通道式辐射监测仪的能窗法应用研究

为解决通道式辐射监测仪的误报警问题,本文全面开展了能窗法应用研究.本文首先搭建了基于大面积塑料体的探测器实验装置,使用特殊核材料的替代核素、工业放射性核素和天然放射性核素3类标准源开展了系统能量窗口分布及能窗数量实验,在实验的基础上,使用γ总计数算法和能窗算法分别对测量数据进行处理、比较及分析.研究结果表明,最优的能窗...     

可携式放射源定向测量仪探头设计

针对大部分周围剂量当量监测仪和个人剂量当量监测仪不能给出γ射线入射方向的情况,设计了一种简易的、新型的可携式放射源定向测量仪探头。定向测量仪探头由ф76.2 mm×76.2 mm Na I(Tl)晶体和一个特殊形状的铅屏蔽层组成,其中铅的厚度为20 mm。探头设计时用MCNPX2.5程序对能量响应和角度响应进行了模拟计算,计算结果表明该探头对γ射线能量没有依赖性,角度响应的计算不确定度小于4°。该探头可用于放射源的搜寻、核电站常规泄漏监测以及核应急事故热区定位等现场作业。     

同位素中子源参考辐射能谱测量及模拟中子谱分析

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。     

固定式γ表面污染监测设备性能测试与分析

使用自行设计的测试装置对核电站某一型号的固定式γ表面污染监测设备进行了均匀性及4π探测效率测试实验。对测试结果的分析表明:对于同一块探测器,污染对应于其不同位置,探测效率极差在3倍以上。热点距探测器距离的变化将严重影响设备某一通道的4π效率,进而影响该通道报警阈值的设置。     

多GM管辐射源定向测量装置开发

利用单片机完成了多GM组件放射源定向测量装置探测系统和数据处理系统的开发,探测系统利用双管切换电路扩展量程,数据处理系统选用主控为STM32F767IGT6芯片的ARM核心板,其FLASH容量和双精度硬件浮点运算单元能满足神经网络算法移植需求。精度测试显示角度计算偏差主要来源于截断和舍入模式差别,装置可稳定实时动态测量辐射源角度,样机辐射源试验显示其测量误差在-6°～7°之间。     

核设施β-γ混合场中定向剂量当量率(H)'(3)的现场监测方法

本文主要介绍核设施β-γ混合场中定向剂量当量率$\dot{H}$′(3)的现场监测方法。基于研制的ZF-D300型定向剂量当量率$\dot{H}$′(3)监测仪,利用γ标准辐射场、β标准辐射场、以及组合的β-γ标准辐射场,测量给出了监测仪器对γ射线和β射线的响应特性。结合周围剂量当量率仪、β谱仪和γ谱仪测量数据,给出了β-γ混合场中测量$\dot{H}$′(3)的数据处理方法。在实验室建立的标准β-γ辐射场中,采用本文中数据处理方法测量计算的$\dot{H}$′(3,45°)值,与标准装置给出的$\dot{H}$′(3,45°)约定真值相对偏差小于±1%。在某核电站大修期间,对该β-γ混合场中监测$\dot{H}$′(3)的方法进行了应用。     

基于BP神经网络的多GM计数器γ辐射定向测量算法研究

针对放射源搜寻作业的角度定向测量需求,设计了由4个GM计数器和十字铅屏蔽结构组成的γ辐射定向测量装置,屏蔽体厚1 cm、径向宽7 cm。利用GEANT4模拟计算了定向测量装置对0.058~3 MeV单能光子的角响应,将其作为训练样本建立了基于BP神经网络的角度反演方法。设计了神经网络训练样本的输入输出参数模型,并比较了3种算法模型的角度分辨精度,其中样本映射重组算法效果最好,角度反演精度为±1.5°;引入计数涨落时,该方法也能实现约±10°以内的角度偏差。利用¹³⁷Cs源进行实测,结果显示角度偏差在±6.25°范围内。     

基于蒙特卡罗方法的HPGe探测器模型参数优化方法研究

本文提供了一种用于HPGe探测器蒙卡模型优化的方法和操作流程,目的在于使探测器蒙卡模型优化工作有序化和简易化,避免重复和无用的模拟计算工作量.本文利用MCNP模拟和实验相结合的方式对HPGe探测器晶体顶端和侧面死层厚度进行了修正,利用锗晶体顶端和侧面死层对不同能量段射线影响程度的差异,初步计算了两处死层厚度,然后通过枚...     

核电站β表面污染监测仪校准源的选取

通过对3种堆型核电站大修期间现场系统设备辐射测量,确定了核电站主要存在的放射性核素种类及伴随β射线能量范围。实验测量了核电站目前使用的部分β表面污染监测仪对不同能量β射线的表面活度响应特性,发现核电站β表面污染监测仪测量结果使用⁹⁰Sr-⁹⁰Y放射源的表面活度响应或校准因子修正,会导致测量的表面污染水平偏低。根据核电站存在的β射线能量分布范围,建议核电站β表面污染监测仪测量结果采用²⁰⁴Tl或³⁶Cl的表面活度响应值或校准因子修正。