用MC方法计算分析核材料移动对辐射探测器阵列探测下限的影响

核辐射探测器阵列的探测下限是评价其探测能力的一种统计量的值,指在一定置信水平下,一种探测方法能够检出的最小被测量.从定性的角度看,核材料移动比静止时更难以探测(即静止比移动时的探测下限低).本文通过建立蒙特卡罗(MC)模型并应用通用软件MCNP程序计算分析核材料的移动对核辐射探测器阵列对核材料质量的探测下限的影响.计算结果与理论分析符合.     

核材料移动对辐射探测器阵列探测下限影响的蒙特卡罗模拟

核辐射探测器阵列的探测下限是判断其是否符合探测要求的重要技术指标。从定性的角度易知，由于核材料移动时比静止时的探测下限低而更难以探测。文章通过建立蒙特卡罗模型并应用通用软件MCNP程序分析计算核材料的移动对核辐射探测器阵列探测下限的影响。     

核材料中湿度迁移规律的核磁共振检测研究

探讨了核磁共振方法对核材料的探测技术,研究了核材料贮存中水分子的迁移规律的核磁共振检测。     

无线射频识别技术在核保障中的应用

为防止核材料的非法使用,增强我国的核材料管制能力,对无线射频识别（RFID）技术在核保障中应用的可靠性进行了研究。结果表明,采用一系列补充手段,可以解决核材料包装容器金属材料对RFID系统信号干扰的影响,增强目标移动探测能力,使RFID成为一种保障核材料安全的有效技术手段。     

核材料封隔与监视技术研究

为防止核材料的走私和非法转移,核材料的严格控制和管理受到普遍重视。因此,核材料尤其是铀、钚等特种核材料的长期安全储存显得更为重要。自动放射性监测系统通过测量核材料γ射线强度,能够实现实时测量,提高了核材料监测的及时性和有效性,有助于加强核材料管制。经过几年的研究,此项工作取得了一定进展。具体工作如下:1)研制了“硅二极管 CsI(Tl)组合器件”和小型探测信号放大线路,用以进行了核材料放射性监测实验研究;2)对自行研制的γ射线传感器的前放电子学等前端设备进行了优化,提高了其可靠性和稳定性;3)完成了3套大小不同的铁质模…     

核材料的探测和识别

本文扼要介绍了探测核材料的最常用的方法，重点说明了在被动探测方法中的γ射线探测的实验研究内容，研究结果表明，应用这种方法可以确认裂变材料是否存在和裂变材料的种类，通过定量分析和计算，可以粗估裂变材料的浓缩程度；推测裂变材料的来源，由实测γ谱可以推算核材料的质量等等。     

有源井型中子符合测量装置研制

在核材料衡算中,有源井型中子符合测量装置(AWCC)是用于含铀核材料无损测量的主要设备之一。该装置基于核材料中的235U具有高的热中子诱发裂变截面,采用低中子能量的Am-Li中子源作裂变中子源,诱发235U裂变,利用3He计数管阵列探测235U诱发裂变产生的中子,通过与标准含铀样品的测     

人员出入口核材料检测装置研制

一台用于人员出入口的核材料检测装置已于2002年6月研制成功,并通过了验收。该装置主要由塑料闪烁体、光电倍加管、信号处理电路以及自动控制单元组成,主要用于检测铀、钚等核材料及γ放射源。在人员步行速度低于1.2m/s,γ本底为5.16nC·kg~(-1)·h~(-1)(20μR/h)条件下,对高浓铀的最小探测限小于5g,对低燃耗钚的最小探测限小于0.15g。     

分层γ扫描方法测量球形容器核材料滞留量

核材料生产线上很多设备(如混合器、反应器设备)是球形结构,在生产过程中,内部会有核材料滞留.知道内部核材料的滞留的数量,对于核材料管理与衡算和核材料临界安全至关重要.本文研究对象为球形反应器内部核燃料滞留量的测量,该反应器左面、右面和后面都有其他设备,测量仪器只能放在其前面的有限空间内进行测量.为此,本文提出探测器分层扫描方法,首先认为球形容器内部的核材料近似球形分布,自上而下分成若干层,在每一层上近似认为滞留的核材料是均匀分布,探测器自上而下逐层进行扫描测量,获取数据;利用蒙特卡罗随机过程模拟方法,计算探测器对每一层的探测效率,应用最小二乘法或最大似然法,对核材料分布进行重建计算,这样不仅可以给出比较准确的反应器内部核材料的总量,而且还可以给出核材料在内部的分布的大致情况.本文采用蒙特卡罗模拟计算和实验两个方面,对该方法进行了验证,证明该方法是正确的.     

宇宙射线μ子探测裂变核材料的成像算法

宇宙射线μ子探测作为一种清洁源、深穿透、真正识别裂变核材料的新方法正在世界范围内日益受到重视,我国也在反恐领域开展此项研究,论文介绍了研究工作中图像重建算法(PoCA算法、期望最大化算法)以及算法模拟实验结果和分析,模拟结果初步证明了宇宙线μ子进行特殊核材料检测的可行性以及图像重建算法的有效性.     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。