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GM计数管是一种应用广泛的核辐射探测器,但量程范围较窄,扩展其量程能进一步拓宽其应用范围.回顾了国内外扩展GM计数管量程所采取的主要方法和措施,分析了采用死时间模型和函数拟合修正方法扩展量程存在的不足;简要介绍和分析了改变计数管工件方式或改进外部电路的量程扩展方法,重点介绍了近年来出现的time-to-count方法的工作原理.指出通过革新使用方式,改进计数管结构设计和筛选恰当材料,研制复合型探测器等途径,可大幅提高计数管的性能. 相似文献
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利用MCNP程序,研究了n-γ混合场的自身特性及屏蔽层的排列方式对复合屏蔽的影响。结果表明,混合场中中子与γ的能量与注量比,以及屏蔽体结构,对复合屏蔽的效果有较大影响;在屏蔽体设计过程中予以充分的考虑,有利于屏蔽体的小型化与轻型化。 相似文献
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本文介绍了运用单片机技术对传统的模拟的率表电路进行数字化改装的方法.充分利用了原有仪器的探头和前置放大器.改装后的仪器体积小,方便携带,操作使用简单.它比模拟率表有更高的精度、更好的线性和稳定性.提出了对探测器进行能量补偿测量剂量率的方法. 相似文献
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基于图形化编程语言LabVIEW,设计了脉冲幅度、时间间隔随机分布且可根据需要调整的虚拟脉冲信号源和可供教学使用的虚拟定标器,实现了阈值设定、道宽调节、积分/微分测量、定时等功能,可帮助学生理解探测器输出脉冲的随机性和脉冲幅度甄别等概念。 相似文献
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确定用于放射性情性气体总β测量的组合探测器塑料闪烁体和BGO的厚度。利用MCNP4C程序软件对塑料闪烁体和BGO组成的100种厚度的组合探测器,4种不同能量的γ光子的计数率进行计算,选择出一组使塑料闪烁体和BGO对不同能量γ光子计数率最接近同比关系的厚度组合,从而实现扣除塑料闪烁体中的γ计数,测定放射性情性气体中总β计数的目的。结果表明,塑料闪烁体为1cm厚、BGO为3 cm厚时,可以为最终设计探测部件的尺寸提供重要参数。 相似文献
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重点研究了盖革计数管对于较宽能量范围的各能量γ射线的响应情况,从理论上简要说明了盖革计数管的能量响应特点,并针对国产的J4403型计数管使用蒙特卡罗软件Geant4分析了实际情况下能量补偿的各个影响因素,得到不同结构参数下计数管的能量响应情况,为计数管的能量补偿提供了依据. 相似文献
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针对现行普通单道脉冲幅度分析器的电路较为复杂的问题,在分析研究上下甄别输出脉冲时序逻辑的基础上,提出了利用双单稳态实现单道脉冲幅度甄别的简单、有效、实用的方法,并搭建了电路.实际工作波形表明,该方法可行,电路能够在输入正弦或指数下降脉冲频率高达400 kHz时正常、可靠工作,可应用于核辐射能量测量的幅度甄别. 相似文献
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采用表面改性处理技术,制备了由环氧树脂、B4C(或BN)和聚丙烯酸铅组成的新型耐高温中子屏蔽复合材料,重点研究了材料制备工艺及主要性能指标,利用蒙特卡罗程序MCNP对材料中子屏蔽性能进行了模拟计算,并与文献报道的屏蔽材料铅硼聚乙烯进行了比较。结果显示,由环氧树脂、B4C和聚丙烯酸铅组成的复合材料各项力学性能良好,具有良好的耐高温性能,210 ℃烘烤7 h外观无明显变化。MCNP模拟计算表明,对于从热中子至10 MeV的中子,4 cm厚新材料的中子剂量穿透率和中子注量穿透率均优于文献报道的同等厚度的铅硼聚乙烯材料。Am-Be中子源屏蔽试验的实测数据和模拟计算数据表明,两者随屏蔽材料厚度的变化趋势几乎完全一致,两者的差异随屏蔽材料厚度的增加逐渐减小,在10.5 cm处仅1.34%。 相似文献