效因子相对偏差小于3.08%。水中总α、β放射性测量,辐射源半径对α、β探测效率等效因子影响小于10%;日常水中总放射性测量,可以不考虑辐射源半径不同引起的探测效率等效因子修正,其结果能够满足相关标准要求。     

γ-γ符合法标定~(60)Co源活度最佳脉冲宽度测定

论文介绍了γ-γ符合法标定~(60)Co源放射性活度最佳脉冲宽度的测定方法。该方法适用于辐射源活度A≤5×106Bq的标定,通过优化各插件设置的参数,对在不同脉冲宽度下计算得到的活度与实验室时参考源活度进行比较,快速进行标定,同时对实测真偶符合比与反推真偶符合比进行比较。实验结果表明:γ-γ符合法测量辐射源活度时,无限增大真偶符合比对实际测量无太大的意义,测量结果计算得到的~(60)Co辐射源的活度为141 441 Bq,与实验时源的参考活度相对偏差为0.252%,γ-γ符合法标定~(60)Co源放射性活度的最佳脉冲宽度为0.39μs。     

高纯锗能谱仪^(125)I核素点源和体源绝对活度测量方法研究北大核心CSCD

通过^(125)I核素X射线和γ射线的符合相加特性,推导出了仅包含全能峰(27.3、35.5、31.2 keV)净计数率、符合峰(58.5、66.7 keV)净计数率和总谱净计数率的^(125)I活度计算公式,并通过宽能型和N型高纯锗谱仪分别对点源、活性炭盒源和液体源进行了验证。点源到探测器距离不大于5 cm测量时,绝对活度公式计算结果和参考值的相对偏差在±1.2%以内;活性炭盒对^(125)I核素的自吸收效应可以忽略,绝对活度计算公式不受^(125)I核素分布形式的影响,活性炭盒源正反面测量的相对偏差均在±1.4%以内;体积小于40 mL液体源的测量结果和参考值的相对偏差在±2.6%以内,液体源在测量时,样品高度不宜过高,以减少自吸收效应对符合相加峰的减弱效果。实验结果表明在不依赖标准物质和核素参数的情况下,推导的绝对活度计算公式可用于^(125)I核素放射性活度的精确测量。     

航空γ能谱仪无源效率刻度方法研究

因人工放射性核素的航空γ能谱仪实物刻度模型匮乏,导致难以依据航空γ能谱准确反演地面人工放射性核素的含量。本文基于窄束γ射线指数衰变规律与微积分的思想建立了任意形状的γ辐射源上空航空γ能谱仪无源效率刻度的数值计算模型。通过低空探测实验、高空变化趋势分析、5-100 m高空探测实验证明该模型适用于任意位置点源航空γ能谱仪全能峰探测效率数值计算。同时计算发现在低空探测时不同γ辐射的面源与体源的航空γ能谱仪全能峰探测效率与MCNP5模拟值的相对偏差在±1.5%以内,且含1 460.83 ke V或2 614.533 ke Vγ射线的无限大体源90-150 m探测高空计算结果与石家庄动态带上的实验值相对偏差为8.33%-15.82%。上述实验充分证实该无源效率刻度计算模型适用于航空γ能谱探测实践,为利用航空γ能谱仪寻找丢失放射源及核事故应急监测提供技术支持。     

蒙特卡罗方法计算高纯锗探测器的全能峰效率

采用蒙特卡罗方法模拟计算高纯锗探测器的全能峰效率。通过计算值与实验结果的比较,反复调节计算模型中高纯锗晶体的尺寸,最终确定晶体长度、半径和死层厚度。结果表明,用此方法确定的晶体尺寸来模拟计算不同位置、能量在13.9～1 332 keV范围内的X、γ射线的全能峰效率,计算结果与实验结果的相对偏差在中高能区绝大部分处于±3%以内,低能区(<60 keV)在±6%以内。     

HPGe探测器的效率曲面研究

研究了高效率HPGe探测器测量近距离面源情况下的效率曲面。通过测量8种单能γ射线核素点源在探测器表面各点的相对效率及其面源效率,拟合得到了HPGe探测器的峰效率曲面和总效率曲面的解析表达式。使用该曲面计算的^60Co、^152Eu的真符合校正因子与实验测量结果基本一致。     

应用蒙特卡罗方法模拟HPGeγ谱仪的体源探测效率

采用蒙特卡罗方法模拟计算了HPGeγ谱仪对标准样品体源的全能峰探测效率;然后通过实验测量获得标准样品体源各特征能量γ光子的全能峰净计数,并结合模拟得到的全能峰探测效率计算出标准样品体源中天然放射性核素的比活度,计算结果与标称值的相对偏差在±3%以内,符合较好。     

蒙特卡罗模拟确定HPGe探测器点源效率函数及参数

在探测器晶体体积一定的情况下,HPGe探测器点源效率主要由γ射线能量、角度和探测距决定。利用极坐标对点源进行空间定位,试验测试了不同角度和探测距条件下137Cs和60Co点源的γ能谱,同时采用MCNP程序模拟计算HPGe探测器不同角度与探测距条件下γ点源效率,并与实验值进行对比和校正。结果表明,探测角度在0-9π/24,γ点源效率模拟值与实验值之间全能峰净计数的相对偏差均在8%以内。最后对γ点源效率模拟值进行多元非线性回归,确定了在特征γ射线能量下,以角度和探测距为因变量的点源效率函数及其参数。     

放射性废物桶γ检测探测器准直器模拟设计

介绍了在放射性废物桶γ检测中基于MC模拟的阵列探测器准直器的设计。利用MCNP程序建立探测系统模型,计算了在圆形、方形、菱形准直孔,以及铅、钨、不锈钢准直材料条件下,碲锌镉探测器对体源和点源的探测效率,分析了准直器形状和材料对探测效率的影响。结果表明:相比方形和菱形准直孔,圆形准直孔的探测效率相对较高;相比铅和钨,不锈钢准直时出现多路射线干扰,且铅和钨的准直效果相当。     

光子注量到空气比释动能转换系数的Monte-Carlo模拟

本文采用蒙特卡罗程序EGS5模拟计算单位注量的10keV～10MeV的光子在空气中所产生的空气比释动能,并将计算结果拟合成公式。模拟计算结果与ICRP74号报告中建议值的相对偏差在±2.0%以内,与ICRU47号报告中建议值的相对偏差在±3.5%以内;拟合值与前者的相对偏差在±4.0%以内,与后者的相对偏差在±7.0%范围内。