基于Frechet距离的放射源活度监测方法研究

为进一步加强放射源的严格监控和管理,防止放射源的调包、丢失,根据Frechet距离原理与活度衰减规律,提出一种基于Frechet距离的放射源活度监测方法,通过python软件模拟正常与异常情况两组实验,进行方法检验。实验结果表明,该方法监测放射源活度有效,可用于放射源的活度监测。     

基于指纹定位技术的放射源定位方法研究

放射源定位是放射性物质安全监管的重要内容之一.目前基于移动式探测器的定位方案存在应用条件、部署成本、监控时效等诸多方面的挑战.本文提出一种基于指纹定位技术的放射源定位方法,讨论了基于多探测器的放射源指纹定位系统设计方案,建立了基于环境辐射监测系统的仿真模型,设计了基于WKNN和XGBoost的放射源指纹定位算法并进行了...     

基于Cerenkov效应水下放射源搜寻技术的可行性分析研究

本文采用Geant4对水下放射源致Cerenkov光及Cerenkov光在水中的输运过程进行计算研究,获得Cerenkov光强及光子数在水平面上的分布规律,进而对该技术手段进行了理论验证和可行性分析。研究结果表明:当放射源出射粒子能量满足产生Cerenkov光的条件时,其在水面形成的Cerenkov光斑及Cerenkov光子数在水面的分布具有规律性,可以此来确定放射源的位置和深度。本工作为基于Cerenkov效应水下放射源搜寻技术的发展提供了理论依据和科学基础。     

基于三角圆筒铅屏蔽NaI探测器的放射源定位研究

随着放射源和放射装置的广泛应用,放射源事故的发生概率不断增大。因此,一旦发现放射源丢失,如何尽快将其定位并安全找回尤为重要。本文设计了一种三角圆筒铅屏蔽的NaI探测器,用于放射源的定位探测。实验研究了测量时间、铅屏蔽厚度、源与探测器间距、伽马射线能量等因素对放射源定位的影响。结果表明:对于137 Cs源,在空气吸收剂量率≥0.028μGy/h处,定位平均角度偏差≤1.24°;对于60 Co源,在空气吸收剂量率0.4μGy/h处,测量的平均角度偏差为1.16°;对于距离约1.5 m的9.25×105 Bq 137 Cs源,定位偏差约为0.097m。     

基于参数估计与十字定位的放射源快速搜寻方法研究

遗失放射源的快速精准搜寻是进行航空放射源定位的核心问题。分析参数估计及十字定位两种放射源定位方法的优缺点,基于蒙特卡罗方法模拟计算得到137 Cs点源及天然本底空间辐射场数据,分别获得了参数估计法最优采样范围(最大定位精度所需采样点的最小分布范围)和十字定位法最优阈值(定位成功率大于95%时的最低剂量率)。针对参数估计法耗时长、十字定位法精度差的问题,提出了基于上述两种定位方法的组合式定位方法,该方法首先基于最优阈值利用十字定位法快速逼近至放射源附近,后基于最优采样范围使用参数估计法精准定位放射源位置。外场实验数据的测试结果表明,该方法相比于十字定位法精度提高49.6%;耗时相对于参数估计法减少71.1%。     

基于三NaI(Tl)晶体探测器的放射源定位研究

设计了一种三NaI(Tl)晶体组成的γ射线源定位探测器系统,并通过模拟仿真及实验研究了三NaI(Tl)晶体探测器在137Cs辐射场中全能峰占比计数随距离及入射粒子方向变化的关系。结果表明:在远距离探测情况下,采用全能峰占比法可以有效消除源与探测器间距对角度分辨的影响。对于探测距离约为2.58 m的1.36×106Bq的137Cs源,测量的最大角度偏差≤1.72°,定位位置相对偏差为3.71%。     

基于改进粒子滤波的未知放射源定位方法

为应用自主移动机器人搜寻未知放射性物体,本文基于递推贝叶斯估计模型提出了一种改进粒子滤波的放射源定位方法。首先,建立初始粒子集,并根据观测值对粒子权值进行更新和归一化;其次,在重采样过程中引入自优化的重采样方法来增加粒子多样性;最后,对满足收敛条件的粒子进行加权求和估计出放射源位置与活度参数。仿真实验表明该方法可行有效：无屏蔽环境下具有较高的定位精度;有屏蔽环境下也能找到放射源的大致位置,为放射源的最终定位提供参考。     

移动放射源剂量监测报警终端的设计

介绍了移动放射源剂量监测报警终端的硬件设计,该终端在放射源运送和野外作业时随车工作,具有远程定位跟踪、放射源丢失与泄漏报警(除传统的声光报警外,在无人值守的情况下具有短信和来电提醒功能);具有掉电保护和环境自适应功能;终端嵌入GPRS无线通信、GPS模块,可将监测的剂量值和载源工具的经纬度值实时发送至监控中心,为建立移动源实时监测的安全管理网络提供依据。     

蒙特卡罗方法模拟放射源位置对井型NaI(Tl)晶体探测效率的影响

利用Geant4数值计算程序,对放射源137Cs和60Co发射的单能γ射线(0.662 MeV和1.331MeV)经过井型NaI(Tl)晶体探测器后的能谱进行了蒙特卡罗模拟,并通过改变放射源在井型NaI(Tl)晶体中的位置对探测效率的影响做了进一步的研究。计算结果表明:对比常用的圆柱形NaI(Tl)闪烁探测器,由于井型NaI(Tl)晶体对放射源所张立体角很大,所以其对γ射线的源峰探测效率更高,并随着放射源在井内高度的增加而逐渐减小;在固定了放射源在晶体井下深度的情况下,放射源位置在水平面内的变化对源峰探测效率的影响并不大。     

碲锌镉探测器中子探测性能研究

研究了基于碲锌镉可以吸收其与中子的~(113)Cd(n,γ)反应产生的瞬发γ,采用~(241)Am-Be源进行中子探测实验,结果表明碲锌镉探测器对中子有较好的响应,能量分辨率较高;通过探测带电粒子间接探测中子,即在碲锌镉晶体表面涂硼,基于硼与中子反应产生的α和~7Li在碲锌镉中电离进行探测。采用MCNPX及Geant4两种软件模拟硼层厚度及CZT厚度对中子探测效率的影响,设置适当的甄别阈以降低γ射线的影响。模拟结果表明:当硼层厚度为2.7μm,碲锌镉厚度为1.6μm时可达到最大探测效率。对两种探测方法进行了对比研究,证明了碲锌镉应用于中子探测的可行性。     

NaI探测器搜寻γ源定位准直器模拟设计

为尽快搜寻丢失的γ放射源,模拟设计了用NaI探测器确定γ源方位的铅准直定位装置。设计针对铅准直NaI探测器,运用MCNP软件模拟定位γ源。模拟结果表明,设计的铅准直NaI探测器能够识别γ射线的方向,且角度分辨率高,放射源模拟定位的偏差小,在多个放射源形成的辐射场中能对各个放射源进行定位。     

一起放射源遭破坏的辐射事故及处理

介绍了某水泥厂发生的放射源遭破坏的辐射事故。描述了事故的发生、处理及处置过程。分析了事故发生的直接原因和根本原因。以期能对辐射源安全监管提供借鉴。     

脉冲辐射场中子探测器死时间效应研究

以正比计数管为基础的中子剂量当量仪是实现反应堆和加速器等中子辐射场剂量水平实时监测的重要手段,而探测器的死时间效应问题直接关系到脉冲中子辐射场下量值的准确性。本文使用"双源法"实验测定了正比计数器死时间,使用蒙特卡洛模拟软件计算了中子探测器慢化体对中子的慢化时间,推导出加速器辐射场中计数率与修正因子的关系式,可以实现脉冲辐射场中子漏计数补偿。     

Method for converting in-situ gamma ray spectra of a portable Ge detector to an incident photon flux energy distribution based on Monte Carlo simulation

A matrix stripping method for the conversion of in-situ gamma ray spectrum, obtained with portable Ge detector, to photon flux energy distribution is proposed. The detector response is fully described by its stripping matrix and full absorption efficiency curve. A charge collection efficiency function is introduced in the simulation to take into account the existence of a transition zone of increasing charge collection after the inactive Ge layer. Good agreement is obtained between simulated and experimental full absorption efficiencies. The characteristic stripping matrix is determined by Monte Carlo simulation for different incident photon energies using the Geant4 toolkit system. The photon flux energy distribution is deduced by stripping the measured spectrum of the partial absorption and cosmic ray events and then applying the full absorption efficiency curve. The stripping method is applied to a measured in-situ spectrum. The value of the absorbed dose rate in air deduced from the corresponding flux energy distribution agrees well with the value measured directly in-situ.     

锶-90同位素放射源韧致辐射降低方法模拟计算

为降低锶-90放射源产生的韧致辐射,利用MCNP程序,对锶-90同位素放射源的韧致辐射强度进行计算,得出放射源表面韧致辐射的剂量当量率。依据韧致辐射相关性质,即β粒子在与物质发生作用产生韧致辐射时,其韧致辐射产生的强度与物质的原子序数呈正相关,设计在放射源中加入低原子序数值的物质石墨,以降低放射源所产生的韧致辐射,并利用MCNP进行计算,得出掺入石墨后放射源表面的剂量当量率。MCNP计算结果表明,在锶-90放射源中掺入石墨后,放射源的韧致辐射剂量当量率有一定程度的降低。研究结果将对锶-90同位素放射源的设计提供借鉴。     

60 Co单源照射装置的蒙特卡罗方法优化设计

参考辐射是辐射剂量监测仪器校准工作必备的条件, 60 Co单源照射装置是产生参考辐射场的重要设备。本文利用蒙特卡罗方法对 60 Co单源照射装置产生的辐射场的均匀性和散射辐射进行模拟计算,完成照射装置中散射腔、准直光阑和快门体等部分的设计并利用PTW电离室对辐射场进行测量。结果表明,辐射场中散射辐射和均匀性与模拟结果符合较好,满足设计要求。     

PIN探测器贯穿辐射与非贯穿辐射线性特性

采用脉冲X射线源和脉冲氙灯光源实验研究了PIN探测器对贯穿辐射和非贯穿辐射响应的最大线性电流输出特性,并与理论计算结果进行了比较。PIN探测器输出的最大线性电流随外加反向偏置电压线性变化,对贯穿辐射响应的最大线性电流输出比对非贯穿辐射响应的最大线性电流输出约大20%,理论计算的最大线性电流值比实验值小。在脉冲辐射探测中,采用可见脉冲光源获得的PIN探测器最大线性电流不会超出探测器对贯穿辐射的线性响应。     

碳化硅与硅探测器辐射探测性能比较

碳化硅(SiC)材料因其禁带宽度大、晶体原子离位能高等物理特性,而被视为制作耐高温和抗辐射器件极具潜力的宽带隙半导体材料。本文采用Geant4模拟得到了30μm厚的SiC和Si材料对不同能量的电子、质子、α粒子以及X射线的响应,并对SiC和Si探测器器件的I-V特性和能谱测量结果进行了比较。仿真及试验结果证明,SiC粒子阻挡本领及X射线探测效率与Si探测器相当,SiC与Si探测器对带电粒子的能谱分辨率也没有明显差别。