数据同化在核事故辐射场评估中的应用研究

为提高核事故辐射场评估的准确性和可靠度,建立一种基于数据同化理论的评价方法。以高斯烟团模式和核素沉降模式联合组成预测模型,以集合卡尔曼滤波(En KF)为同化算法,结合观测剂量率数据,构建核事故辐射场评估同化系统。在Matlab软件平台上,研究不同气象条件和不同核事故释放情形时,同化结果与模型预测结果的异同。试验结果表明,当气象条件和放射性物质释放率恒定时,同化场的相对均方根误差比模型预测场约低25%;当气象条件和释放率都变化时,同化场的相对均方根误差比模型预测场约低20%。通过有效利用观测数据,数据同化方法能及时调整模型,从而减小模型预测误差。

蒙特卡罗模拟-高斯重建相结合解析γ能谱

为了解决常规γ能谱解析中康普顿坪影响较大、峰面积计算不准确的问题,提高γ核素活度测量结果的准确度,本文基于蒙特卡洛方法建立了NaI(Tl)探测器物理模型,同时针对模拟谱与实测谱在康普顿坪区的差异,根据γ谱形成机理,提出比值法以修正模拟谱,并生成标准γ核素谱。再以标准γ能谱为基础,通过从高能到低能的顺序进行剥谱和确定全能峰区,以解析^(137)Cs和^(60)Co相叠加的γ实测谱,所得活度测量结果的相对误差在±3.5%以内,明显优于常规解谱方法。结果表明:采用蒙特卡罗模拟标准谱与实测谱特征峰高斯重建相结合而解析γ能谱,既能大幅降低实测谱中康普顿坪对较低能量γ射线特征峰的影响,也能较准确地确定特征峰面积,为γ能谱分析提供了一种能显著提高γ核素活度测量准确度的方法。

插值算法在辐射场重构中的应用现状

针对插值算法影响辐射场分布的问题,对辐射场重构中的插值算法原理及应用进行梳理总结。介绍网格数据插值、有限元法、反距离权重法、克里金法、径向基函数法和神经网络逼近法等插值方法在辐射场重构中的应用现状,分析不同插值方法进行辐射场重构时的异同和特点,对插值算法在辐射场构建中的应用提出进一步展望。结果表明:插值算法能解决源项信息和环境信息未知情况下的辐射场分布问题,具有成本低、计算速度快的优势。

电压比较器实验研究

在测量振荡信号的频率时,常用电压比较器把振荡信号变换为数字电路需要的脉冲信号。过零电压比较器结构和原理最简单,被学生实验广泛采用。大多数学生实验时总是出错,而且很难找到错误原因。造成实验出错的原因在于这种比较器抗干扰能力较弱。该文用仿真实验方法,对电压比较器实验中出现的问题进行了分析,找出了原因,提出了解决问题的方法。

减小辐射场剂量率预测不确定度的数据同化研究

为提高核事故早期辐射场剂量率评估的准确性和可靠度,提出一种基于数据同化理论的评价方法。根据数据同化理论,定义辐射场状态空间,建立了适合辐射场剂量率预测模型的状态转移和误差协方差矩阵。利用同化算法,综合考虑核事故辐射场剂量率预测模型与实测数据,实现辐射场剂量率的最优化表达。在Matlab软件平台上,运用数值模拟实验和福岛实测数据,对该方法进行了双重验证。实验结果表明,数值模拟实验条件下,当放射性物质空气释放率高估1个数量级时,同化后,辐射场剂量率相对均方根误差从1个数量级降低至50%左右。利用福岛核事故监测数据对同化系统进行验证,同化后的结果与实际测量结果相近,相对均方根误差在20%左右。以上结果表明,通过合理运用数据同化方法,可有效减小辐射场剂量率预测的不确定度。

井型γ谱仪土壤样品探测效率刻度方法研究

井型γ谱仪能大幅缩短测量时间和样品用量,但在实际使用前,须对其进行效率刻度。介绍了一种采用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)通用软件包模拟计算与单能量点源实测修正相结合的井型γ谱仪土壤样品效率刻度方法。基于MCNP计算了γ射线不同能量、土壤样品不同质量的井型NaI(Tl)γ谱仪探测效率值,拟合了效率曲线数学模型,拟合值与MC模拟值最大相对偏差<±7%,并通过实测标准土壤样品源验证了所提方法的可行性,建立了基于MCNP模拟计算与体源实测修正相结合的井型γ谱仪效率刻度方法。

M-C模拟刻度井型γ谱仪水样探测效率

提出了MCNP模拟计算与单能体源实测修止相结合的井型γ谱仪水样效率刻度方法,基于MCNP,计算了γ射线不同能量、水样不同高度的井型NaI(Tl)γ谱仪全能峰效率值、拟合了数学模型,两者最大相对偏差小于3%,并通过点源实测验证了所提方法的可行性,建立了基于MCNP模拟计算与单点实测修正相结合的效率刻度方法。

中子激发γ射线的吸收剂量分布研究

探究了6种能谱中子源辐射场中,不同爆高h和距源心投影点水平距离x对测量点处γ射线吸收剂量的影响。利用蒙特卡罗方法模拟计算了6种中子源,在h为0,30,60,90,120 m的5种爆高下,x为100,200,400,600,800,1000 m的6个测量点处的次级γ射线吸收剂量。研究结果表明,同一中子源下,当x为定值时,存在最佳爆高h=0.3x,使测量点处的吸收剂量值最大,即h与x满足的关系;h为定值时,测量点处的吸收剂量随x的增加而降低,与中子源能谱的种类无关;不同中子源下,x为200,400,600,800,1000 m的5个测量点处,中子弹中子源对测量点处的吸收剂量贡献最大,“胖子”中子源对测量点处的吸收剂量贡献最小。

强n/γ辐射场中辐射剂量模拟计算

强n/γ混合场是由核爆炸源谱造成的,该源谱包括裂变出壳中子能谱和裂变出壳初级γ射线能谱[1-2]。在距离核爆炸爆心一定距离处,人或物质受到的照射剂量不仅来源于前两者,还有一部分来源于中子与空气和土壤相互作用产生的次级γ射线。笔者探讨距爆心投影点0.5~1 km范围内,核爆炸早期核辐射中裂变出壳中子、裂变出壳初级γ射线以及中子与空气和土壤相互作用产生的次级γ射线在人体内的沉积剂量。