基于G(E)函数法的就地NaI谱仪剂量率测量

在核应急监测中常用NaI谱仪实现剂量率的监测和γ放射性核素识别。本研究利用G(E)函数法对一款3″×3″的NaI谱仪进行能谱-剂量直接转换的刻度。利用¹⁵²Eu、¹³³Ba、²⁴¹Am、¹³⁷Cs、⁶⁰Co标准点源获得不同能量下的标准能谱数据,并采用Geant4程序计算其他能量下的能谱数据,实现能谱信息与空气吸收剂量率的转换。结果表明,在一定的剂量率范围内,采用G(E)函数法实现能谱信息与剂量率的转换结果可以接受,满足应急监测要求。     

G(E)函数法能谱-剂量转换计算

采用Nal(Tl)闪烁体探测器在已知剂量率的辐射场内测定探测器的吸收剂量率,利用获得的实验数据建立NaI(Tl)闪烁体探测器的能谱—剂量转换G(E)函数.在已知剂量率的X光机和137Cs、60Co放射源辐射场中获取建立转换函数的标准能谱,并采用最小二乘法拟合得到不同阶数情况下的G(E)函数.通过G(E)函数计算得到的剂...     

γ全谱法测定空气吸收剂量率的M-C法应用

γ辐射场剂量的测量可以通过γ剂量率仪或谱-剂量转换的方法来实现.其中一种谱-剂量转换方法为γ全谱法(G(E)函数),即通过建立能谱转换函数G(E),把测得的能谱直接换算成剂量,G(E)函数的系数可通过标准源刻度获得,但标准源及其能量分布会受实际条件限制.采用蒙特卡罗方法,在0.1-2.5 MeV能量范围内较均匀地选择了...     

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。     

基于G(E)函数法的NaIγ谱仪能谱-剂量转换研究

利用Geant4求解国控大气辐射环境自动监测站NaI γ谱仪G(E)函数,对NaI γ谱仪进行能量响应修正,实现NaI γ谱仪能谱-剂量直接转换。通过点源刻度实验,获取NaI γ谱仪Geant4物理模型。然后利用Geant4和高斯展宽获取NaI γ谱仪对不同能量γ射线的响应能谱。最后采用最小二乘法求解得到NaI γ谱仪G(E)函数。并通过标准源¹³⁷Cs、⁶⁰Co、²⁴¹Am的实验能谱进行验证,表明利用G(E)函数和谱仪实际能量谱求空气吸收剂量率的方法是可行的。     

基于Monte-Carlo模拟和峰形拟合的CdZnTe探测器G(E)函数简便计算方法研究

提出了一种简便的CdZnTe探测器能谱-剂量转换函数(G(E)函数)的计算方法。峰形拟合函数被用于表征CdZnTe探测器对γ射线的低能拖尾,峰形拟合函数的参数通过实验测量获取,并通过拟合得到其随能量变化的关系。Monte-Carlo模拟计算得到的探测器理想沉积谱,经峰形拟合函数卷积得到了修正的模拟能谱,修正的模拟能谱与实际测量能谱吻合较好。基于修正的模拟能谱计算得到了CdZnTe探测器的G(E)函数。标准辐射场中的实验结果表明,用G(E)函数加权积分计算的周围剂量当量率与约定真值基本一致。     

G(E)法与Gravel法处理能谱-剂量转换效果研究

为准确地得到γ射线的辐射剂量,对G(E)函数法和Gravel算法处理能谱-剂量的转换效果进行了研究。根据实际应用需求,采取蒙特卡罗方法模拟获取了?50 mm×50 mm NaI(Tl)探测器的Gravel法响应矩阵,并使用Matlab得到探测器的G(E)函数。使用NaI(Tl)探测器和多道谱仪系统测量标准源的能谱,分别使用G(E)法和Gravel法计算剂量值并与理论值进行比较,同时在计算过程中总结对比了两种方法的特点。     

MC模拟能谱对G函数法测量剂量率值结果的影响

为准确、有效地解决固定式剂量仪器的量值溯源,构建基于G函数法的环境级别的剂量装置模型。通过使用MC法,对一款Na I(Tl)探测器的脉冲幅度分布谱进行模拟,并据此考察了截断能量Emin、阶数K、道宽ΔE三个因素对G函数及其计算结果的影响,发现截断能量Emin、阶数K、道宽ΔE对G函数的形状及剂量率计算结果均会产生影响。     

G（E）函数的蒙特卡罗模拟

G（E）函数法是通过软件来调整仪器能量响应的方法,可以直接从脉冲幅度谱得出剂量率。本文对一箱航测用NaI（Tl）探测器进行了地面实验和EGS4模拟计算,用地面实验测得的^137Cs和^60Co源能谱作为EGS4模拟谱的对照,EGS4计算了225个能谱,用这些能谱作为标准谱计算出了该探测器的G（E）函数。     

用NaI(Tl)探测器测量γ辐射场剂量特性的加权积分法研究

辐射场剂量特性的测量可以通过剂量率仪或谱 剂量转换的方法来实现。其中一种谱 剂量转换的方法是通过一个G(E)函数 ,把测得的结果直接换算成剂量而不需解谱。本文采用这种方法 ,对一个75mm× 75mm的NaI(Tl)探测器的能谱特性进行测量与分析 ,算出了该晶体的G(E)函数值及估计的误差 ,并用此方法与高气压电离室作了比对测量     

人工核素~(137)Cs对我国陆地γ辐射剂量率的贡献

我国陆地１３７Ｃｓ沉积所造成的γ辐射剂量率,以均匀分布模式进行估算比较合理。以此得到,我国各省的１３７Ｃｓγ辐射剂量率的均值在（７—１８） ×１０－１０Ｇｙｈ－１之间,约占陆地总的γ辐射剂量率的１％－３％;考虑到人口的分布,全国的平均值约为９×１０－１０Ｇｙｈ－１,约占总γ剂量率的１．５％左右。但最高值可达 １．７ × １０－８Ｇｙｈ－１,与其它任一天然放射性核素的贡献相接近。与此相比较,如果用张弛长度为 ３ｃｍ的指数分布模式估算,１３７Ｃｓ γ辐射剂量率的贡献比用均匀分布模式约高 １倍。     

利用缓发γ射线吸收剂量率测定~(235)U裂变数的方法研究

裂变数的测定通常是利用HPGe探测器无损测量的方法,但这种方法难以在高辐射通量情况下获取实时数据。针对上述场景,本文引入了剂量率测定裂变数的方法,并进行了可行性验证。本文利用数值计算方法计算裂变产物衰变链上各核素含量随时间动态变化情况,结合CENDL3.0库及ENDF BVII.1库中的产额数据及核衰变数据,计算了热中子辐照铀靶后距裂变产物约1 m处空气总吸收剂量率随时间的变化规律。在西安脉冲反应堆跑兔装置上辐照铀靶,跟踪了距裂变产物约0.5 m处总吸收剂量率变化曲线,结合理论计算结果获取了裂变数。计算均值与后期高纯锗探测器测量铀靶所得裂变数偏差为7%,这表明利用缓发?射线剂量率测定235U裂变数的方法可行,可用于较强剂量场下快速确定核燃料的裂变数。     

核聚变装置停机剂量率分析计算的严格两步(R2S)法

在三维蒙特卡罗粒子输运程序MCNP的基础上，发展了一种用于几何结构复杂的核聚变装置如托卡马克装置停机剂量率的精确计算方法——严格两步法(R2S)。首先对R2S方法进行描述，然后在ITER停机剂量率实验T426的基础上进行校核计算，并与“直接一步法”(DIS)进行了比较分析，结果显示，R2S方法与实验吻合得非常好，最大误差大约为15％，而且，相对于DIS方法(最大误差为25％)而言更准确。     

NaI探测器γ射线谱的计算分析

用加权的最小二乘迭代法解Nal(Tl)探测器的γ射线脉冲幅度谱。给出一个具有谱光滑增益和零点校正,自动找峰功能的计算机程序。该程序适于解连续、分列或两者迭加的γ射线脉冲幅度谱。列出了一些计算结果。     

用γ能谱全能峰计数率测量辐射剂量率的方法研究

提出了通过γ能谱全能峰测量吸收剂量的方法,定义了全能峰角响应函数。采用蒙特卡罗方法计算了50 mm×50 mm NaI(Tl)探测器的平均角响应随射线能量的变化,用标准点源137Cs、60Co、152Eu、133Ba和参考辐射场137Cs、60Co、226Ra、241Am进行了实验验证。结果证明,在近似各向同性的条件下,对标准点源的测量结果与理论值相比误差小于2%,对参考辐射场的测量结果与电离室测量结果相差小于3%。该方法适合低能到高能的较宽能谱段剂量率测量,不仅能测出某种核素对总剂量率的贡献,且能同时分辨核素种类,无需实验刻度。     

用实验峰形函数拟合Ge(Li)γ谱

在SPAN Ge(Li)γ谱分析程序中,使用了一种行之有效的峰拟合技术。这个技术不用任何的理论峰形,而是采用一系列实验测出的单峰峰形。实践证明此算法比一般高斯函数拟合法具有较好的拟合优度,而且也比较节省时间。     

用蒙特卡罗方法模拟计算高气压电离室对 60Co和 137Cs源的空气吸收剂量率因子

用蒙特卡罗方法模拟计算高气压电离室对⁶⁰Co和¹³⁷Cs源的空气吸收剂量率因子，并在标准参考辐射场中进行对应刻度。计算和刻度结果表明：对¹³⁷Cs点源，高气压电离室空气吸收剂量率因子的计算值与刻度值间的相对偏差为0.65%；对⁶⁰Co点源，两者之间的相对偏差为－5.5%。计算值与刻度值在不确定度内一致。     

大体积同轴型锗(锂)探测器的半经验效率刻度法

本工作测定了136cm~3同轴型锗(锂)探测器在不同能量下的全能峰绝对效率。在引入有效作用深度后,用半经验参数法对实测的绝对效率值作了非线性最小二乘拟合。拟合值与实验值符合良好。     

溴化镧探测器γ射线能量展宽及解谱研究

溴化镧(LaBr₃:Ce)探测器是一种性能优良的无机闪烁体探测器,准确的LaBr₃:Ce探测器γ响应参数以及响应能谱是开展应用工作的基础。通过对实验中实测γ能谱的分析,可以得到溴化镧谱仪的半高宽-能量关系,在尝试使用MCNP中GEB卡还原此关系时,发现可将程序中自带的半高宽-能量函数简化,简化后的函数关系仍能较好地反映实验测量信息。在此基础上,采用MCNP程序模拟了0.1～5 MeV的单能γ射线在Φ50 mm×10 mm溴化镧探测器中的响应输出,构建了其γ响应函数矩阵。通过能谱计算得到展宽系数后,编写MATLAB计算程序对构建的响应矩阵进行高斯展宽。利用展宽后的矩阵通过加权最小二乘法对实验测得的复杂能谱进行解谱,并将解谱结果与实验测量数据进行比较验证。结果表明:展宽后的响应函数与实验得到的响应函数符合一致,通过数值解谱可以很好地给出实验测量中不同γ源的能量以及相对产额等信息。     

核电厂运行现场高能γ射线的剂量调查

在核电厂正常运行期间,反应堆冷却剂系统内存在能够发射高能γ射线的¹⁶N等放射性核素。为了初步掌握核电厂运行期间不同区域内高能γ射线的辐射水平,利用NaI(Tl)谱仪在国内某核电站测量了反应堆厂房内的γ能谱,并根据γ测量谱和测量系统的响应函数计算了能量大于3 MeV的γ射线的场所剂量率。结果显示:在15个测量位置中,6个位置的γ测量谱中存在明显的高能成分,其对应的剂量率在1.02～30.14 μSv/h范围内。