包钢放射源的分检

包头钢铁集团公司自二十世纪50年代以来,积存了200多个不同种类的同位素放射源.由于种种原因,大部分放射源的出厂资料档案丢失或残缺,致使现在无法判断核素种类、计算核素现存活度;有些已损坏的放射源(如放射源屏蔽体破裂,开关锈死、失灵或损坏),也需要测量、分检或封装报废处理.放射源的分检,就是通过射线探测技术,探测同位素放射源放出的射线,确定放射源核素的种类、现存活度以及建立留用放射源的资料档案,并对确定报废的放射源设计其封装屏蔽体的尺寸和材料.……     

核废物桶检测中探测效率的数值方法

为了既准确又快速地进行探测效率刻度,针对中低放射性废物活度测量,提出了一种基于探测对象、准直器和以高纯锗探测器为例的空间分布的探测效率实时数值计算方法.采用该方法对不同位置、不同能量的点放射源进行效率刻度,与蒙特卡罗方法计算结果的相对偏差均在5%以内.使用γ射线探测系统对木材和聚氨酯填充的废物桶样品进行实验测量,得到核素137Cs和60Co的探测效率,相同工况下的数值计算结果与实验测量值的相对误差均在12%以内,且多数小于5%.研究结果表明,在进行放射性核废物桶检测时,采用该数值计算方法可以快速而准确地进行效率刻度.     

环境样品低水平γ放射性的活度测量

土壤中含有多种放射性核素,其中含量较高的核素有40K、226Ra、232Th和238U,以这四种的标准源为基础进行实验测量,计算各种能量所对应的全能峰的分支比和探测效率,从而计算出这些放射性核素的活度.通过实验的方法,用BH1936型低本底多道γ能谱仪作为实验仪器,把60Co和137Cs的混合放射源作为能量刻度的已知能量源,对实验仪器能量刻度,以及对标准土壤源40K、226Ra、232Th和238U的探测效率进行实验测量.以此为基础对环境样品进行了能谱分析,主要是测量和分析了环境土壤样品和建材样品的放射性活度,得到了标准源(40K、226Ra、232Th和238U)为代表的核素的比活度.     

3D叠层封装集成电路的缺陷定位方法

三维(3D)叠层封装集成电路是高性能器件的一种重要封装形式,其独特的封装形式为失效定位带来了新的挑战.文中融合实时锁定热成像和X射线探测技术,提出了一种3D叠层封装集成电路缺陷定位方法.该方法首先利用X射线探测技术从器件的正面、侧面获取电路内部结构并成像,进而确定芯片的装配位置及面积、芯片叠层层数、引线键合方式;然后利用锁定热成像技术获得缺陷在封装内部传播的延迟信息及在封装内部xy平面上的信息,通过计算不同频率下的相移来确定叠层封装中缺陷在z轴方向的位置信息.对某型号塑料封装存储器SDRAM中缺陷的定位及对缺陷部位的物理分析表明,锁定热成像与X射线探测技术相结合,可以在不开封的前提下进行3D叠层封装集成电路内部缺陷的定位.     

降低NaI(Tl)γ谱仪探测限的技术探讨

核爆后其放射性元素种类复杂、量少,用NaI(Tl)γ谱仪监测时,多种核素峰重叠在能谱的散射区内难以识别,因此对谱仪的稳定性,能量分辨率,解谱技术以及最小可探测活度有很高的要求.本文通过实验和MCNP模拟,分析了对某NaI(Tl)γ谱仪探测限的影响因素以及降低探测限的措施,提出了通过屏蔽来降低本底,提高其最小可探测活度的方法,实验表明,通过选择合理的屏蔽尺寸,有效的降低了本底,提高了谱仪的低水平放射性监测能力.     

放射源搜寻演练中源的位置确定及活度计算

针对裸源和有准直孔的屏蔽源给出了源的位臵确定及活度计算的方法和计算结果,并与放射源的实际位臵和实际活度进行了比较,取得了较好一致,为放射源搜寻过程中确定源的位臵、计算源的活度提供了理论依据和技术参考。     

民用同位素电池的研究及其发展前景

介绍了同位素电池的种类、工作原理、发展历史及应用现状,分析了不同核素的同位素电池功率输出与使用时间的关系,对适用于同位素电池的核素进行了对比,选出了适合民用同位素电池的核素.研究了增加同位素电池使用寿命的方法,并给出了实用的复合民用同位素电池模型,展现了未来同位素电池的广阔发展前景.     

宁德核电厂外围环境土壤中放射性水平监测

为掌握环境介质土壤中重要γ核素放射性核素的活度浓度,将宁德核电厂运行前后环境土壤中γ核素放射性状况进行对比。经监测,与2009—2011年土壤中的γ核素本底水平相比,2016—2017年,宁德核电厂外围环境土壤中的54Mn、58Co、60Co、134Cs核素的活度浓度均低于探测下限,未检出。40K、137Cs核素的活度浓度水平无明显变化。这表明,宁德核电厂运行至今,其外围环境土壤中的放射性水平未见明显变化,在本底范围之内。     

基于GIS、GPS、RFID的放射源管理监控系统

基于地理信息系统、卫星定位系统、无线接入技术、大型数据库以及网络等技术,建立了一个放射源在线监控系统,实现了使用单位与监管单位对放射源同位素与射线装置的有效监控管理。     

碘化钠探测器和高纯锗探测器γ能谱仪性能比较

用碘化钠(NaI)闪烁体探测器和高纯锗(HPGe)半导体探测器γ能谱仪测量了^137Cs-^152Eu标准放射源和铅室本底的γ射线能谱．分析研究NaI探测器与HPGe探测器的能量分辨率、探测效率等特性，通过能谱分析还给出了铅室本底中可能含有的放射性核素，并对HPGe探测器进行了部分能量范围内的效率刻度．     

放射性活度检测系统设计

针对目前放射性检测仪的现状, 通过对γ射线进行能谱分析, 利用放射性脉冲检测电路的刻度能量和道数关系计算出放射性元素的全能峰净面积、 效率刻度和活度等参数, 设计一种放射性活度检测系统. 实验结果表明: 在24 h内重复测量同一样品的核素活度, 2次测量的相对误差小于6%, 在-5～+40 ℃温度范围内, 谱漂的最大值不超过±2道, 且测量的总不确定度小于20%; 系统性能稳定, 误差较小, 方便现场放射性元素的检测.     

核技术应用现状及发展趋势

 聚焦于核技术应用领域中射线产生装置、放射性同位素技术、核探测技术,概述了电子加速器、质子/重离子加速器、中子发生器等重要射线产生装置与放射性同位素制备、放射性药物、放射源以及核探测技术等的国内外研究现状,分析了国内射线装置与放射性同位素技术的发展趋势及前景。     

宁德核电厂外围环境气溶胶中γ核素放射性水平监测

通过对宁德核电厂投入商业运行以来(2013—2018年)外围10km范围内气溶胶中γ核素的放射性水平监测,与核电厂运行前气溶胶中γ核素放射性状况做对比分析。结果表明,核电厂运行期间,气溶胶中γ核素活度浓度基本与运行前(2009—2011年)处于同一水平,~(40)K、~7Be测值在最小可探测浓度管理要求之内,~7Be测值随季节变化夏季低、冬季高,其他核素未检出。总体分析上看,气溶胶中γ放射性核素活度浓度基本在本底涨落范围内。     

一种便携式硅光电倍增器模块及其在射线探测仪中的应用

为了减小便携式射线探测仪的体积,提高仪器在苛刻环境下的使用寿命,研制了一种便携式的硅光电倍增器(SiPM,Silicon photomultiplier)模块,对其参数性能进行测试分析,并考察了其作为便携式乙丙种射线探测仪探头的可行性.将SiPM探测器、高压电路、射频信号放大电路、光收集接口集成在一个比手掌还小的模块中,将SiPM放大后的信号直接用BNC或SMA接口输出,以便进行放射事件计数或波形分析等操作.将SiPM模块代替便携式乙丙种射线探测仪的原配探头,配合碘化钠闪烁体,对60Co放射源进行了测量.测量结果表明,模块对60 Co放射源放射的射线响应明显,放射强度测量结果与用原配探测头测得的结果基本一致,说明将SiPM模块应用于便携式射线探测仪是可行的.     

12C与133Cs反应中Ba同位素的Qgg产额依赖

使用47MeV/u12C离子轰击133Cs靶,由多核子转移反应产生Ba同位素。使用放射化学方法,从133Cs和反应产物中分离出产物Ba,再使用高纯Ge探测器测量Ba放射性同位素的γ活性,根据Ba同位素的活度和其他相关数据,确定Ba同位素的产生截面。通过分析测得的Ba同位素的厚靶平均产生截面,发现缺中子Ba同位素的独立截面不遵从规则的Qgg系统性。该结果可用重离子碰撞中的次级过程加以解释。     

γ-γ符合法测量正电子源活度实验教学研究

在核物理基础实验研究中,放射性活度是最直接、最重要的参数。符合法测量因其可以排除探测效率等因素对测量结果的影响,被广泛应用于放射源活度的精确测量。该文针对传统实验教学的不足,首次设计并实现了用于符合测量的探测器实验平台,搭建了一套利用符合法测量正电子源活度的实验系统。基于该系统,完成了γ-γ符合法测量~(22)Na的绝对活度。同时,指出了实验的重点和难点,为符合法测量正电子源活度实验教学提供了一个参考。     

“脏弹”恐怖袭击烟团剂量计算方法

为预测"脏弹"恐怖袭击的破坏后果,建立了"脏弹"恐怖袭击剂量评价模式,总结了可能用于袭击的放射源种类、可能照射途径和剂量估算方法,并采用常见放射源种类、放射源活度、风速以及大气稳定度等参数值,用Gauss烟团模型对3种典型放射性物质在大气中的扩散过程进行计算,模拟给出有效剂量随时间变化的分布。取相同参数值情况下,该文计算结果与Hotspot结果相符合。该方法适用于中国反恐应急平台,为中国应对"脏弹"恐怖袭击的管理与决策提供了参考,具有现实意义。     

“脏弹”恐怖袭击烟团剂量计算方法

为预测"脏弹"恐怖袭击的破坏后果,建立了"脏弹"恐怖袭击剂量评价模式,总结了可能用于袭击的放射源种类、可能照射途径和剂量估算方法,并采用常见放射源种类、放射源活度、风速以及大气稳定度等参数值,用Gauss烟团模型对3种典型放射性物质在大气中的扩散过程进行计算,模拟给出有效剂量随时间变化的分布。取相同参数值情况下,该文计算结果与Hotspot结果相符合。该方法适用于中国反恐应急平台,为中国应对"脏弹"恐怖袭击的管理与决策提供了参考,具有现实意义。     

严重事故安全壳废液中核素活度计算

福岛事故后,放射性废液的处理受到了高度关注。严重事故后安全壳废液中的核素活度分析是废液处理的前提。根据严重事故后安全壳废液中放射性核素的来源及消减机理,建立了AP1000严重事故安全壳废液中核素活度计算模型,研究安全壳废液中放射性核素活度的变化。结果表明：在堆芯核素向安全壳释放阶段,废液中各组核素活度逐渐增大,随后除镧组核素外,其他各组核素活度随时间逐渐减小,碘总活度降低最快,铯组总活度降低最慢;在事故初期,碘是废液中的主要核素,其次是铯;铯组核素占总活度的份额先减小后增大,而其他组核素占总活度的份额先增大后减小。¹³⁴Cs、¹³⁷Cs、⁸⁹Sr、⁹⁰Sr、¹²⁷Te^m、¹⁰³Ru、¹⁰⁶Ru、¹⁴⁴Ce、²⁴¹Pu、⁹⁰Y、⁹¹Y、⁹⁵Nb、⁹⁵Zr衰减很慢,是放射性废液的重要组成成分。#$NL关键词 严重事故;安全壳;废液;核素;放射性活度#$NL中图分类号 TL732; 文献标志码 A     

β放射源质量检测仪的开发及应用

β射线颗粒物监测仪在环境监测领域有广泛的应用,其使用的β放射源是设备的核心部件之一.β放射源的表面发射率及均匀性是影响β射线颗粒物监测仪准确性及稳定性的重要因素,因此β放射源用于颗粒物监测仪之前需对其自身质量进行检测.本文介绍了用于颗粒物监测仪上的β放射源质量检测仪的系统设计、β放射源的评价方法及实验分析等,实验证明本文开发的β放射源质量检测仪能快速检测放射源的发射率、均匀性等指标.