正比计数管倍增系数M及第一汤姆逊系数α的研究

正比计数管的倍增系数M涉及到正比计数管的工作电压、气体组分、阴阳极尺寸等参数,是正比计数管优化设计的关键;而第一汤姆孙系数与M值密切相关。引入约化场强的概念,分别对常用的Diethorn和RoseKorll倍增公式进行了完整推导,明确了M与各项参数间的关系;同时也分析了二者的存在的问题并提出了修正措施,为正比计数管的优化设计提供理论依据。     

正比计数管对超软X射线的探测

本文介绍50μ薄铍窗封闭式正比计数管和有机膜窗正比计数管的结构以及对软X射线的测量结果。采用12.5μ厚的Mylar膜做窗口的封闭式正比计数管,完成了对碳的KX射线(277eV)的测量。     

正比计数管的制造工艺

本文介绍了密封式正比计数管的制作工艺。我们采用E-7树脂胶封接的正比计数管不仅制作工艺简单,而且性能稳定,搁置时间三年,其能量分辨基本不发生变化。 我们研制了圆柱形封闭式双铍窗、单铍窗和有机膜窗正比计数管。其中单铍窗正比计数管已小批量生产,并且供冶金、地质等部门的厂矿和科研单位使用;双铍窗正比计数管及有机膜窗正比计数管已供有关科研单位使用,试验效果良好。     

采用正比计数管作探测器的放射性同位素x-射线荧光分析在铁矿石分析中的应用

用~(238)Pu放射源和自制正比计数管,对磁铁矿83个样品的含铁量进行了测量,测量结果在矿物岩石分析允许误差的范围内,同化学分析结果一致。测量时没有使用平衡滤片,每个样品测两次,每次10秒钟。     

放射性同位素荧光分析用正比计数管

在原子物理和原子核物理的基础研究中,正比计数管是一种重要的探测元件,可用于探测α、β、X-射线和低能γ射线,在X-光谱、俄歇电子谱、穆斯保尔谱和原子核谱的实验研究中有广泛应用。在应用方面,对于20Kev以下的X-射线和γ射线,正比计数管的探测效率可以做到同NaI闪烁计数器大体相当,而正比计数管的能量分辨能力却远优于闪烁计数器。正是由于这个原因,正比计数管作为放射性同位素X-射线荧光分析仪的探头,最近几年受到了国内外的普遍重视。     

涂硼正比计数管性能参数优化研究进展

 介绍了与涂硼正比计数管性能参数相关的因素,从涂硼管自身的结构设计、制作工艺、管外慢化体设计的角度,对提高其性能的技术方法进行了综述分析,推导了硼含量和涂硼层厚度与探测效率间的关系,明确了当前提高涂硼层面积、涂硼工艺、耐高温设计的技术动态。分析表明,涂硼正比计数管应向选择性能更佳的填充气体、更成熟的阳极丝安装工艺和涂硼层制作工艺等方向发展。     

低气体放大倍数下单电子和少数电子在正比管内产生的脉冲分布

本文探测了由紫外辐射和超软X射线在正比计数管内形成单电子和少数电子引起电离雪崩所形成的脉冲高度分布,分析了实验结果并给出了理论解释。     

G-M计数管实验的研究

通过实验证实Ｇ－Ｍ计数管实验中新旧计数管对计数管的坪曲线和分辨时间的影响,研究放射源放在不同位置与计数管计数的关系,分析自动定标器阈值电压的选择方法．     

G—M计数管实验的研究

通过实验证实Ｇ－Ｍ计数管实验中新旧计数管对计数管的坪曲线和分辨时间的影响,研究放射源放在不同位置与计数管计数的关系,分析自动定标器阈值电压的选择方法。     

多丝正比计数器的优化设计

由于低水平放射性测量中样品计数率非常低,使用多丝正比计数器进行α放射性测量时,本底主要由探测器内壁材料中的α放射性成分贡献.考虑到测量系统本身的放射性干扰一直是制约测量能力的重要因素,降低测量系统本底是α辐射测量的重点.采取在传统多丝正比室添加屏蔽丝的方法,并通过Garfield程序模拟正比室在不同参数设置下电子漂移过程得到正比室各项参数的最优解.模拟结果表明,优化后的正比室可以对不同入射方向的α粒子进行筛选,有效抑制探测器本底,从而得到最优的正比室结构设计参数.     

~(137)Cs和~(90)Sr-~(90)Y混合源的β放射性强度教学实验研究

当137Cs和90Sr-90Y两个放射源混合时,就会产生混合的β放射性强度。文中寻求一种测量与分析手段来获取两个源混合状态下分别产生的β放射性强度。首先,进行137Cs及90Sr-90Y源混合β放射性能谱测量,再运用费米-居里描绘法对数据进行分析、分解等。在费米-居里描绘上可绘出高、低能区的面积,通过它们各自面积中的粒子数积分就可获得137Cs及90Sr-90Y源分别产生的β放射性强度。137Cs源的强度P=1 346.93 Bq、90Sr-90Y源的强度P=385.47 Bq。     

Experimental evidence that potassium is a substantial radioactive heat source in planetary cores

The hypothesis that (40)K may be a significant radioactive heat source in the Earth's core was proposed on theoretical grounds over three decades ago, but experiments have provided only ambiguous and contradictory evidence for the solubility of potassium in iron-rich alloys. The existence of such radioactive heat in the core would have important implications for our understanding of the thermal evolution of the Earth and global processes such as the generation of the geomagnetic field, the core-mantle boundary heat flux and the time of formation of the inner core. Here we provide experimental evidence to show that the ambiguous results obtained from earlier experiments are probably due to previously unrecognized experimental and analytical difficulties. The high-pressure, high-temperature data presented here show conclusively that potassium enters iron sulphide melts in a strongly temperature-dependent fashion and that (40)K can serve as a substantial heat source in the cores of the Earth and Mars.     

一台慢正电子束实验装置

本文介绍一台磁聚焦传输的慢正电子束装置.在该装置上用Ni+MgO 慢化体产生了慢正电子,测量了慢正电子能谱,并和其他实验组用Au(Pt,不锈钢)+MgO慢化体所得实验结果进行了比较.     

铀尾矿废石场辐射安全分析与评价

本文从理论计算和现场实测入手,分析了铀尾矿废石场放射性核素的分布、排放量,指出氡是铀尾矿废石场中的主要核素,是公众剂量的主要贡献者.理论计算和实测表明,随着离铀尾矿废石场距离的增加,周围环境空气中氡浓度、氡所致个人剂量呈下降趋势.本文通过对5个铀尾矿废石场的实测,提出了铀尾矿废石场防护距离的确定方法,给出了铀尾矿废石场的安全防护距离,用以指导铀尾矿废石场辐射安全防护的验证和设计工作.     

地下军事建筑核事故气溶胶扩散研究

基于武器部件化爆后核材料气溶胶的源项经验数据,运用流体动力学研究方法,建立了事故区域建筑物的有限元计算网格模型,分析了放射性气溶胶迁移、扩散以及分布规律,评估了核素沉降分布以及放射性沉降区人员的照射剂量水平。研究成果为进一步分析更加复杂和更加实际的受限混合流体的扩散规律,以及事故条件下核材料放射性气溶胶的应急处置与人员防护,提供了一定的指导意义。     

"Marinelli Beaker"型气体源γ射线的探测效率研究

针对放射性惰性气体在“Marinelli Beaker”（简称MB）容器中,用NaI（TI）闪烁探测器测量γ射线,采用蒙特卡洛计算方法计算NaI（TI）晶体对^85Krγ射线的探测效率并与标准源实验刻度探测效率进行比较．应用Matlah软件对不同体积的MB容器的理论计算和实验刻度数据分别用最小二乘法进行拟合并比较．比较结果显示,理论计算值和实验数据在误差范围内是一致的。     

多智能体系统对移动放射性辐射源的环绕跟踪

针对多智能体系统对移动放射性辐射源的环绕跟踪问题进行了研究,利用一种全新的方法,证出多智能体系统在有限时间内对移动放射性辐射源群组进行环绕跟踪。通过设计三个不同的分布式估算器分别对辐射源的几何中心、环绕半径以及极角进行估计,最后将得到的估计值为环绕智能体设计分布式控制协议,使得智能体在有限时间内能够将所有辐射源包围在环绕圈内,并实现均匀分布。最后,通过MATLAB仿真验证了控制方案的有效性。     

SESAME源项分析程序的应用与研究

详细分析了一套用于分析压水堆核电厂事故情况下源项释放的软件系统——SESAME系统,并针对秦山二期对SESAME系统中调用的函数、经验公式和固定常数进行了改编,希望建立适应于我国秦山二期的源项实时分析系统。     

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.     

桶内γ放射源的定量重建

考虑到实现放射性废物的分布位置和剂量的快速准确测定,对核设施的安全运行、放射性废物评估和处理有重要的意义.作者针对在实际放射源测量中只能获得较少γ相机投影数据的问题,研究使用基于压缩感知的稀疏重建技术实现桶内黑体放射源的三维分布定量重建.通过对桶内模拟放射源与真实放射源两组投影数据的重建,表明该算法能够在稀疏投影条件下精确重建出桶内放射源的三维位置、形状及相对强度等信息,实现桶内放射源的定量三维重建.