积累因子影响因素的蒙特卡罗模拟

利用不同能量的各项同性点源对铁和铅两种靶物质进行照射,使用蒙特卡罗程序实现模拟计算.根据模拟结果讨论了测量系统几何条件(点源、靶物质和探测点的相对位置及探测半径)及轫致辐射对积累因子的影响情况,通过各自影响因素的贡献值不同,说明对辐射防护屏蔽进行设计时,应综合考虑各项参数,更合理地设计屏蔽系统.     

基于MCNP对γ辐射积累因子不同影响因素的研究

通过蒙特卡罗程序来模拟计算γ辐射积累因子,以找出不同条件下积累因子受各因素的影响,为屏蔽研究提供一定的数据参考。就γ辐射积累因子的影响因素:γ光子能量,源的几何尺寸,辐射角和屏蔽层厚度,通过MCNP程序进行了模拟计算。初步结论为:轻元素和中等元素构成的介质在厚度一定的情况下,积累因子随着γ光子初始能量的减小而增大;相对于轻材料,重材料的积累因子较小;随着源的线度增大而增大;随着准直角进一步增大而增大,源的各向同性程度增高会导致积累因子增加;随着源与探测器之间介质厚度的增加,积累因子增大,对于高能辐射源和具有中偏低原子序数Z的元素,积累因子增长速率接近于线性。     

屏蔽材料γ射线积累因子的MCNP模拟

在γ射线的屏蔽设计中,选择合适的积累因子对屏蔽效果至关重要.目前,在设计屏蔽材料时,使用单层材料时考虑了轫致辐射的影响,而使用复合材料时并没有考虑.为了提高屏蔽厚度计算的准确性,在考虑轫致辐射的情况下,采用蒙特卡罗(Monte Carlo)方法对单层材料、多层组合材料的积累因子进行研究,模拟了不同γ射线能量和不同屏蔽材...     

某轻混凝土γ屏蔽积累因子的计算

使用蒙特卡罗程序EGS4计算了光子能量范围0.015~15MeV、屏蔽厚度达40个平均自由程的某核电厂中使用的轻混凝土的γ照射量积累因子,程序计算中考虑了轫致辐射、荧光效应和相干（瑞利）散射对积累因子的影响。使用G-P近似拟合公式对γ屏蔽积累因子计算结果进行拟合计算,给出了相应的积累因子G-P拟合公式的拟合参数。利用此方法可得到此种轻混凝土的任意光子能量和屏蔽厚度的γ屏蔽积累因子。     

计算γ光子贯穿多区介质积累因子的能谱法

本文用能谱法,推导出单能γ光子贯穿多区介质积累因子计算的表达式。在引入“特殊区”概念之后,又推导出非单能γ光子贯穿多区介质积累因子计算的表达式,它的基本形式与单能入射情况是一致的。因此,只要把非单能入射的“特殊区”代替单能入射的第一区,单能入射多区介质积累因子的计算表达式都可以用来计算非单能入射多区介质的积累因子。     

蒙特卡罗程序EGS4在γ照射量积累因子计算中的应用

使用蒙特卡罗程序EGS4计算了入射光子能量范围从0.015 MeV到15 MeV、屏蔽厚度达到40个平均自由程的普通混凝土的γ照射量积累因子,程序计算中使用的是PHOTX光子截面库、各向同性点源和无限均匀介质模型,针对深穿透问题采用了粒子分裂技巧,并考虑了轫致辐射、荧光效应和相干(瑞利)散射对积累因子的影响。并将本文的计算结果与相关文献进行了比较分析,表明本文使用EGS4计算的积累因子数据是可靠的,可以更广泛的使用蒙特卡罗方法来计算γ照射量积累因子。     

HPGeγ谱仪110mAg符合相加修正因子实验测定与拟合计算

本文介绍了广东省环境辐射研究监测中心(GERC)辐射分析室用实验方法测定三台不同效率的HPGe γ能谱仪^110mAg符合相加修正因子的结果,并依据其中一台谱仪的实验结果进行数据拟合,得到^110mAg 657．76keVγ射线符合相加修正因子c与^137Cs 661．66keV γ射线效率的函数关系。利用这一函数关系,得到另外两台γ谱仪的c的计算值,与其实验值相比较,最大相对偏差为6．4％。同时,还使用广东大亚湾核电站环境实验室的部分数据,对此拟合函数进行了验证,相对偏差在6．2％以内。     

核天体物理反应率拟合方法研究

为进行大规模核天体网络运算,通常将核天体物理反应率拟合为与温度相关的数值表达式,以简化程序中的核物理输入量。通过分析国际上常用的几种核天体物理数据库,本工作得到了一种新的拟合方法,其对反应率的拟合精度较目前国际上通用的REACLIB和NACRE数据库的拟合方法的有明显改善。该拟合方法适用于直接反应和窄共振、宽共振、阈下共振和多谐共振反应,方便建立核天体物理反应率数据库。     

辐射防护玻璃照射量累积因子的计算及分析

为研究γ放射源操作热室观察窗辐射防护玻璃的累积因子,开展高活度γ放射源热室观察窗的设计,本研究根据五种常用辐射防护玻璃的成分以及ANSI/ANS-6.4.3的数据,得到五种常用辐射防护玻璃的照射量累积因子G-P插值法参数,并利用这些参数计算五种辐射防护玻璃在60 Co、75 Se、137 Cs、192 Ir核素γ射线照...     

基于遗传算法的正电子湮没寿命谱拟合

正电子湮没谱学是无损探测材料中纳米缺陷的有效手段,通过正电子湮没寿命谱可获得正电子在材料中的湮没状态以及材料内部电子密度分布的信息.本工作基于遗传算法(GA)的全局搜索、随机产生初值的特点,对正电子湮没理论寿命谱进行了多指数函数拟合的尝试,并用MATLAB语言编程实现了曲线拟合,得到的各组分寿命及相应强度.与LifeT...     

Development of Fitting Methods Using Geometric Progression Formulae of Gamma-ray Buildup Factors

The gamma ray buildup factors are represented by an approximation method to speed up calculation using the point attenuation kernel method. The fitting parameters obtained by the GP formula and Taylor's formula are compiled in ANSI/ANS 6.4.3, available without any limitation. The GP formula featured high accuracy but required a high-level fitting technique. Thus the GP formula was divided into a curved line and a part representing the base values and used to develop the a fitting method and X_k fitting method. As a result, this methodology showed that (1) when the fitting ranges were identical, there was no change in standard deviation when the unit penetration depth was varied; (2) even with fitting up to 300 mfp, the average standard deviation of 26 materials was 2.9% and acceptable GP parameters were extracted; (3) when the same end points of the fitting were selected and the starting points of fitting were identical with the unit penetration depth, the deviation became smaller with increasing unit penetration depth; and (4) even with the deviation adjusted to the positive side from 0.5 mfp to 300 mfp, the average standard deviation of 26 materials was 5.6%, which was an acceptable value. However, the GP parameters obtained by this methodology cannot be used for direct interpolation using gamma ray energy or materials.     

圆柱体源与点源的照射量累积因子对比

依据《辐射防护手册》中圆柱体源的公式做剂量率相关计算时会用到累积因子,但手册中对放射源发出的光子在圆柱体内部散射效应造成的累积因子并未做过多描述。本文应用程序模拟计算出这个因子,并与点源时用等效于圆柱体半径厚度的板状几何屏蔽体的照射量累积因子做比较,给出两者之间的近似数学关系。     

离子束在反应靶上碳沉积的实验研究

碳沉积效应普遍存在于核物理实验中,对低能核反应实验有很大影响。本工作在反应靶前后加不同电压,利用~(12)C束流持续轰击~(13)C靶,研究了~(12) C有效厚度的变化。测量结果表明,碳沉积量与束流轰击时间呈正比。本文分析了碳沉积的成因,研究了降低碳沉积效应的有效实验方法,可为相关实验提供参考。     

Comparison of Gamma-Ray Point Isotropic Buildup Factors Including Fluorescence and Bremsstrahlung in Lead Using Discrete Ordinates and Point Monte Carlo Methods

Exposure buildup factors and energy spectra of γ-rays, including fluorescence or bremsstrahlung radiations, in Pb for a point isotropic source have been calculated in the vicinity of the K edge and at 10 MeV using a discrete ordinate code, PALLAS. Comparisons of PALLAS results with those by the point Monte Carlo code, EGS4 showed good agreement for exposure buildup factors and energy spectra in two energy regions. Exposure buildup factors calculated with another discrete ordinate code, ASFIT, are also compared with those calculated by the PALLAS and EGS4 codes. The values obtained by all three codes showed good agreement. The effects of the cross section data on the buildup factors were investigated by using the PALLAS code.     

几何布置对核料位测量性能影响的实验研究

为了研究几何布置对核料位测量工作性能的影响,并找出最佳的布置方式,分别对三种实验装置几何布置进行了实验模拟。结果表明,吸收法精确度最高,散射法次之,工作曲线法最差;从实验过程来看,吸收法和散射法需测多组数据才可得出料位位置;而工作曲线法,当作出工作曲线后,只需测一组数据,就可得出物料的料位位置,此方法更方便、简单和省时。     

不同计算模型对水中γ射线吸收剂量累积因子的影响

为了开展不同计算模型对累积因子的影响研究,本文基于蒙特卡罗程序Geant4,分别使用无限大介质模型及无限大平板模型对水中的吸收剂量累积因子进行了计算,比较分析了不同计算模型下累积因子数据之间的差异,最终建立了水中无限大平板模型下累积因子与无限大介质模型下的累积因子之间的定量关系。该关系不受光子能量和自由程数的影响,可通过较少的参数和无限大介质下的累积因子值计算出无限大平板下的累积因子,能有效地减少累积因子在实际使用时由于模型不同而引起的误差,提高了累积因子的实用性。本文工作可为其他介质材料的相关研究提供参考。     

基于MCNP对γ射线吸收剂量累积因子的计算与研究

使用蒙特卡罗程序MCNP计算了常用材料下的吸收剂量累积因子,计算时采用了较新的截面数据库MCPLIB04及介质材料的衰减参数数据库,并考虑了轫致辐射和相干散射等物理过程,同时将计算结果与相关文献给出的数据进行了比较,分析了造成差异的主要原因。结果表明:利用MCNP计算出的低Z材料的吸收剂量累积因子值在入射光子的中能区部分,平均比文献给出的数据偏小,在高能区部分平均比其偏大;而利用MCNP计算出的高Z材料的吸收剂量累积因子则普遍比文献给出的数据偏大。本文工作可为更新目前使用的较为陈旧的累积因子数据库提供参考。     

Effect of Geometrical Approximation on Multiplication Factor in Small Fast Reactor Core

In most of the calculations using analytical methods a reactor core is approximated as cylinder and the reactor parameters are calculated using two-dimensional computer codes. While such calculations are useful in scoping studies in view of azimuthal asymmetry in the actual reactor core these calculations could entail errors of unknown magnitude. The present study reports our estimate of such errors in K _eff with the instance of fast reactor having 22 and 23 fuel subassemblies. The K _eff are calculated using Monte Carlo code KENO and Hansen-Roach cross section set, modelling the core in two different ways, (1) by approximating the core to a cylinder (2-D calculation), (2) by near exact representation of the core (3-D calculation). The difference in K _eff is appreciable between 2-D and 3-D calculations.

Experimental values are adduced in support of these calculations.