基于虚拟点探测器的虚拟点源效率刻度技术

主要针对尺寸为ϕ75 mm×25 mm的²⁴¹Am标准体源HPGe探测器探测效率展开研究,通过LabSOCS软件模拟及蒙卡计算研究发现,使用同一种结构类型的探测器测量特定形状的体源,其虚拟点探测器位置与虚拟点源位置满足线性、二次函数、指数等关系。针对确定的探测器,通过点源在对称轴线上不同高度位置实验就可以标定出虚拟点探测器位置,再结合它们的线性函数进一步计算出虚拟点源位置,最后将点源放置于虚拟点位置刻度即可得到体源的探测效率。因此,该技术方法首次提出通过虚拟点探测器位置找到了虚拟点源的位置,是一种全新的刻度方法,已达到实际应用的程度,可以大面积推广应用该技术成果。     

基于虚拟刻度原理对放射性体源效率刻度方法的发展

采用蒙特卡罗模拟计算的方法,标定能够适用于不同HPGe探测器上的体源虚拟点源位置,需要对点源、体源的探测效率进行模拟计算。通过²⁴¹Am、¹³⁷Cs、⁶⁰Co点源和体源研究了HPGe晶体尺寸、类型对它们的虚拟点源位置的影响,模拟结果表明²⁴¹Am虚拟点源位置随着探测器尺寸、类型的不同呈现明显的差异性,说明虚拟刻度原理对于探测器表面的小体积样品测量在低能区间是不可取的,最后采用¹³⁷Cs、⁶⁰Co源得出体源高度与虚拟点源位置的半经验公式。通过实验室两台HPGe探测系统对尺寸Φ70 mm×65 mm标准土壤体源的探测效率进行计算,与模拟探测效率值、虚拟点源效率表征结果对比分析,验证了拟合一组表征虚拟点源位置的半经验公式是可行的。实验结果表明,对γ能量区间在300～2 000 keV进行体源的虚拟刻度时,选择可靠的定标源即可建立体源和虚拟点源位置的关系。这为解决监测工作中样品与探测器之间重复进行探测效率校准的问题提供了新的途径。     

积分中值定理在放射性氙样品γ谱效率刻度技术中的应用

在实验室HPGe探测器测量分析氙气样品过程中需要用到相对方法进行分析, 然而由于放射性氙同位素半衰期较短, 制作相应的标准气体比较难, 给谱仪系统刻度带来困难.针对该问题, 提出使用混合面源模拟刻度四种氙同位素气体源的效率, 并提出将积分中值定理应用到面源刻度实验过程, 大大简化了中间流程, 提高了测量的准确性.利用氙分离纯化系统在高氡环境下采集样品, 获得了天然放射性¹³³Xe气体γ谱, 通过计算得到其活度浓度. 积分中值位置处的混合面源刻度结果和气体源刻度结果一致, 说明本文提出的面源刻度技术及积分中值定理的思想在HPGe 探测器效率刻度测量分析中是有效可行的. 关键词： 面源 无源效率刻度软件 效率刻度     

133Ba面源效率转移法刻度133Xe气体源HPGe探测效率

提出使用面源进行效率转移法刻度133Xe气体体源的探测效率。使用133Ba面源模拟刻度放射性133Xe气体体源的探测效率,在刻度的过程中利用137Cs与133Ba的峰效率比值及133Ba面源远端无符合相加效应,137Cs能峰远近都无符合相加效应等,结合软件模拟建立远近距离峰效率比值的关系,来解决133Ba的符合相加效应。最后,使用面源效率转移法进行气体体源效率刻度,转移法刻度结果和面源模拟法刻度计算值的偏差在1％以内。     

~(133)Ba面源效率转移法刻度~(133)Xe气体源HPGe探测效率

提出使用面源进行效率转移法刻度133 Xe气体体源的探测效率。使用133 Ba面源模拟刻度放射性133 Xe气体体源的探测效率,在刻度的过程中利用137 Cs与133Ba的峰效率比值及133 Ba面源远端无符合相加效应,137 Cs能峰远近都无符合相加效应等,结合软件模拟建立远近距离峰效率比值的关系,来解决133 Ba的符合相加效应。最后,使用面源效率转移法进行气体体源效率刻度,转移法刻度结果和面源模拟法刻度计算值的偏差在±1%以内。     

基于蒙特卡罗的HPGe伽马谱仪无源效率刻度方法

采用MCNP5模拟与数学计算相结合,并利用探测器晶体几何的轴对称性,建立一种HPGe探测器的无源效率刻度方法。基于此方法的计算程序在使用过程中完全脱离MCNP5,运算时间为1~60 s,可实现点源和同轴圆柱体源的效率刻度,能量范围为50 keV~3 MeV。程序计算结果与实验数据以及MCNP5直接模拟结果比较,误差分别不超过12%和7%,证明方法可行。     

基于蒙特卡罗的HPGe伽马谱仪无源效率刻度方法

采用MCNP5模拟与数学计算相结合,并利用探测器晶体几何的轴对称性,建立一种HPGe探测器的无源效率刻度方法。基于此方法的计算程序在使用过程中完全脱离MCNP5,运算时间为1~60 s,可实现点源和同轴圆柱体源的效率刻度,能量范围为50 keV~3 MeV。程序计算结果与实验数据以及MCNP5直接模拟结果比较,误差分别不超过12%和7%,证明方法可行。     

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。     

基于放射性气体源体积的虚拟源刻度技术

大气中放射性气体氙同位素的活度浓度值是判断核裂变反应的关键数据, 长期以来其准确测量一直是个难题. 针对该问题, 本文提出和定义了虚拟点源的概念, 并使用LabSOCS软件模拟了不同尺寸气体体源和不同高度点源的探测效率, 根据计算的数据建立了气体源体积和虚拟点源位置的函数关系. 理论上证实了气体源体积和虚拟点位置有良好的线性关系, 在理论上为解决虚拟源刻度技术提供了新的途径.     

锂玻璃探测器中子探测效率的刻度

为了精确测量keV能区的中子俘获截面,中国原子能科学研究院正在建造一台4π 全吸收型γ 探测装置---GTAF,锂玻璃探测器将会作为中子束流监视器测量中子能谱。利用5SDH-2 加速器刻度了锂玻璃探测器在两个入射中子单能点(250 和565 keV) 的探测效率,并使用EANT4 和MCNP 程序模拟计算了锂玻璃探测器的相对探测效率。通过归一化实验数据和模拟结果,得到了锂玻璃探测器在10keV~1 MeV 能区的中子探测效率曲线。对于把锂玻璃探测器测量得到的飞行时间谱转化为中子束流能谱,是一项非常重要的工作,同时为探测器效率刻度提供了新方法。In order to accurately measure the neutron capture cross section in the energy range of keVMeV, 4 πgamma-ray total absorption facility (GTAF) is being constructed at China Institute of Atomic Energy (CIAE). The lithium glass detector will be used as a neutron beam monitor for GTAF. The detection efficiency of the lithium glass detector at two incident neutron energy points (250, 565 keV) was calibrated in 5SDH-2 accelerator, and the relative detection efficiency was simulated by GEANT4 and MCNP code. By the normalization of the experimental data and simulation result, the neutron detection efficiency curve of the lithium glass detector between 10 keV and 1 MeV was obtained. This work will be important to convert the Time-of-flight spectrum that be measured by Li-glass detector to the energy spectrum of neutron beam, and provide the new method for calibration of detection efficiency.     

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。     

基于蒙特卡罗方法的α放射源能谱测量模拟

运用蒙特卡罗方法建立PIPS-谱仪的腔室模型,模拟谱仪对面源（238Pu）的能谱测量,通过改变放射源与探头之间的距离,模拟不同条件下粒子的射线能谱,同时,对不同探源距条件对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能谱实验测量,获得不同条件下射线能谱;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放射源的能谱测量中,并且使其可用于单能粒子的能谱研究,研究结果也可为能谱测量技术提供依据,为能谱解谱技术提供数据支持。     

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3.110×10⁵ Bq的点源¹³⁷Cs、活度1.371×10⁵ 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。     

用时序探测事件模拟提升中子多重性计算效率

提出基于时序处理探测事件的中子多重性计数统计方法。在JMCT粒子输运数值模拟程序的基础上研发了用于统计中子多重性计数的专用数值模拟程序JMCT_NMC,实现在线的中子多重性计数模拟功能。展示了利用中子多重性计数算例检验程序,比较了JMCT_NMC与传统算法计算时间消耗的结果。时序探测事件处理方法不需大量存储粒子信息,在解决中子多重性计数模拟受内存限制问题的同时,提升了计算效率。在JMCT_NMC程序中,时序探测事件模拟手段在探测器关联事件模拟、本底分析等领域还有着更广泛的应用前景。