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.     

γ谱仪测量109Cd的影响因素研究

不确定度分析是实现放射性活度测量质量保证的重要方面.本文对谱仪测量工作中影响109Cd比活度的因素进行了研究与分析,为γ能谱分析工作及放射性活度测量中不确定度评定提供有益借鉴.     

固体镭点源质量测量结果的不确定度评定

固体镭点源广泛用于放射性勘查野外测量仪器的定期检查,其质量活度的可靠性直接影响到野外数据采集的质量控制。本文分析了对固体镭点源质量活度测量过程中存在的不确定度来源,并进行了评定。本实验室最佳测量结果的不确定度为2.2%（英源）和4.6%（苏源）。     

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.     

核废物桶放射性探测的层析γ扫描技术

介绍了用于非均匀放射性核废物无损测量层析γ扫描技术的原理和方法,并对标准200 L核废物钢桶样品进行了实际测量,采用152Eu作为透射源而实现了层析γ扫描重建的全过程,采用极坐标的体素划分形式和MCNP程序对系统进行效率刻度,分别采用代数迭代法和最大似然重建算法进行了透射和发射重建,得到了线性衰减系数与活度的分布图,并与分段γ扫描的测量结果加以对比.结果表明,层析γ扫描技术的重建结果明显好于分段γ扫描,其与真实值的偏差在10%以内,从而验证了极坐标划分和重建算法的可行性.     

建材放射性脉冲检测及其能量刻度设计

为对建材放射性进行检测,设计了基于光电倍增管的建材放射性脉冲检测及其能量刻度系统.系统包括光电倍增管检测、放射性脉冲调理电路及集成12位A/D的单片机MSP430F1612对放射性脉冲峰值的采样电路.该系统将单片机处理的数据通过RS232串口传送至上位机,上位机采用Visual Basic 6.0软件对数据进行滤波拟合...     

基于核径迹技术的中子个人剂量不确定度评定

中子个人剂量测量不确定度是个人剂量检测报告的重要组成部分,用于评估职业人员中子个人剂量测量的可靠性和测量结果的可信程度.结合固体核径迹技术监测工作人员中子个人剂量的实际情况,建立数学模型,分析中子剂量刻度曲线、剂量计计数、系统测量重复性、能量依赖性及径迹蚀刻条件等监测过程中不确定度的来源,计算出合成标准不确定度和相对扩展不确定度.评定中子个人剂量不确定度,保证量值测量的准确性,关系到工作人员的职业和健康安全.结果表明,应用固体核径迹技术监测职业人员1个季度的中子个人剂量为0.18±0.05 m Sv,相对扩展不确定度为28%(k=2);提示应关注中子剂量刻度曲线、系统测量重复性及能量依赖性等不确定度的主要来源.将不确定评定方法应用于中子剂量测量实践,可为国内中子监测规范的制定提供一些基础依据.     

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。     

高精度流体PVTx性质测量实验系统的研制

在对国内外现有流体PVTx性质实验系统分析研究的基础上,结合一些最新的温度、压力及计算机自动测量等技术,研制了一套新的高精度流体PVTx性质实验系统.通过对系统的误差分析表明:新实验系统的温度测量不确定度小于±2mK,压力测量不确定度小于±0 7kPa.利用新的实验系统,对294～353K温度区间的HFC152a饱和蒸气压进行了研究.实验结果表明,HFC152a的测量值与公认文献值的平均偏差小于0 011%,最大偏差小于0 037%.     

CaO在CaCl_2-CaO和等摩尔CaCl_2-NaCl-CaO熔盐中的溶解热力学

在923～1223K温度范围内,分别建立了CaCl2和等摩尔CaCl2-NaCl熔盐与固体CaO的两相平衡,采用化学法测量了CaO在CaCl2和CaCl2-NaCl中的溶解度,并通过相平衡规律,计算了CaO在熔盐中的活度系数、过剩溶解吉布斯自由能、焓和熵.在1123～1223K范围内,CaO在CaCl2中的溶解度介于14%～16%之间,高于其在CaCl2-NaCl中的溶解度.CaO在CaCl2中的活度系数小于在CaCl2-NaCl中的活度系数,表明CaO受CaCl2的吸引力大于CaCl2-NaCl的吸引力,CaO饱和的CaCl2-CaO熔盐行为接近规则溶液.通过线性拟合,得到了CaO在熔盐中的溶解度和活度系数与温度的关系.     

长计数器的效率刻度及其应用

为了准确测定241Am-Be 中子源的强度,研制了一套长计数器测量系统,并利用四川大学2.5MV质子静电加速器产生的单能中子在多个中子能点对其探测效率进行刻度,在刻度过程中中子注量由金活化法确定,并采用挡锥法扣除大厅散射中子本底的贡献.结果表明我们研制的长计数器在所刻度的中子能区范围内具有很好的坪特性.用该长计数器测量系统测得241Am-Be 源的强度为7.188×105/s ,不确定度为3.5%.     

层析γ扫描技术研究

层析γ扫描技术是放射性材料无损分析技术中最先进的分析技术之一,能够准确定量测量密闭容器内中、高密度非均匀介质中的放射性核素及其含量,它是核设施中可回收物以及核废物测量分析的主要方法.本文较先在国内开展了层析γ扫描技术的研究,对该技术所涉及的探测效率刻度、透射测量图像准确重建和发射测量图像快速重建三个关键技术进行了计算机模拟研究和实验研究.采用蒙特卡罗方法对层析γ扫描装置的探测效率进行刻度;针对透射测量图像重建,创建了一种新的图像重建算法;针对发射测量图像快速重建,提出线衰减校正因子的计算公式,并采用＂预运算＂方法,显著提高了发射图像的重建速度.计算机模拟研究和实验研究结果表明：应用本文提出的图像重建算法,层析γ扫描透射和发射图像重建值与参考值的相对均偏差小于10%,能够满足层析γ扫描装置的实际需要,更好地解决了层析γ扫描技术中的三个关键技术,为我国层析γ扫描装置的研制奠定了基础.     

利用减压旋蒸技术测量水样放射性活度

在低活度浓度水样的放射性活度测量中，直接取样测量的结果不稳定也不准确。为了提高低活度浓度水样放射性活度测量结果的准确性，该文提出了一种基于减压旋蒸技术的自动浓缩方法。为验证该方法的可行性，设计了一套自动浓缩装置。通过实验对浓缩条件进行研究，以提高浓缩速度、减少浓缩过程中核素损失。实验结果表明：设置浓缩条件为真空2.0～4.0 kPa、冷凝循环机制冷温度-5℃～0℃、蒸发器旋转速度50 r/min,设置水浴温度为初始50℃、 50 min后升温至60℃, 1 L水样所需浓缩时间大约为70 min。蒸干后选择12 mL 0.05 mol/L硝酸作为洗脱液进行洗脱。该自动浓缩方法对于²⁴¹Am的平均回收率达到70%以上，⁹⁰Sr的平均回收率可达到80%。该方法的优点在于能够实现水样浓缩流程的自动化，浓缩速度快且回收率较高。     

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.     

Method of analyzing and measuring natural radiation nuclei in high density environmental specimen

报告了测量铝样品中天然放射性核素232Th和238U质量活度结论,即232Th质量活度为23×10-3～70×10-3Bq/g,238U质量活度为036×10-3～055×10-3Bq/g。同时也讨论了在测量高密度样品时样品对其本底辐射的自吸收及环境辐射的屏蔽修正问题,实验表明测量方法可行。     

阿尔及利亚B1B2项目放射性气体辐射监测系统调试与问题浅析

放射性气体辐射监测系统是B1B2项目的重要改造系统之一,该系统主要用于连续监测反应堆在正常运行期间35个取样点区域内气体的放射性活度.本次升级改造,实现了设备的升级换代和全面的数字化,通过冷态和带核热态调试,验证了设计的可行性和设备的可靠性,并解决了一些调试过程中发现的问题.     

高剂量核素治疗患者出院辐射安全剂量监测系统的研制

甲状腺癌是近20多年发病率增长最快的实体恶性肿瘤,绝大多数(≥80%)的甲状腺癌可以通过彻底的外科手术切除结合放射性~(131)I治疗达到非常良好的治疗效果。本研究提供一种可靠、有效的人体辐射测量系统,对病人携带的放射性活度进行相对定量的测定,以做出客观的评估,对提高环境安全有着十分重要的意义。     

氢离子敏感半导体器件的研制

本文介绍氢离子敏感半导体器件.它具有体积小,性能可靠,响应时间快等优点,可以代替普通玻璃电极.在缓冲溶液中,检测氢离子的活度时,实验结果证明,在酸、碱溶液中,测得的漏源电流I_(DS)与溶液的PH值呈线性关系;V_(GS)~(?)与PH值呈线性关系.据国外报道[1],采用SiO_2膜作为敏感层的氢离子敏感半导体器件,寿命短,不稳定,测量氢离子活度范围窄(PH值在7～8.5之间),且未报道制作的具体工艺.国内也尚未见这方面的报道.我们针对以上问题,改进了工艺条件,试验成功氢离子敏感半导体器件,其性能稳定,并扩大了测量氢离子活度范围(PH值在2～11之间).     

气载放射性碘取样测量装置的设计与研究

气载放射性碘的准确监测是预警核事故、评价核事故等级、环境保护的必要前提之一。碘取样测量装置是气载放射性碘监测仪的关键部件,其设计的合理性直接关系到碘在取样盒内分布的均匀性、测量的准确性。为了分析气态碘在取样盒内的分布形式,通过测量得出取样盒中活性炭气体流速与压强降的关系,利用流行的计算流体动力学(computational fluid dynamics, CFD)软件Fluent仿真计算了所研制取样测量装置中气体在取样空间的压力分布及碘在取样盒内的吸附分布,并利用蒙特卡罗软件(monte carlo N particle transport code, MCNP)模拟计算了不同模型下的探测效率。对依据仿真所研制的放射性碘监测仪样机进行测试和校准,样机对低活度放射性碘测量的重复性为2%,对364.5 keV全能峰的能量分辨率为9.5%,参考响应的非线性为6%。结果表明：放射性碘取样测量装置的流道最优化设计时,取样盒入口面碘分布均匀,进而提高了探测效率标定的准确性,为气载放射性碘监测仪的设计提供了有效的理论基础。     

微变电容式传感器的设计与应用

微变电容式传感器是为边境线、狱墙等场合的需要而设计的.该设计以传输线理论为基础,采用FFT算法和相位微分法检测与处理信号,利用同轴电缆的低频特性高灵敏地探测被测量,利用其高频特性测量被测量产生的位置.该传感器在狱墙报警系统中的应用结果表明,微变电容式传感器最大定位相对误差小于6.0%,误警率小于0.3%,漏警率小于0.2%.