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。     

一种分段式γ扫描系统探测效率响应函数的数值计算方法

基于SGS探测系统中放射性核废物桶、准直器及HPGe探测器的空间几何分布建立数学模型。对低、中放射性核废物桶中点源137Cs的探测效率响应函数进行了数值公式推导，然后利用蒙特卡罗工具包MCNP模拟计算了相应的效率函数。将这两种方法模拟的结果进行了对比分析发现:数值计算方法的数据普遍高于MCNP模拟的数据，最大相对误差达143.26%，误差平均值为37.15%。对数值计算方法进行修正后，最大值相对误差为17.22%，平均值为4.54%。在误差范围内，可以认为该修正方法有效。     

基于蒙特卡罗方法的几何因子计算程序

应用蒙特卡罗方法求解几何因子,基于蒙特卡罗方法的几何因子计算程序使用C++语言编写,可用于任意位姿的各种尺寸的圆面探测器对圆面源几何因子的计算。该程序使用了方差减小技巧。通过与国际通用蒙特卡罗计算程序(MCNP5)的计算结果对比,该方法具有结果准确(误差较小)、计算速度快、使用方便等优点。最终使用该程序计算几何因子,与实验数据进行对比,成功验证了中子深度分布分析(NDP)能谱测量系统探测器位姿的准确性(误差5%以内),并对其移动位置进行修正,发现电机移动20mm大约会产生1mm的误差。     

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。,     

NaI探测器对23.8 MeVγ射线的效率刻度方法

低能D(d,γ)4He辐射俘获反应截面的研究在聚变领域和天体物理等领域中起到非常重要的作用。由于受到标准γ源能量的制约,在研究D(d,γ)4He反应高能γ射线产额实验过程中不能用标准源进行效率刻度。采用实验测量与计算相结合的方法实现NaI探测器对23.8 MeV γ射线的效率刻度,先对6.13MeVγ射线效率进行实验刻度,然后用蒙卡程序MCNP－4C模拟计算出NaI探测器的效率曲线,再用实验数据与模拟结果进行对比校正,计算出NaI探测器在23.8MeV能量点对γ射线的探测效率。该方法对高能γ射线效率刻度给出了一种参考依据。In the study of D(d,γ)4He radiative capture reactions research, which is very important for fusion and astrophysics, the efficiency calibration of the detector is necessary. Due to the restriction on energy of the standard gamma source, the efficiency calibration of high-energy gamma-rays can not be calibrated by a standard source. In this paper, the method combining the experimental measurements and calculations for the efficiency calibrations of high energy gamma rays is given in the experiment of 6.13MeV gamma rays efficiency calibration using NaI detector, the efficiency curve of which is calculated by MCNP-4C and corrected experimentally. In this case, the detection efficiency of 23.8MeV gamma ray is known. The method provides a reference to high energy gamma ray efficiency calibration.     

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。     

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?75 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。     

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     

高纯锗探测器探测效率修正法的研究

探测效率是高纯锗探测器的一个重要指标，实际工作中面对的测试对象经常是一些不规则的辐射体，使得用标准源刻度探测效率难以实现，为此通过理论方法研究刻度体源探测效率有着重要意义。但是理论模拟面对着模型刻画准确性的问题，为此，该项研究针对实验室的两台便携式高纯锗γ谱仪开展了理论计算的验证工作，通过两种方法作为验证基准，即：实验和基准程序计算。针对计算产生的偏差，探索了影响效率差异的各种因素，推导了修正公式，并对修正公式的有效性和适应性进行验证。修正后的理论结果与基准的比较见图1和图2。     

~(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。     

中子飞行时间测量技术

用MCNP程序和ENDF／B—VI库数据计算了Livermore的^6 Li探测器的中子探测效率，并与国外发表的^6Li玻璃的探测效率数据进行比较，结果基本一致，表明本实验室的计算方法是正确的。     

XH-3130A在线液体γ监测仪探测效率MC模拟

为了研究改造后的XH-3130A在线液体伽马监测仪对核电站某管道一次水放射性核素的探测效率及探测限的影响因素,利用MCNP5程序计算了改造前后XH-3130A伽马监测仪对管道放射性源项伽马能量在0.08~1.5 MeV范围全谱区及特征峰区活度浓度探测效率。针对放射性管道中单一核素Cs-137,计算结果与液体放射性源标定计数刻度实验数据符合较好。并分析了不同源项伽马能量及探头布置等因素对活度浓度探测效率大小影响差异。模拟结果表明,改造后的XH-3130A在线液体伽马监测仪不再影响原有测量管道整体性且最低探测限为1.35103 Bq/m3,可以满足工程技术要求。     

基于Geant4的反应堆临界及动态计算方法

Geant4是一款基于C++面向对象技术的蒙特卡罗开发程序包,可以模拟各种已知粒子与物质之间的相互作用。然而该程序包没有提供临界源功能,无法直接用于反应堆物理计算。因此,利用Geant4提供的基础物理模型和粒子跟踪控制等功能,用两种不同方法实现了临界源的设置,实现了基于Geant4的反应堆静态计算程序G4-RSM和反应堆动态计算程序G4-RDM。两个程序均可用于反应堆临界计算,与MCNP计算结果相对误差在5%以内。G4-RDM程序除可用于临界计算外,还可用于模拟堆内事故工况下的中子学瞬态变化。     

JMCT软件的自动源偏倚抽样功能及其应用

介绍JMCT（J Monte Carlo Transport）软件的多群中子伴随输运功能以及基于伴随通量的自动源偏倚抽样功能.对某商用压水堆屏蔽模型的模拟计算表明,采用自动源偏倚后,JMCT的模拟结果与实验值符合较好,比MCNP程序采用几何重要性方法的计算效率大幅提高.     

基于FLUKA计算压力容器快中子注量的可行性研究

基于知识产权的考虑,通过与蒙特卡罗程序MCNP计算结果比对,研究使用FLUKA程序替代MCNP程序进行反应堆压力容器快中子注量计算的可行性。通过修改和调用子程序对次级粒子堆栈进行操作,解决了关闭裂变中子这一关键问题,FLUKA程序的计算结果与MCNP程序的计算结果相对偏差在5%以内,符合得较好,证明使用FLUKA程序替代MCNP程序用于计算反应堆压力容器快中子注量在技术上是可行的。     

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.     

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。     

中子产额活化测量法中γ γ符合探测效率的模拟计算

 为了估计聚变中子产额Cu活化测量法中加速器中子源刻度与实际测量中几何条件不一致对测量结果的影响，通过对MCNP进行二次开发，用蒙特卡罗方法计算了这两种情况下有角关联的γ γ符合探测效率，通过与刻度实验结果比较，验证了计算结果的正确性，得出了几何条件的差别引起探测效率的增加小于3%的结论。     

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。     

基于蒙特卡罗方法的全身计数器设计研究

全身计数器用于对人体内照射污染的监测,对最小探测活度(MDA)有较高的要求。为使全身计数器具备较好的灵敏度,需要降低本底辐射和提高射线探测效率。基于MCNP5模拟了全身计数器中NaI探测器在不同几何位置时的能量响应,对探测器位置及准直器角度进行研究,同时对不同厚度的屏蔽结构进行了仿真计算分析。研究表明,当屏蔽钢板厚度为14.9 cm时,能够较大程度地降低本底辐射。在源探结构上探测腔准直器角度在26以上,探测器与体模的距离为20 cm时,能够得到理想的能谱响应和探测效率。