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。     

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...     

用G(E)函数法计算γ射线空气吸收剂量率

基于φ75 mmx75 mm NaI(T1)多道能谱仪实验测量结果,采用全谱法测定空气吸收剂量率,从理论和实验入手建立能谱剂量转换函数G(E).选取铀、钍、钾模型和铀、钍、钾混合模型,以及人工放射性核素60Co、137Cs获取标准能谱N(E),用最小二乘法拟合得到G(E)函数的系数,并用G(E)函数法和贝克公式法估算剂...     

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。     

能谱-剂量转换法用于环境辐射剂量测量

为准确测量环境水平剂量率,基于无卷积全谱转换法,通过测量X/γ能谱和剂量率,开展能谱-剂量转换系数求解并实现能谱-剂量的转换。结果表明,能谱-剂量法计算剂量率与实测剂量率的残差近似为0,证明该方法在能谱-剂量求解过程自洽;在¹³⁷Cs、⁶⁰Co标准参考辐射场下的剂量率线性测试结果与标准值的最大相对误差为±10%,表明无卷积全谱转换法用于能谱-剂量转换系数的求解可行。     

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)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。     

γ能谱-剂量转换法测量环境辐射剂量

采用HPGe谱仪测量γ射线能谱,通过一系列的方法实现对剂量率的精确测量。选择多个标准点源对一台HPGeγ谱仪进行能量与效率刻度,并求解得到G函数的具体形式,并在~(137)Csγ标准剂量辐射场中进行刻度与测量。实验结果表明:采用该方法在实际环境中的测量结果与剂量率仪的测试结果的最大误差为±14%。利用环境能谱测量得到环境辐射剂量是一种可行有效的方法。     

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。     

固定阈值脉宽法识别常见核素

介绍了采用固定阈值脉宽法识别常见核素的方法。该方法基于放大器输出的脉冲信号相对固定阈值的脉宽与信号幅度存在的对数对应关系,应用时间数字转换装置,测量核辐射脉冲信号固定阈值脉宽值并累积,得到能量经对数压缩过的能谱,并可由此能谱中的特征峰识别常见核素。利用NaI(T1)闪烁体探测器测试²⁴¹Am、¹³¹I、¹³⁷ Cs、⁶⁰Co等γ源,测试结果表明:相对于常见的基于ADC的能谱测量,固定阈值脉宽法具有电路简单、灵活、能量响应范围宽的优点。     

单球中子谱仪的能量响应模拟及解谱方法研究

本文阐述了单球中子谱仪的原理,介绍了基于单慢化球和19对⁶Li-⁷Li闪烁体探测器构成的单球中子谱仪的结构及解谱方法,使用蒙特卡罗中子输运程序模拟了单球中子谱仪的中子响应函数。计算结果表明,该谱仪具有较好的空间对称性,能根据谱仪中各探测器的计数对源的大致方位进行判断;模拟了单球谱仪在²⁴¹Am-Be源照射下各探测器的计数,使用Unfolding with Maxed and Gravel (UMG)解谱程序在不同解谱算法以及初始谱的情况下对模拟数据进行解谱计算,在使用最大熵散发以及与源项相同的预置谱的情况下,解谱结果最为准确,验证了响应函数的准确性。     

西宁市建筑主体材料放射性水平及氡析出率的研究

采用低本底多道NaI(Tl)γ能谱仪和ERS-2-S氡钍射气析出仪对西宁市建筑主体材料中天然放射性核素比活度及氡的析出率进行测定,并按照相关标准进行评价。结果表明,除红砖、碎石和砂子外,其他建筑材料中~(40) K的比活度均低于西宁市区土壤~(40) K的平均值,红砖、灰渣砖、加气块和水泥中~(226) Ra和~(232) Th的平均比活度均高于该区域土壤中相应核素的平均值。所调查建筑材料内、外照指数均小于1,其放射性水平满足国标限量要求;部分样品的居民接受有效剂量当量率略高于最大允许限值1mSv/a,生产加工过程中须控制工业废渣的使用。     

γ能谱法分析放射性核素时对γ射线全能峰干扰的修正

针对在中核集团公司核电厂和“两厂两院”环境监测实验室比对中γ能谱分析存在的γ射线全能峰干扰问题,开展土壤中铀、钍、镭、钾、铯等γ核素测量实验。天然土壤标准源对谱仪进行效率刻度时,分析γ射线特征峰是否受到其它射线干扰,对受到干扰的γ射线通过修正代入效率计算的核素活度值以实现效率的拟合。由谱仪分析软件分析样品核素活度时,当利用不同特征γ射线计算的核素活度相差较大时,应进行活度修正。分析用于核素活度计算的γ特征峰(如²³⁵U 185.7 keV,²³⁸U 92.6 keV)受到的干扰峰,计算干扰峰对测量能谱峰(重峰)活度贡献,扣除干扰峰活度,即为γ特征峰贡献,由此给出样品核素活度值。这种方法在中核集团土壤样品比对中报出的²³⁸U、²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K和¹³⁷Cs数据全部合格。     

β射线吸收剂量参考辐射场测量研究

β射线对于人体皮肤的浅表剂量的监测是外照射个人剂量监测的重要部分。为研究建立β辐射剂量国防计量最高标准,依照ISO 6980国际标准,对名义活度分别为37 GBq的147Pm、460 MBq的⁹⁰Sr+⁹⁰Y和3.7 GBq的⁸⁵Kr 3种放射源的辐射场特性进行研究。实验得到¹⁴⁷Pm、⁹⁰Sr+⁹⁰Y和⁸⁵Kr放射源分别在20、30、30 cm带展平过滤时的剩余最大能量为0.16、2.00、0.58 MeV。β污染、光子污染及辐射场均匀性在规定值的±5%以内,均满足ISO 6980标准要求。利用外推电离室对测量点处带展平过滤的皮肤组织等效材料的吸收剂量率进行测量,对涉及到的电离室有效面积及入射窗引起的散射和衰减等修正因子进行了详细的计算,测量得到¹⁴⁷Pm、⁹⁰Sr+⁹⁰Y和⁸⁵Kr分别在距源20、30、30 cm处的吸收剂量率分别为8.352、39.24、154.08 mGy/h,并与出厂证书给出的剂量值进行对比,最大相差0.52%,在可接受范围内。     

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。