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。     

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。     

分层γ扫描技术中HPGe探测器几何因子加权刻度方法

分层扫描(SGS)测量分析是一种无损检测技术,是桶装核废物定性、定量分析的重要手段。实际分析过程中,随着放射性核素所在的位置变化,对应每层不同的位置HPGe探测器的探测效率也随之变化,导致对样品不同位置需分别进行效率刻度。本工作用均匀聚乙烯样品填充废物桶,采用SGS装置的测量方法估计放射核素活度。将放射性点源置于桶内,按距离桶的中心距离依均匀分布规律选取7个点,分别对其进行效率刻度。并建立SGS 测量系统几何模型,通过两种方法将1~7号位置的几何因子对探测效率计算结果进行加权平均,后给出每层的探测效率标准值,此标准值可充分估计每层不同位置对核素的探测效率。结果表明:在测量和计算误差存在的条件下,可以快速准确估计出放射性废物桶内不同位置的核素放射性活度,提高检测精度。     

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。     

输运问题蒙特卡罗模拟方法回顾及展望北大核心CSCD

蒙特卡罗(MC)方法具有复杂几何处理能力强,方法通用灵活,核数据完备,模拟忠实于物理过程等特点,成为中子学数值模拟的首选方法之一。在核能领域,MC方法得益于计算机的快速发展,在辐射屏蔽、反应堆堆芯临界安全分析、乏燃料后处理、放射性废物处置、核设施退役、核事故应急、放射性石油测井、核医学等领域均有广泛应用。对MC方法及软件输运计算做简要回顾,并对未来发展进行展望。     

相位正态分布条件下的微波合成效率

针对多台高功率微波源组阵进行功率合成时相位离散分布的问题,基于数理统计方法对合成阵元相位误差呈正态分布情况下阵列合成效率进行了理论分析,提出了相位误差有界分布下其概率密度函数的表达式,修正了相位分布标准差较大时微波功率合成效率的理论计算公式。为验证修正后的理论公式正确性,使用数值模拟方法计算了合成阵列天线阵元激励信号相位误差呈正态分布下的空间功率合成效率,计算结果表明,数值模拟结果与理论分析给出的计算结果吻合得较好,修正后空间功率合成效率公式的预估精度得到有效提高。     

蒙特卡罗计算在中子残余应力谱仪屏蔽优化设计中的应用

在反应堆上进行中子残余应力谱仪(RSND)的建设工程中,生物屏蔽是降低谱仪测量本底,保证工作人员安全的主要技术手段。为了对屏蔽系统进行优化设计,采用蒙特卡罗方法对其进行模拟计算。采用McStas和MCNP5两种计算程序,理论分析提高计算效率的方法和技巧,并分三步进行谱仪辐射场的计算。首先用McStas程序模拟热中子在导管中的输运过程,然后用MCNP程序计算了屏蔽块之间接合处的拼缝对谱仪辐射场的影响,最后建立整个谱仪屏蔽系统的MCNP模型,并进行计算。将经过用影响因素修正后的计算结果与现场剂量仪实测值进行比较,结果表明二者在允许的误差范围内基本一致。     

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JLAMT可视化建模的JMCT模拟计算

JMCT是中国工程物理研究院高性能数值模拟软件中心粒子输运团队自主研发的三维蒙特卡罗模拟软件,JLAMT为其前处理可视化建模工具。使用JLAMT和JMCT程序对BW,KRITZ,BEAVRS等系列基准题进行了模拟,并对有效增殖系数及计数功能进行了对比分析。其中有效增殖系数计算结果与MCNP5的最大偏差为KRITZ2装载方案19基准题的89.1 pcm,除BEAVRS基准题外的计数结果与MCNP5的偏差基本小于2%,平均偏差在1%左右;BEAVRS基准题功率分布模拟结果与MCNP5及实测值最大偏差分别为7.06%,16.6%,控制棒价值计算与MCNP5及实测值均吻合较好。,     

Calibration-free laser-induced plasma analysis of a metallic alloy with self-absorption correction

Identification and concentration measurement of constituent elements of a metallic alloy is demonstrated by calibration-free laser-induced breakdown spectroscopy (CF-LIBS) according to a special peak intensity-based model and considering the self-absorption effect. In this procedure, which is based on the line pair ratio method, the effect of line widths, though needs to be theoretically considered, may be approximately ignored. This is mainly true for the multiplet lines, but this property, in the case of some generic spectral lines in a measured spectrum, can be sometimes regarded. Initially, the optical penetration depth and therefrom self-absorption coefficient of each selected spectral line is calculated using the experimental (self-absorbed) intensity of the line. Then, the true (non-self-absorbed) intensity, which is basis of the conventional CF-LIBS calculation, is obtained through a recursive algorithm implemented by the MATLAB programming. In the experimental examination, the recorded spectrum reflects that the metallic alloy is consisted of gold, copper and silver. The concentration of elements is calculated with and without regarding self-absorption correction using 27 trios of spectral lines related to the elements. The average concentrations signify that the measurement error relative to the certified value for the concentration of the gold is modified from 3.56 % in the normal way to 0.34 % after applying self-absorption correction.     

激光诱导击穿光谱自吸收效应校正方法的研究进展

激光诱导击穿光谱作为一种新型的物质成分检测技术,具有快速、实时、微损、原位、多元素同时分析等优势,目前在环境监测,食品安全,选矿冶金,生物医疗,太空探测等多个领域都具有广泛应用。然而,由于元素谱线的自吸收效应,使得激光诱导击穿光谱谱线强度降低,严重时甚至会使特征谱线峰型产生凹陷（即“自蚀”现象）,定标曲线变弯曲,导致该技术的元素检测精准度变差,从而无法实现大规模商业应用。因此,对激光诱导击穿光谱自吸收效应及其校正方法的探索,一直以来是学者们研究的热点。综述了自吸收效应校正方法的研究进展,分析了自吸收效应产生的物理机制,分别从实验参数优化、物理辅助装置、自吸收模型和校正算法等多个角度对自吸收效应的几种主要校正方法进行了归纳和总结,并对其优势和缺点进行了对比分析,其中实验参数优化具有原理简单、易操作的优势;能态选择性共振激发自吸收效应抑制效果稳定;微波辅助激发成本较低,可同时对多元素实现自吸收抑制;自吸收系数法可直接量化自吸收效应强弱,计算步骤简便且所需等离子体参数较少;基于内参考线的自吸收校正算法计算效率高,校正效果明显;光学薄法可直接获取光学薄等离子体谱线,避免理论误差。最后,对自吸收效应未来的研究方向和发展趋势进行了展望。     

基于多粒子LIBS谱线的自吸收校正方法研究

为克服自吸收效应对炉渣样品定量分析结果的影响,基于快速模拟退火算法的优化过程,结合等离子体发射光谱的基本理论,发展了一种基于多种粒子发射谱线的自吸收校正算法,给出了该算法的流程图。利用前述自吸收校正算法分别对精炼渣和高炉渣样品的激光诱导等离子体发射光谱强度进行校正,并结合无标分析法,对比分析了自吸收校正算法对样品成分定量分析结果的影响。对比自吸收校正前后的Boltzmann图可以看出,经自吸收校正后,等离子体中各粒子的温度均稳定在11600K左右,结果明显趋于一致。利用自吸收校正后同种粒子的等离子体光谱构建的Boltzmann图中,除一组数据外,其他数据在Boltzmann图中的截距基本一致。利用经自吸收校正后的谱线,对两种炉渣样品成分进行定量分析的结果表明：对于精炼渣,MgO的定量分析结果精度不高,若不分析MgO的含量,则CaO,Al₂O₃和SiO₂等成分定量分析结果的相对误差会明显降低;对于MgO含量为8.49%的高炉渣样品,Al₂O₃定量分析结果的精度最高,相对误差为2.38%,MgO最低,相对误差为28.27%,但基本可以反映出该成分在样品中的含量。     

CFETR氦冷包层放射性废物包装容器的屏蔽设计

对中国聚变工程实验堆(CFETR)氦冷陶瓷产氚包层放射性废物包装容器进行了屏蔽设计。分析了CFETR氦冷陶瓷包层放射源项特点,阐述了容器屏蔽厚度的计算模型,使用蒙特卡罗程序MCNP5计算容器表面剂量率。结果表明包装容器表面剂量率与容器厚度之间呈现指数衰减关系。再根据中国现行标准,给出普通碳钢材料和普通碳钢-铅夹层材料两种方案。     

PuO2颗粒对自发α射线的能量自吸收效应评估研究

构建PuO₂颗粒状α发射体的球体几何模型,采用蒙特卡罗和射程经验公式模拟计算α射线在PuO₂颗粒中的射程能量关系式及α射线从PuO₂颗粒表面出射的能谱分布,研究因PuO₂颗粒对自发α射线的能量自吸收效应导致的对人体内照射剂量评估的影响。研究结果表明,PuO₂粒径越大,其对自发α射线的能量自吸收效应越明显,内照射剂量的修正效果越好;当PuO₂粒径在2 μm以上时,内照射剂量的修正效果大于5%。本研究的结果对吸入放射性物质所致人体内照射剂量的准确估算有重要的参考价值,并可应用于放射性核素肿瘤治疗等领域的微剂量学研究。A sphere geometry model for plutonium oxide-based alpha emitter was setup.The range of alpha particle in plutonium oxide pellet versus its energy and the spectral distribution of alpha particle emerging from the emitter surface were calculated using Monte Carlo method combined with the empirical formula of range.The internal radiation dose resulted by self-absorption effect of α-rays emitted spontaneously in plutonium oxide was investigated accordingly.The result shows that the larger particle size the plutonium oxide-based alpha emitter has,the more obvious the self-absorption effect is and the better the correction effect of the intake absorbed dose that effects on human lung has.For plutonium oxide pellet with its particle size exceeding 2 μm,the correction quantity is expected to be larger than 5%.Our work is beneficial for a precise evaluation of internal radiation dose induced by inhaled radioactive material and microdosimetry study in radionuclide tumor therapy.     

300#研究堆首炉中央孔道中子通量密度计算

基于MCNP程序对300#研究堆首炉堆芯进行精细建模,通过并行计算方式得到了实验临界棒位下堆芯的有效增殖因数为1.002 29,与临界值之间的相对误差为0.229%,验证了物理模型的正确性。探讨并解决了并行计算的中断与接续问题,提出了体通量计数与点探测器计数应用中的合理化建议,即对大体积空间计数时尽量使用体通量计数。计算值与实验值对比结果表明:两者在3 MW功率水平下热中子通量密度相差4.6％,符合得较好。