点源模型刻度就地谱仪角度修正因子影响研究

对于核与辐射事故应急,就地谱仪现场监测辐射事故污染的程度和范围,利于现场指挥快速科学决策。应急准备的一项重要工作是就地谱仪准确校准角度修正因子及其相对偏差及其海拔高度适宜性。采用MCNP模拟计算和试验校准,建立一种就地P型高纯锗谱仪探测器模型。根据就地谱仪校准角度修正因子的点源模型,理论计算其初级γ射线注量率和MCNP模拟计算探测器高度1 m、2 m、3 m、11种入射角和11种γ能量的点源探测效率,以及500 m、2 261 m、3 650 m海拔高度,探测器高度1 m、11种入射角、3种γ能量的点源探测效率和初级γ射线注量率,进而分析其角响应因子、角度修正因子和相对标准偏差。研究结果表明,点源距离大于1 m情况下,其角响应因子和角度修正因子相对标准偏差小于4.35%;海拔高度500～3 650 m情况下,其角响应因子和角度修正因子相对标准偏差小于1.2%;其角度修正因子是能量的自然对数的分段函数,在120～3 000 keV为线性函数,在45～120 keV为指数函数。     

几套就地HPGe γ谱仪系统的死时间修正

用强源干扰法实验研究了几套就地HPGeγ谱仪系统的死时间修正问题,得到了在不同百分死时间下的修正因子,拟合获得了修正函数,并与谱仪系统的自动修正结果进行了比较分析。结果显示:在实验所控制的死时间范围内,死时间与修正因子间呈线性关系;谱仪系统自动修正结果与实验修正值间的最大相对偏差小于4.4%。这说明,在1.13%～52.95%死时间范围内,这几套谱仪系统的死时间自动修正结果是准确的,也表明现代γ谱仪系统死时间修正技术是有效的,可应用于数据分析中。     

核电站模拟器就地系统的实现

利用微机软仿真，实现枋电站就地系统中仪表的动态实时显示和开关的实时控制，可以节省大量外部设备，提高系统可扩充性。本文介绍了该技术实现的方法，即服务器与客户机之间数据双向通讯的实现途径。以及就地系统中软表盘的动态模拟和相关图形处理实现技术。     

核电站反应堆辐射屏蔽程序系统

核电站反应截辐射屏蔽程序系统包括源项程序、离散座标输运程度、蒙特卡罗和反照蒙特卡罗程序、点核积分程序、最佳化程度、温场程序、大气散射和结构壁屏蔽效应分析程序、数据库以及加工程序和耦合程序，本程序系统程序类型比较齐全，程序和参数配大，在核电站反应堆以及其它类型反应堆和核设施辐射屏蔽设计和安全分析中得到了广泛应用。     

基于新存取原理的无计数损失“ADC-缓存”系统

本系统以新的数据存取方式——“DMA+N”取代古典的多道分析器(MCA)存取方式——“DMA+1”。N是计数换失修正权重因子。计数换失修正方法是基于虚拟脉冲发生器原理,修正工作用硬件实现,不需占用机器时间,从而优越于软件修正,可工作于高计数率。     

平面源模型对就地谱仪角度修正因子影响研究

随着伴生放射性矿开采利用、核技术应用、核工业发展,核与辐射应急准备成为监管和行业部门的一项重要工作。就地谱仪具备快速现场监测能力,成为一种重要应急设备。应急准备工作中,必须对就地谱仪角度修正因子和标准偏差进行校准。采用MCNP模拟计算和试验验证,建立一种就地P型HPGe谱仪探测器模型。依据平面源模型,MCNP模拟计算不同探测器高度、不同角和不同γ能量的相同半径平面源的探测效率,以及模拟计算相同探测器高度、不同角、不同γ能量的不同半径平面源的探测效率,进而分析其角响应因子、角度修正因子和相对标准偏差。研究结果表明,探测器高度1 m、2 m、3 m、4 m情况下,其角响应因子和角度修正因子相对标准偏差小于2.5%;平面源半径3.5 cm、4.0 cm、4.4 cm情况下,其角响应因子和角度修正因子相对标准偏差小于1.7%;其角度修正因子是能量的自然对数的分段函数,在45～120 keV为指数函数,在120～3 000 keV为线性函数。     

核计数实时修正器

本文介绍一种具有死时间计数损失实时修正能力的新型双插宽NIM插件——核计数实时修正器的电路原理、实验结果和主要技术指标。     

MCP通道对光子计数成像系统的影响

介绍了光子计数成像系统的结构、工作原理和工作平台.实验中,为了防止粒子反馈到输入端及得到更高的电子倍增,微通道板(MCP)的通道一般会倾斜6°～8°.然而,这种倾斜会引起图像偏移,影响图像精确度,为了获得清晰的图像,采取了一些措施纠正偏移,主要通过修正电子云质心的偏移,提高图像的质量.     

MC计算放射性废液铅屏蔽质量吸收系数

实验模型围绕放射性废液罐侧面、上下底面分别建立15层1 cm厚的铅,将源项数据转化为MC程序可读的注量能谱,分别计算出各铅层外表面半径、高度和角度方向的网格剂量率值。实验结果:MC计算拟合出铅在该源项下的质量吸收系数μ/ρ为0.070 08 cm²/g;随着屏蔽厚度的增加,源项能谱中屏蔽材料弱吸收区光子占比减少,光电效应产生的特征X射线减少电子对效应增加,呈现出拟合μ/ρ计算出的厚度值与MC值先逐渐减少后略微负增加。该计算方法可为复杂源项的屏蔽设计优化提供参考。     

Correction Factor for Potassium-40 Whole-body Counting

Correction factors, correlation between ⁴⁰ K whole-body counting efficiencies and a simple physical parameter, were determined using Monte Carlo simulation. The surface area of a subject was adopted as the correction factor parameter for practical routine use in the interpretation of response functions from the subject, and from the relationship between the surface area and counting efficiencies of a whole-body counter a correction equation was derived.

To testify the feasibility of the correction factor, the ⁴⁰K contents in the total body of Japanese male adults were measured with a whole-body counter, and the ⁴⁰K contents corrected by using the correction equation were compared with those estimated with a bioelectrical impedance instrument. The quantitative agreement of the ⁴⁰K contents corrected by whole-body counting with those estimated by means of the bioelectrical impedance instrument is fairly good.

The response function and counting efficiency of the whole-body counter to a ⁴⁰K phantom were obtained by calculation and actual measurement. It was found that calculation by the EGS4 code agrees very well with the measurement.     

D-T中子管屏蔽过滤系统设计

中子监测是辐射场所监测的常规项目之一,提高辐射监测仪的标校技术在确保监测质量方面显得尤为重要,针对辐射监测仪受现场和工作条件限制不能上溯至较高的国家计量标准进行校准的问题,提出了贮存场所辐射监测仪现场标校技术研究。为获得单能中子源,实现涉核场所的现场标校,分析了D-T中子管的结构特点和中子源特点,采用蒙特卡罗方法模拟了典型材料与不同能量中子的作用效果,将多层屏蔽材料进行组合优化,得到了屏蔽中子管中子源的最佳方案。在此基础上,设计了锥形准直过滤结构,利用蒙特卡罗方法模拟了准直结构作用效果。结果表明,锥形准直过滤结构可获得单色性能较好的14.1MeV、0.18MeV和热中子等单能中子,为现场标校提供了多个单能源。     

EAST电磁环境下辐射量热诊断系统屏蔽接地研究

介绍了东方超环(EAST)磁约束聚变实验装置中辐射量热诊断系统的屏蔽接地措施,并对整个系统的接地方案进行了研究。通过采用封闭的屏蔽支撑盒、双屏蔽传输电缆、串并混合单点接地等措施,有效避免了多道之间的共振和地回路,保证了测量系统在复杂电磁环境下的正常工作。     

液体闪烁测量效率示踪法评述

本文简要评述了液闪效率示踪法的产生和它在猝灭校正中的地位,将液闪猝灭校正方法的发展分为三个阶段:宽道校正法、样品依赖性多道校正法和非样品依赖性校正法。指出效率示踪法是猝灭校正法的一个重大突破。并还对效率示踪法研究的现状作了简单综述。     

14 MeV快中子照相准直屏蔽系统的设计与优化

基于强流氘氚中子源科学装置HINEG设计了一套快中子照相准直屏蔽系统。采用中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC和ENDF/B-Ⅶ.0数据库计算了准直中子束的中子能谱及注量率、γ射线能谱及注量率、直射中子注量率与γ射线注量率比值（φ_d/φ_γ）、直射与散射中子注量率比值（φ_d/φ_s）、准直束中子注量率的不均匀度等特性参数,并采用MCNP5程序进行了对比验证。研究了准直屏蔽系统的内衬材料、尺寸等对特性参数的影响规律,并通过优化获取了最优设计方案。计算结果显示,在同等计算条件下,SuperMC计算结果与MCNP计算结果相对偏差小于1%,准直屏蔽系统的φ_d/φ_γ为50.1,φ_d/φ_s为5.7,在Φ30 cm视野范围内的中子注量率为4.80×10⁷ cm^-2•s^-1,其中直射中子注量率为4.09×10⁷ cm^-2•s^-1,中子注量率不均匀度为5.8%,满足快中子照相对准直束特性参数的要求。     

核电厂堆外中子测量系统闪发高计数率问题研究

从故障现象、原因排查和解决措施三个方面,分析了我国核电厂近期发生的堆外中子测量系统闪发高计数率异常中所涉及的电缆接头问题和探头故障问题,提出了核电厂应关注堆外中子测量系统设备制造和安装的质量等建议,为解决和避免类似的堆外中子测量系统闪发高计数率问题提供借鉴。     

不同集料对γ射线的屏蔽性能测试研究

讨论了利用窄束单能装置测定γ射线吸收系数实验来测定集料的屏蔽性能。为了减少集料不均匀性对测量结果的影响,设计制作了一台可多点及重复测量的装置来改善实验结果,使测量的相对误差控制在1%左右。通过实验,可以得到屏蔽性最佳的集料配比,从而为添加含重金属污泥添加剂的新型防辐材料提供抗辐射性能评价依据。     

大面积GEM中子探测器高计数率读出电子学系统研制

研制并测试了GEM中子探测器的512通道高计数读出电子学系统,以满足中国散裂中子源高效率、高分辨、高通量二维位置灵敏中子探测器的需求。系统以Kintex-7 FPGA作为系统控制和数据分析的核心,使用8块AS20Board前端芯片对灵敏面积为200 mm×200 mm的探测器的两个维度的信号进行读出,读出通道为256×256。读出数据经FPGA分析后通过千兆以太网传输至计算机显示。计算机可通过千兆以太网发送配置指令对前端采样电路和FPGA算法进行配置。系统与探测器组装后在中子束流实验中测得系统最高瞬时计数率为（1.2±0.1）×106 s^-1,系统运行稳定,受噪声干扰小。     

内标淬灭校正法测定尿中氚浓度

氚引起的内照射对人体伤害非常大,因此评估涉氚人员的氚内照射水平十分重要。为满足快速准确评估人员氚摄入水平的要求,本研究在原尿直接测量法的基础上,采用内标淬灭校正法,对三名涉氚工作人员尿液中的氚放射性浓度进行测量,评定测量结果的不确定度,并估算该方法的探测下限。测量结果表明,李、胡、黄三位工人的尿中氚的放射性浓度分别为94.9、554、898 Bq/L,与氧化蒸馏法测量结果的偏差均在4%以内。该方法操作简便、快捷,准确性较高,可以满足涉氚工作人员的尿氚监测和内照射剂量快速准确评价的要求。