基于G(E)函数法的NaIγ谱仪能谱-剂量转换研究

利用Geant4求解国控大气辐射环境自动监测站NaIγ谱仪G(E)函数,对NaIγ谱仪进行能量响应修正,实现NaIγ谱仪能谱-剂量直接转换。通过点源刻度实验,获取NaIγ谱仪Geant4物理模型。然后利用Geant4和高斯展宽获取NaIγ谱仪对不同能量γ射线的响应能谱。最后采用最小二乘法求解得到NaIγ谱仪G(E)函数。并通过标准源^(137)Cs、^(60)Co、^(241)Am的实验能谱进行验证,表明利用G(E)函数和谱仪实际能量谱求空气吸收剂量率的方法是可行的。

基于G(E)函数法的低剂量率γ射线测量

为有效监测核电设施周边环境的辐射情况,研究中构建了低本底屏蔽箱体环境,对低剂量率γ射线进行了测量。测量过程中采用标准点源对HPGe谱仪进行刻度,通过去本底后计算获得了G(E)函数值,绘制了相应的函数值曲线。实验测试中在以控制源为中心,获取了位于20、30、40和50cm距离处的剂量率值,通过对^(60)Co剂量率测定,发现实验中更高剂量率的核素的实验结果更加理想。同时,采用环境检测仪器获得了3组辐射质在不同管电流下剂量率值,并采用FHT192测量值进行了结果校准,最终结果满足了γ射线源的剂量率实验指标。

用G(E)函数法计算γ射线空气吸收剂量率

基于Φ75 mm×75 mm NaI(Tl)多道能谱仪实验测量结果,采用全谱法测定空气吸收剂量率,从理论和实验入手建立能谱剂量转换函数G(E)。选取铀、钍、钾模型和铀、钍、钾混合模型,以及人工放射性核素60Co、137Cs获取标准能谱N(E),用最小二乘法拟合得到G(E)函数的系数,并用G(E)函数法和贝克公式法估算剂量率结果与实测数据进行比对,前者的偏差小于后者。利用模型站和野外实地测量数据对该函数的准确性进行验证,误差均<10%。

G(E)函数在高能γ射线剂量测量中的应用

利用蒙特卡罗方法模拟了一个Φ7.62 cm×7.62 cm的Na I(Tl)探测器的响应特性,计算了测量系统的脉冲幅度加权函数G(E),由此改善了探测器的能量响应;利用238Pu+13C源的验证实验表明,探测器对高能γ射线探测效率的实测值和计算值的相对偏差在±10%以内。在核电厂功率运行期间,测量了反应堆厂房内的γ能谱,并基于G(E)函数计算了高能γ射线的剂量。G(E)函数法与解谱方法的计算结果对比说明,将G(E)函数法应用于高能γ剂量测量是可行的。

G(E)函数的蒙特卡罗模拟

G(E)函数法是通过软件来调整仪器能量响应的方法,可以直接从脉冲幅度谱得出剂量率。本文对一箱航测用NaI(Tl)探测器进行了地面实验和EGS4模拟计算,用地面实验测得的137Cs和60Co源能谱作为EGS4模拟谱的对照,EGS4计算了225个能谱,用这些能谱作为标准谱计算出了该探测器的G(E)函数。

G(E)函数用于NaI(Tl)谱仪的剂量计算分析

G(E)函数法是一种有效的谱-剂量转换方法,在该文中采用蒙卡模拟的方法分析了NaI(Tl)谱仪的G(E)函数,并通过相关实验对不同剂量环境时的G(E)函数计算值与剂量率仪测量值进行对比分析,分析结果表明,在低剂量时G(E)函数法域实际测量值的结果非常吻合(100 nSv/h左右)。实验结果同时表明剂量率的适用范围与谱仪本身性能有关。在一定的剂量率范围内,采用蒙卡方法计算G(E)函数并进行谱-剂量转换,其结果是可以接受的。使用NaI(Tl)谱仪在测量能谱的同时可以分析剂量。

基于Monte-Carlo模拟和峰形拟合的CdZnTe探测器G(E)函数简便计算方法研究

提出了一种简便的CdZnTe探测器能谱-剂量转换函数(G(E)函数)的计算方法。峰形拟合函数被用于表征CdZnTe探测器对γ射线的低能拖尾,峰形拟合函数的参数通过实验测量获取,并通过拟合得到其随能量变化的关系。Monte-Carlo模拟计算得到的探测器理想沉积谱,经峰形拟合函数卷积得到了修正的模拟能谱,修正的模拟能谱与实际测量能谱吻合较好。基于修正的模拟能谱计算得到了CdZnTe探测器的G(E)函数。标准辐射场中的实验结果表明,用G(E)函数加权积分计算的周围剂量当量率与约定真值基本一致。

MC法创建(LaBr_3:Ce^(3+))探测器能谱-剂量转换G(E)函数

G(E)函数法是通过软件来调整仪器能量响应,实现脉冲幅度谱到剂量率转换的一种方法。本文提出了φ38.1 mm×38.1 mm的(LaBr_3:Ce^(3+))探测器能谱-剂量转换G(E)函数的计算方法。利用MCNP分别模拟了对应的响应能谱,并将其作为标准谱求解得到G(E)函数。采用G(E)函数计算三种γ射线标准源在距探测器轴线5 cm处的剂量率值。利用γ射线在空气中的吸收剂量率计算式得到三种标准源剂量率理论值,与上述G(E)函数剂量率值相比较,相对误差在12.82%以内。

G(E)函数法能谱-剂量转换计算

采用NaI(Tl)闪烁体探测器在已知剂量率的辐射场内测定探测器的吸收剂量率,利用获得的实验数据建立NaI(Tl)闪烁体探测器的能谱—剂量转换G(E)函数。在已知剂量率的X光机和137Cs、60Co放射源辐射场中获取建立转换函数的标准能谱,并采用最小二乘法拟合得到不同阶数情况下的G(E)函数。通过G(E)函数计算得到的剂量率,并与剂量率约定真值进行比较。实验结果表明,G(E)函数的阶数越高,其剂量率估算值的准确性越高,本课题使用NaI(Tl)探测器,通过G(E)函数法进行剂量率估算,误差可以控制在26%以内,满足环境监测对能量响应的要求。

基于G(E)函数法的就地NaI谱仪剂量率测量

在核应急监测中常用NaI谱仪实现剂量率的监测和γ放射性核素识别。本研究利用G(E)函数法对一款3″×3″的NaI谱仪进行能谱-剂量直接转换的刻度。利用^(152)Eu、^(133)Ba、^(241)Am、^(137)Cs、^(60)Co标准点源获得不同能量下的标准能谱数据,并采用Geant4程序计算其他能量下的能谱数据,实现能谱信息与空气吸收剂量率的转换。结果表明,在一定的剂量率范围内,采用G(E)函数法实现能谱信息与剂量率的转换结果可以接受,满足应急监测要求。

G(E)法与Gravel法处理能谱-剂量转换效果研究

为准确地得到γ射线的辐射剂量,对G(E)函数法和Gravel算法处理能谱-剂量的转换效果进行了研究。根据实际应用需求,采取蒙特卡罗方法模拟获取了?50 mm×50 mm NaI(Tl)探测器的Gravel法响应矩阵,并使用Matlab得到探测器的G(E)函数。使用NaI(Tl)探测器和多道谱仪系统测量标准源的能谱,分别使用G(E)法和Gravel法计算剂量值并与理论值进行比较,同时在计算过程中总结对比了两种方法的特点。

基于能谱-剂量转换函数的NaI辐射探测器能量响应修正方法研究

针对NaI辐射探测器存在光子能量响应不一致现象从而导致周围剂量当量率测量精度较低的问题,该文利用自主研制的一套基于NaI探测器的环境水平剂量仪,完成在电离辐射计量标准实验室的能谱测量,并结合能谱-剂量转换函数G(E)进行能量响应修正方法测试验证。实验测试的结果表明,自主研制的环境水平剂量仪能量响应(平均能量范围48 keV~1.25 MeV)优于±3.0%,剂量率线性范围(-4.60%~1.95%),满足国际标准IEC 61017:2016技术指标能量响应(±30%)和剂量率线性范围(-15%~22%)的相关要求。

NaI(Tl)探测器测量空气吸收剂量率方法研究

本文基于Φ7.5 cm×7.5 cm NaI(Tl)探测器,开展测量γ射线空气吸收剂量率方法的研究。使用蒙特卡罗方法对NaI(Tl)探测器进行仿真模拟,获取探测器50 keV~2.5 MeV能量范围的γ射线能谱图。利用G(E)函数对放射源空气吸收剂量率进行计算,求解G(E)函数时考虑Kmax与优化因子M对其计算空气吸收剂量率产生的影响,对G(E)函数的求解进行优化以提高计算精度。经过优化的G(E)函数计算的空气吸收剂量率与理论标准值相对偏差S低于±1%。最后经过实验测量对比发现,G(E)函数空气吸收剂量率计算结果与剂量率仪测量结果相对偏差小于±10%,说明经过优化得到的NaI(Tl)探测器G(E)函数值可以用于空气吸收剂量率的测量应用。

γ全谱法测定空气吸收剂量率的M-C法应用

γ辐射场剂量的测量可以通过γ剂量率仪或谱-剂量转换的方法来实现。其中一种谱-剂量转换方法为γ全谱法(G(E)函数),即通过建立能谱转换函数G(E),把测得的能谱直接换算成剂量,G(E)函数的系数可通过标准源刻度获得,但标准源及其能量分布会受实际条件限制。我们采用蒙特卡罗方法,在0.1–2.5 MeV能量范围内较均匀地选择了11个能量点,用MCNP5软件模拟了不同尺寸NaI(Tl)晶体的响应能谱,并把它们作为标准谱求解得到了G(E)函数;最后利用该G(E)函数计算各模拟能谱的剂量,并与理论计算值进行比较,平均误差<4%。

能谱-剂量转换法用于环境辐射剂量测量

为准确测量环境水平剂量率,基于无卷积全谱转换法,通过测量X/γ能谱和剂量率,开展能谱-剂量转换系数求解并实现能谱-剂量的转换。结果表明,能谱-剂量法计算剂量率与实测剂量率的残差近似为0,证明该方法在能谱-剂量求解过程自洽;在^(137)Cs、^(60)Co标准参考辐射场下的剂量率线性测试结果与标准值的最大相对误差为±10%,表明无卷积全谱转换法用于能谱-剂量转换系数的求解可行。

MC模拟无卷积全谱转换法测量X,γ辐射剂量

为了更好地进行环境X/γ辐射剂量的测量,通过对电制冷高纯锗探测器蒙特卡罗建模获取0.01~1.5 MeV能量范围内的能谱和剂量(率)值,并利用无卷积全谱转换法进行能谱-剂量转换研究。研究发现,通过无卷积全谱转换法计算得到的剂量率与模拟剂量率符合较好;通过在中国计量研究院环境γ辐射空气吸收剂量标准辐射场中进行Co-60和Cs-137放射源剂量率实验验证,结果显示,在0.01~1.5 MeV的能量范围内,通过能谱-剂量转换得到剂量率与标准剂量率的误差小于±10%,这表明通过无卷积全谱转换法进行能谱-剂量(率)转换系数的求解是可行的。

基于STM32和CAN总线的γ放射性辐射监测系统研制

提出一种基于STM32和CAN总线的γ放射性辐射监测系统设计方法。以STM32F103作为核心控制器,利用能谱转化函数G(E),将测得的能谱直接换算成剂量,并通过CAN总线组网技术实现多个监测节点与监测主机的数据通信,解决辐射信号的采集与调理、剂量率转化、CAN组网等问题。测试结果表明:该监测系统具有通信可靠、抗干扰能力强、准确度高等优点,可以实现γ核辐射引起污染伤害的快速评估。

γ谱法检测空气吸收剂量率计算软件编制

为了实现γ能谱剂量的自动、快速及可靠计算。利用γ能谱文件数据,在G(E)函数的算法基础上使用Java编程语言,编制了一套环境γ能谱剂量转换软件。该软件具有γ能谱文件自动读取、数据分析及剂量计算的功能,可通过分析γ能谱文件实现空气吸收剂量率的自动计算。验证实验表明,该软件计算结果准确、可靠。

基于碲锌镉探测器的便携式核素识别仪研制

目的研制具有低能γ核素识别功能的便携式核素识别仪,用于快速测量低能辐射场的剂量水平,和确定核素种类信息。方法基于室温半导体碲锌镉探测器研制了一套国产数字化多道电路,通过智能核素识别算法实现了核素识别,并使用能量响应函数G(E)计算实时周围剂量当量率H*(10)。结果便携式能谱仪可测能量下限可达20 keV,对低能X射线典型能量分辨率好于4.10%@59.5 keV@20℃,可准确识别241Am核素。结论该设备对于低能γ/X射线具有很好的测量性能,能够有效弥补当前现有设备在低能辐射场监测中的不足,为乏燃料后处理厂或核材料生产厂场所监测和应急监测提供技术手段。