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为促进国内煤料瞬发γ中子活化分析(prompt gamma neutron activation analysis,PGNAA)技术开发,本研究使用基于蒙特卡罗模拟方法的MOCA程序对煤料PGNAA技术常用中子源252 Cf进行模拟建模,并对252 Cf中子源在煤料和常用慢化体聚乙烯中的中子场分布进行模拟计算,得到了源距与中子通量的关系曲线。通过模拟计算的结果,结合煤料PGNAA的测量过程和实验室情况,设计了既可表征大批煤料PGNAA过程又可实现辐射防护的实验装置。使用该装置开展实验室实验,取得了具有明显特征峰的实验谱图和良好线性的灰分标定系数,表明设计的实验装置具有适宜性,可利用该装置对煤料PGNAA进行进一步实验室研究。 相似文献
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不同成分中子参考辐射场是对中子防护材料性能测试的基本条件。为获得较理想的测试中子防护材料的中子参考辐射场,构建基于3He正比计数管的多球中子能谱测量系统,对基于241Am-Be和252Cf中子源的中子辐射场慢化情况进行MCNP模拟和能谱实验测量。为准确判断实验室校准参考位置的中子散射情况,基于多球中子能谱测量系统,开展了中子散射成分测量。采用ICRP推荐的注量-剂量转换系数对能谱进行了剂量率转化,与使用长计数器的测量结果进行比较,发现在校准参考位置的剂量率相对偏差≤20%。开展了聚乙烯慢化同位素中子源获得特定能谱的实验研究,进行了慢化谱的模拟计算和实验测量,两者结果符合较好。该工作为后续的中子计量测试和中子防护材料测试提供了可用的中子参考辐射场。 相似文献
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本工作优化设计建立了1套可用于核保障中核材料衡算的液体闪烁体中子多重性测量装置,并基于该装置开展了性能测试。结果表明,装置运行状态稳定,各项指标均在可接受范围内。同时开展了对252Cf源和标准Pu样品的实验室模拟测量等中子多重性测量研究。结果表明,该测量装置的探测效率好于15%,测量相对标准偏差为8.6%,表明在条件允许时,通过长时间信号采集,该中子多重性测量装置有能力替代基于3He管的中子多重性测量装置,通过中子多重性分析完成核保障中核材料衡算定量测量任务。 相似文献
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为改善GdI3:Ce闪烁体在探测中子过程中的γ抑制能力,使用Geant4和XCOM计算了其γ线性吸收系数,并通过模拟计算与实验测量研究了铅屏蔽法抑制γ的有效性。结果表明:GdI3:Ce闪烁体在探测中子过程中易受低能γ射线的干扰;随着铅层厚度的增加,100 keV~1 MeV的γ射线对中子探测的干扰减小,而3~10 MeV的γ射线的干扰呈先增加后减小的趋势。对252Cf中子源的实验测试发现,在碘化钆闪烁体外围添加铅层后,中子峰得以显现;随着铅层厚度的增加,中子峰内净计数减小,而净计数与本底计数的比值上升。模拟和实验结果均表明,在使用GdI3:Ce闪烁体探测中子时,应根据中子探测效率和信噪比的优化确定γ屏蔽铅层的厚度。 相似文献
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适当的校准方法是保证中子周围剂量当量(率)仪测量结果准确可靠的重要因素。本文介绍了亚太地区首次中子周围剂量当量(率)仪校准比对APMP.RI(Ⅲ)-S1,以及韩国、澳大利亚、印度、中国台湾、中国大陆、日本和俄罗斯等国家和地区的计量院的放射性核素中子参考辐射场及比对结果。本文利用实验室建立的241Am-Be和252Cf中子源参考辐射场对两台比对传递仪器进行了校准,并将校准结果进行了比较。结果表明,本实验室采用影锥法和距离反平方法的校准因子与比对参考值在不确定度范围内一致。 相似文献
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瞬发伽玛中子活化分析(prompt gamma neutron activation analysis, PGNAA)在线分析仪广泛应用于水泥、煤炭等工业控制领域,由于工业现场产量的变化,导致皮带上物料的厚度不恒定,当物料厚度变化时,在线分析仪的测量结果会出现偏差。为消除在线分析仪测量不同厚度物料的测量偏差,通过理论分析和蒙特卡罗模拟(MCNP)研究中子自屏蔽和伽玛自衰减影响,并寻求修正模型。根据探测器接收特征伽玛射线的计算公式进行理论分析,利用蒙特卡罗软件建立PGNAA在线分析仪装置模型,分别模拟Al2O3、SiO2、CaO、Fe和水泥生料等物料随厚度变化的特征射线计数,以水泥在线分析仪为例,寻求修正模型。结果表明,特征伽玛射线强度不随物料厚度增加而线性增长,按照线性标定方法的在线分析仪测量误差增大,各元素平均相对误差大于10%;根据水泥生料各元素的特征射线计数与物料厚度之间的关系,建立适用于测量水泥生料的多项式厚度修正模型。与线性标定相比,修正后分析仪测量误差降低30%以上,可为煤质、烧结料、铝土矿等块状物料的PGNAA元素检测提供修正方法。 相似文献
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Xiaogang Han 《Nuclear instruments & methods in physics research. Section B, Beam interactions with materials and atoms》2007,263(1):320-325
Prompt gamma-ray neutron activation analysis (PGNAA) is widely used to determine the elemental composition of bulk samples. The detection sensitivities of PGNAA are often restricted by the inherent poor signal-to-noise ratio (SNR). There are many sources of noise (background) including the natural background, neutron activation of the detector, gamma-rays associated with the neutron source and prompt gamma-rays from the structural materials of the analyzer. Results of the prompt gamma-ray coincidence technique show that it could greatly improve the SNR by removing almost all of the background interferences. The first specific Monte Carlo code (CEARCPG) for coincidence PGNAA has been developed at the Center for Engineering Application of Radioisotopes (CEAR) to explore the capabilities of this technique. Benchmark bulk sample experiments have been performed with coal, sulfur, and mercury samples and indicate that the code is accurate and will be very useful in the design of coincidence PGNAA devices. 相似文献
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不确定度分析是活化法测量中子能谱的关键环节。本文针对SAND-Ⅱ活化中子解谱过程,给出了一种基于先验谱、活化率和截面协方差的中子能谱测量不确定度蒙特卡罗分析方法。首先,建立了基于线性变换的截面协方差抽样方法;然后,利用MCNP计算了误差,使用迭代方法估计了先验谱不确定度;最后,结合活化率的测量不确定度,利用蒙特卡罗抽样算法计算了中子能谱的不确定度。利用锎源自发裂变谱对该方法进行了验证,与传统方法相比,不确定度分析结果更为准确。对西安脉冲堆某次中子能谱测量结果进行了测量不确定度分析,结果表明该方法更具保守性。 相似文献
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带乏燃料的临界实验装置可用于开展乏燃料贮存相关的临界实验研究,考虑到其具有较高放射性,因此开展实验时最佳方法是水位外推达临界方法。目前该带乏燃料的临界实验装置尚未建成,遂使用与其堆芯结构、物理特性相似的铀棒栅轻水慢化临界实验装置开展水位外推达临界方法的模拟实验。在该实验中,由于水的屏蔽作用随水位上升不断加深导致无法得到正常的外推曲线。本文通过蒙特卡罗程序模拟外推过程,研究了中子源与探测器在不同的相对位置处中子计数率随水位变化的规律,给出了探测器与中子源的优化布置方案。此外,还提出一种以水位价值作为外推参数的外推方法,消除了水位高度外推时水位系数不均匀的影响,使得外推结果更准确。 相似文献
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The response of a 14 MeV neutron-based prompt gamma neutron activation analysis (PGNAA) system, i.e.the prompt gamma-rays count rate and the average thermal neutron flux, is studied with a large concrete sample and with a homogeneous large sample, which is made of polyethylene and metal with various concentrations of hydrogen and cadmium using the MCNP-5 (Monte Carlo N-Particle) code. The average thermal neutron flux is determined by the analysis of the prompt gamma-rays using the thermal neutron activation of hydrogen in the sample, and the thermal and fast neutron activation of carbon graphite irradiation chamber of the PGNAA-system. Our results demonstrated that the graphite irradiation chamber of the PGNAA-system fairly operates, and is useful to estimate the average thermal neutron flux of large samples with various compositions irradiated by 14 MeV neutrons. 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(12):1027-1031
To develop a physical phantom for neutron dosimetry, a solid soft-tissue substitute was synthesized. The synthesized tissue substitute, NAN-JAERI, is improved in both hydrogen and oxygen elemental composition in comparison with existing tissue substitutes. To examine the radiation characteristics of the new soft-tissue substitute, absorbed dose distributions in NAN-JAERI were measured using a 252Cf neutron source. The measured absorbed dose distributions of neutrons and photons agree with those calculated by a Monte Carlo simulation code MCNP. The agreement between the experiment and the simulation verifies this method of evaluating the soft-tissue equivalence of NAN-JAERI for 252Cf neutrons. Similar simulations for some mono-energetic neutron sources showed that the newly developed tissue substitute has soft-tissue equivalent characteristics in the neutron energy range from 1 MeV up to 14 MeV, in terms of the absorbed dose distributions in a slab phantom. 相似文献
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医院中子照射器是基于微型反应堆而设计的专门用于硼中子俘获治疗(BNCT)的核反应堆装置,其额定功率为30 kW。在堆芯相对两侧分别设有一条热中子束流和超热中子束流用于病人照射,在热中子束流内引出一条实验用热中子束流,用于瞬发γ法测量病人血硼浓度。本工作利用235U裂变靶和白云母探测片测量了热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子绝对注量率。结果显示,在30 kW额定功率运行时,热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子注量率分别为1.67×109、2.44×107和3.03×106 cm-2•s-1。以上结果达到了BNCT设计要求,并能满足瞬发γ测量血硼浓度的要求。 相似文献