不同射线能量及线衰减系数条件下体源探测效率的函数模型

基于放射性废物桶内所含介质材料和放射性核素分段均匀分布的假设, 采用蒙特卡罗程序模拟计算多种射线能量、多种样品密度条件下的线衰减系数和体源探测效率, 通过多元非线性拟合得到以线衰减系数和能量为自变量的体源探测效率函数。基于壳源法, 通过多个点源组合测试近似替代均匀体源的实验测量, 对3种能量射线和3种密度的样品进行验证实验, 利用蒙卡模拟与数值拟合结合方法和实验测量两种方式获得各自的体源探测效率, 完成活度估算。两种方式活度估算结果相对误差均小于23%。通过蒙卡模拟与数值拟合结合方法所得结果与实验结果基本吻合, 证明了该方法的有效性。     

核废物桶分层γ扫描点源衰减校正方法北大核心CSCD

采用Matlab数据拟合方法及数值计算方法给出校正后的衰减距离。通过Monte-Carlo模拟密度为1.0 g/cm3的聚乙烯材料均匀填充的放射性废物桶,在7个不同的旋转圆周上每隔30°模拟一次探测器计数,得到137Cs点源在桶内7个不同旋转半径上旋转一周的探测器计数,以贡献率较大的部分区域计算给出校正后的平均衰减距离。实验结果显示,通过此方法得到的活度相对误差在0.6%~25.2%之间,相对于传统以桶半径为固定衰减距离计算的结果(相对误差11.8%~209.9%),误差得到明显降低。说明此方法对提高核废物桶中点源活度估计的准确度是有效的。     

基于蒙特卡罗方法的α放射源能谱测量模拟北大核心CSCD

运用蒙特卡罗方法建立PIPS-α谱仪的腔室模型,模拟谱仪对α面源(238Pu)的能谱测量,通过改变放射源与探头之间的距离,模拟不同条件下α粒子的射线能谱,同时,对不同探源距条件对α射线能谱的影响进行分析;另一方面,使用谱仪在不同探源距的情况下进行α能谱实验测量,获得不同条件下α射线能谱;最后,将模拟与实验的结果进行对比,分析实验测量结果与模拟结果的相对误差,并对模拟过程及模型参数进行校正,对校正后的模型进行实验验证,使其能够应用到其他α放射源的能谱测量中,并且使其可用于单能α粒子的能谱研究,研究结果也可为α能谱测量技术提供依据,为α能谱解谱技术提供数据支持。     

PIPS-α谱仪探测效率蒙特卡罗模拟及其影响因素

在放射源能谱测量过程中,PIPS-谱仪探测效率的影响因素有几何因子、空气层吸收、死层吸收、本征探测效率等,为了更精确地计算放射源的活度,分析母体核素种类和浓度,探究各因素对探测效率的影响具有重要意义。使用蒙特卡罗软件模拟不同探源距、真空度下的放射源的能谱测量;使用SRIM模拟5 MeV 粒子在空气和死层中的射程及分布;使用PIPS-谱仪测量241Am,238Pu,239Pu三种标准源的实际能谱;根据实验与模拟的结果对各个因素对探测效率的影响进行分析,并计算得到谱仪对不同放射源的本征探测效率。结果表明:在PIPS-谱仪的能谱测量过程中,影响谱仪探测效率的主要因素是几何因子和本征探测效率,空气层和死层对粒子的吸收可以忽略不计;谱仪对241Am,238Pu,239Pu三种标准源的本征探测效率分别为64.84%,49.95%,51.55%。     

分层γ扫描技术中点源定位的蒙特卡罗方法

随着核工业发展和放射性同位素的广泛应用,产生大量中、低放射性废物。中、低放射性废物长期贮存前要对放射性废物的核素种类、活度等进行测量。分层扫描(SGS)测量技术是一种无损检测桶装核废物的手段,但是在测量过程中会遇到放射性核素所在的位置变化,则相对衰减距离、效率刻度不对应,导致估计活度结果误差较大。本工作首先将当前层平均分成12份分别进行计数,并通过实验和蒙特卡罗模拟方法,记录以均匀聚乙烯样品填充对废物桶径向不同偏心位置的探测器的计数。由12个位置的探测器计数得到两个最值,并根据射线在样品中衰减规律计算得到放射性核素距桶轴的距离,从而确定放射性核素在当前层的位置。结果表明:此方法可求出放射性核素所在的位置从而估计点源在桶内旋转半径,对应使用该旋转半径下的自吸收校正因子、探测效率和衰减校正效率,提高了SGS估计的精度。     

基于蒙卡模拟的分段γ扫描无源效率刻度方法

针对200 L核废物桶分段γ扫描(SGS)过程中的效率刻度问题,提出了一种效率刻度函数模型,采用MCNP程序计算不同基质密度和γ射线能量条件下的离散断层效率,经过多元非线性回归获取函数参数,从而建立效率刻度函数,实现核废物桶SGS断层效率刻度。对核废物桶样品进行实验分析,结果表明:对于桶内基质分别为密度0.310 g·cm^-3的硅酸铝、密度0.595 g·cm^-3的木质纤维,桶内核素分别为活度3.110×10^5 Bq的点源137Cs、活度1.371×10^5 Bq的点源60Co,在桶内仅有单个点源存在的核素分布极端不均匀情况下,桶内核素活度重建误差在-37.68%~31.52%范围内。本文的方法能够准确有效实现核废物桶SGS断层效率矩阵计算,并确定核废物桶内放射性核素活度,满足实际检测要求。     

α能谱峰形函数及其拟合参数初始值获取

(1. 西南科技大学 核废物与环境安全国防重点学科实验室, 四川 绵阳 621010;2. 四川理工学院 化学与环境工程学院, 四川 自贡 643000;3. 成都理工大学 地质灾害防治与地质环境保护国家重点实验室, 成都 610059;4. 中国工程物理研究院 核物理与化学研究所, 四川 绵阳 621900) 根据能谱的形成机理,建立了一种能谱峰形函数,提出基于矩估计法确定该峰形函数的拟合参数初始值的方法。以数理统计为基础,分别通过峰形函数和离散谱峰数据计算均值、方差和三阶中心矩建立方程组求解获取拟合参数的初始值。通过连续气溶胶检测仪探测的氡子体能谱和低本底能谱仪探测的238Pu面源能谱对该峰形函数模型和初始值获取方法进行了测试。结果表明:从低重合度到高重合度,该峰形函数模型都能得到较好的应用;基于矩估计法确定该峰形函数的参数初始值能够使该峰形函数较好地拟合能谱数据。该方法在采用计算机自动能谱拟合分析中具有较强的实用性。     

井型高纯锗探测器体源样品无源效率刻度

采用蒙特卡罗程序MCNP建立物理模型,对井型高纯锗探测器的效率进行虚拟刻度。模拟计算在密度为0.4,1.2 gcm-3的6种不同成分环境样品中,探测器对射线的探测效率,当能量高于0.10 MeV时,体源样品的探测效率主要与样品密度、射线能量相关。以土壤、水和植物油样品为代表,结合所选取的函数模型,确定了密度范围0.1~1.6 gcm-3的固体源、密度1.0 gcm-3的水溶液和密度0.92 gcm-3的油溶液体源的效率函数及参数。实验采用标准源,对探测效率模拟结果进行了验证,探测效率的模拟值与实验值符合较好,二者误差均在3%以内。说明MCNP程序可以较为准确地模拟计算井型高纯锗探测器对射线的探测效率,验证了该无源效率刻度方法的准确性和可行性。