塑料闪烁体探测器性能比较

采用MC模拟了对溶剂BC408、PMMA(聚甲基丙烯酸甲酯)、PS(聚苯乙烯)、乙烯基甲苯、LiME(甲基丙烯酸锂)共5种材质的塑料闪烁体在不同射线能量下的性能参数测试,并将实验数据进行对比,进而选出光产额与探测效率较高的产品。实验结果表明:BC408塑料闪烁体在能量区间为0～0.662 MeV的射线照射下的光产额与探测效率皆比其他4种材质更为稳定,适用性更强。此次试验结果可为使用选取探测器提供参考。     

塑料闪烁体核子秤的研制

塑料闪烁体核子秤是一种新型的非接触式在线计量和控制仪表。上有安装维护简单，动态精度高，可靠性好等特点，介绍了塑料闪烁体核子秤的工作原理，结构及性能。     

塑料闪烁体的自吸收对能量分辨率的影响

在能谱测量中,综合考虑塑料闪烁体的自吸收效应和α,β粒子在塑料闪烁体中的射程,选择适当厚度的塑料闪烁体,较显著地提高了能量分辨率。     

几种闪烁探测器的中子能量响应函数测量

采用直流刻度方法．实验研究了ST401、ST1422或ST1423塑料闪烁体加光电倍增管组成的探测器的裂变中子灵敏度,获得了中子灵敏度随中子能量的变化关系。实验结果与计算进行了比较．在不确定度范围内符合很好。     

双端输出塑料闪烁体探测器的符合关联测试

利用双端信号输出的塑料闪烁体与灵敏度高、时间响应快的硅光电倍增管构成塑料闪烁体探测器探头,并与后端的数字化转换器等电子学系统搭建成塑料闪烁体探测器系统。为了研究不同数据处理方法对真事件探测效率和能量分辨率的优化,分别使用标准γ源60Co和137Cs对塑料闪烁体探测器系统进行测试。研究了关联事件的符合时间窗对探测器真事件探测效率的影响,分析了波形的积分长度与脉冲信号甄别(Pulse Shape Discrimination,PSD)开窗法对能谱能量分辨率的改进。结果表明,在关联事件的符合时间窗为15 ns时,真事件探测效率最佳,当波形积分长度为80 ns时,通过PSD开窗后能量分辨率由原来的53.38%优化为42.21%。     

大面积薄片塑料闪烁体探测器的包装工艺及电路设计

大面积塑料闪烁体薄片是辐射探测中经常采用的一种典型探测器。为了能更好地利用好这种探测器,论文介绍了一种大面积薄片塑料闪烁体探测器的包装工艺及电路设计方法。该方法的使用使得大面积薄片塑料闪烁体可以较好地应用于表面污染、惰性气体放射性等的测量中。     

塑料闪烁体的几种新品种

塑料闪烁体(以下简称塑闪)是广泛应用的闪烁探测器的一种。 我们在最近两年内研制成功了ST1421,ST1422,ST1423和ST1431等四种新型塑料闪烁体。它们是ST401型的基础上衍生出来的,达到了国外同类型产品70年代末期的水平。它们的基质材料都采用国外广泛采用的乙烯基甲苯,发光材料和其他添加剂的种类和含量进行了筛选和对比,采用最佳方案。制备方法采用本体热聚合法。     

塑料闪烁体的闪烁时间特性

采用137Cs激发塑料闪烁体发光,应用单光子计数法测量塑料闪烁体发光衰减曲线。根据测量原理搭建了实验平台,测量了ST401和EJ232两种闪烁体的闪烁时间特性。实验结果用双指数拟合法进行分析可得,ST401发光衰减常数为2.9 ns和50 ns,EJ232发光衰减常数为1.6 ns和30 ns。实验平台所测幅度动态范围大于104,时间分辨小于0.8 ns。从统计学分析单光子计数法的物理过程,并采用蒙特卡罗方法模拟整个探测过程,探讨单光子计数法的适用条件。实验结果与数值模拟结果相洽。若终止探测器平均探测到的光子数不大于0.1,则多道测量结果可以近似为塑料闪烁体发光衰减曲线。     

自研塑料闪烁体探测器中子/γ甄别能力测试

塑料闪烁体在中子探测领域具有重要应用前景。对于自研两种尺寸(?2.54 cm×2.54 cm、?5.08 cm×5.08 cm)的塑料闪烁体进行了测试。采用光电倍增管(Photomultiplier Tube,PMT)搭建了探测系统,利用高速示波器采集功能对自研塑料闪烁体进行能量刻度,通过测量¹³⁷Cs γ放射源的脉冲幅度谱并与MCNP5模拟谱对比,以获取康普顿边缘位置信息,实现准确的γ射线能量标定。利用电荷积分法对从241Am-Be中子源上获取的数据进行分析,采用品质因子(Figure Of Merit,FOM)、中子峰谷比、中子漏计数率等参数量化不同能区的n-γ甄别效果,对比自研塑料闪烁体相对于EJ-299-33A的探测效率。结果表明：?2.54 cm×2.54 cm自研塑料闪烁体相比于?5.08 cm×5.08 cm自研塑料闪烁体具有较高的FOM值;两种自研塑料闪烁体相对于EJ-299-33A的探测效率分别约为0.49和1.0,可见自研的?5.08 cm×5.08 cm塑料闪烁体与同尺寸的商用塑料闪烁体EJ-299-33A性能相当。     

载6Li塑料闪烁探测器中子能量响应的实验研究

为提高塑料闪烁探测器对低能中子的探测灵敏度,根据中子灵敏度补偿原理研制了载^6Li塑料闪烁探测器。利用串列加速器中子源对几种新研制的载^6Li塑料闪烁探测器中子能量响应进行了实验标定,获得了几种掺不同^6Li浓度的塑料闪烁探测器的中子能量响应曲线。实验结果表明,载^6Li塑料闪烁探测器对低能中子确有较高的探测灵敏度。     

塑料核径迹探测器CR-39(DOP)的记录温度特性

1979年,Thomson等首先发现了塑料核径迹探测器对核粒子的响应(即径迹蚀刻速率V_T)与粒子照射时探测器的温度(即记录温度)有关。之后,又进行了一些测试。初步得出了如下结论: 1.记录温度对V_T的影响虽不如蚀刻溶液温度的影响那样大,但也是不可忽视的。随着记录温度的降低,V_T增大。在18—78℃范围内,记录温度每改变1℃,平均引起V_T的变化为     

空间质子辐射有效剂量测量的闪烁探测器理论设计

有效剂量可解决航天员在空间飞行中所受质子辐射的危害比较与评价问题,在空间辐射危害评价中具有重要应用。为实现空间质子辐射有效剂量监测,针对空间各向同性质子辐射,利用蒙特卡罗程序设计了一种闪烁探测器。通过对探测器结构的特殊设计,在20-400 Me V能量范围内,各向同性质子在该探测器内沉积的能量与国际辐射防护委员会(International Commission on Radiological Protection,ICRP)116号报告提供的质子有效剂量基本成正比。通过探测质子沉积能量来监测质子辐射有效剂量,克服了直接测量有效剂量所存在的困难。对AP8MIN模型地球俘获带质子能谱与随机抽样质子辐射能谱,经数值计算,探测器给出的有效剂量与ICRP116号报告给出的有效剂量的相对偏差均小于±8%。     

薄膜和纤维塑料闪烁体中子能响特性的Monte Carlo数值计算

根据中子与塑料闪烁体的作用机制及塑料闪烁体的荧光转换特性,研究了塑料闪烁体薄膜和塑料闪烁体纤维中子能响特性的Monte Carlo数值计算方法,给出了不同厚度的塑料闪烁体薄膜和不同直径的塑料闪烁体纤维对裂变能区中子的灵敏度计算结果,并对计算结果及其在电流型坪响应裂变中子探测器方面可能的应用进行了初步探讨。     

Energy and Angular Responses of the Criticality Accident Detector using a Plastic Scintillator

The Japan Atomic Energy Agency (JAEA), Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories, operates a spent fuel reprocessing plant and MOX (Plutonium-Uranium Mixed Oxide) fuel fabrication plants. Criticality accident detectors have been installed in these facilities. The detector, the Toshiba RD120, is composed of a plastic scintillator coupled to a photomultiplier tube, and an operational amplifier. The alarm triggering point is set to 1.0–3.6 mGy.h^?1 in photon dose rate to detect the minimum accident of concern. However, a plastic scintillator is principally sensitive not only to primary photons but also to neutrons by secondary photons and heavy charged particles produced in the detector itself. The authors calculated energy and angular responses of the RD120 criticality accident detector to photons and neutrons using Monte Carlo computer codes. The response to primary photons was evaluated with the MCNP-4B and EGS4 calculations, and photon and X-ray irradiation experiments. The response to neutrons that produce secondary photons and heavy charged particles from neutron interactions was computed using the MCNP-4B and SCINFUL, respectively. As a result, reliable response functions were obtained. These results will be a great help in reassessing the coverage area and in determining the appropriate triggering dose rate level in criticality accidents.     

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%。     

用位置灵敏探测器探测14.7MeV中子在铁样品上的小角度弹性散射截面

用快中子位置灵敏谱仪和伴随粒子飞行时间技术测量了14.7MeV中子在Fe样品上的小角度弹性散射微分截面,给出了3.76°—7.98°角区的测量结果,与所发表的实验数据相比较,在误差范围以内一致,从而证明利用长液闪快中子位置灵敏谱仪这一新技术测量小角散射是可靠的。     

核聚变装置HT-7U环境辐射剂量蒙特卡罗模拟计算与分析

在聚变评价数据库FENDL／2的基础上，采用三维蒙特卡罗输运程序MCNP／4C，对核聚变装置HT07U运行时的环境辐射剂量率进行了模拟计算及相关分析，着重研究了HT-7U硼水屏蔽层不同设计方案对环境剂量率的影响。计算结果表明，硼水层有效地减小了装置运行时周围环境的辐射剂量率，而浓缩硼水方案相对天然硼水方案，屏蔽效果提高不明显。同时本文也对聚变装置环境辐射剂量计算中的天空反(散)射效应进行了初步的研究，计算结果显示，当屏蔽大厅顶厚减至0．5m以下时，装置运行时大厅外辐射剂量分布呈现明显的阴影效应。     

Development of an effective dose calculation method for the downstairs room of a linac facility

ABSTRACT

An effective dose calculation method is important in the design of efficient shields in radiation facilities. Some analytical methods have been shown to provide a simple and quick design analysis; however, no suitable method exists that can be applied to a room located directly under an X-ray irradiation room. We propose a new analytical method that uses the multiple reflection ratio predetermined by a Monte Carlo simulation and the differential dose albedo given by the Chilton–Huddleston semi-empirical equation. Our method is verified by comparison with the Monte Carlo simulation, performed for the case of an electron linac facility with an accelerated energy of 10 MeV, where the shielding floor has a thickness of 1.6–2.0 m and the downstairs room has a height of 0.5–1.5 m. The difference between the effective X-ray doses in the downstairs room calculated via the proposed analytical method and the Monte Carlo simulation is less than 25% when the horizontal distance from the X-ray beam to the evaluation point exceeds 3 m and the evaluation point is set at half of the height of the room. The new analytical method can be efficiently and accurately applied to the calculation of the effective dose.     

肿瘤介入治疗源剂量分布的 Monte Carlo模拟与分析

应用Monte Carlo方法计算了介入治疗源的剂量场分布,模拟了粒子在生物组织中的输运过程,研究了^125Ⅰ辐射源的几何特性以及介质的均匀性,分析了这些因素对剂量分布的影响。