核与辐射环境中航空巡测γ谱仪系统的校准

参照国内外航空γ能谱测量校准标准和IAEA有关权威技术文献,利用国内现有的航空γ谱仪系统校准条件,对目前属国际上先进的一套航空巡测γ谱仪系统开展了系统性的校准工作。介绍了航空巡测γ谱仪系统的性能和机载安装,对基本校准内容和涉及的重要参数,如宇宙射线、系统本底、大气氡本底、天然放射性核素及人工放射性核素137Cs和60Co等,进行了科学的校准,给出了校准数据的正确使用方法和应用条件。     

模拟气体标准源法校准反应堆惰性气体监测仪效率

为准确校准惰性气体监测仪对气体源的γ射线全能峰效率，制备了以可发性聚苯乙烯（EPS）颗粒为基质材料的马林杯放射性模拟气体标准源，模拟气体标准源装样密度为4.1 kg/m³，其中含²⁴¹Am、¹⁰⁹Cd、⁵⁷Co、⁵¹Cr等8种单能γ射线发射核素。利用该模拟气体标准源，对反应堆惰性气体现场监测仪的HPGe探测器γ射线全能峰效率进行了校准，校准覆盖能区为60～1836 keV，校准的效率标准不确定度最大为4.4%。同时采用点源代表点法进行了效率校准，并将模拟气体标准源与代表点位置处的点源效率校准结果进行对比，发现在校准能区内二者的效率比不为常数，效率偏差最大达28%，通过效率传递系数可减小偏差，且可得到效率传递系数拟合曲线。最后在81 keV能量点处，得到模拟气体标准源与标准气体源的效率比为1.26，此值可作为模拟气体标准源的实际应用参考。     

用于测量高能γ射线的三晶电子对谱仪的研制

为解决高能γ射线的准确测量问题,本文基于自主研发的闪烁晶体探测器研制了一套三晶电子对谱仪,测量了⁵⁶Co放射源1.5 MeV以上γ射线的双逃逸峰能谱。与使用单个LaBr3探测器所测能谱相比,三晶电子对谱仪有效降低了峰与连续本底的比值。本文研究结果为准确测量加速器共振核反应(p,γ)及激光康普顿散射(LCS)产生的高能γ射线奠定了技术基础。     

放射性氙测量中的天然源γ谱仪校准技术

基于禁核试核查现场视察的需求,研制了用于放射性氙测量的模拟气体源,实现了¹³³Xe 81.0 keV γ射线的效率校准。放射源基质为聚苯乙烯泡沫颗粒,母体核素为²²⁶Ra,采用不锈钢外壳封装,同时采用碳纤维窗以减少射线的衰减。放射源研制完成后,对其进行气密性和均匀性检验。当放射源达到平衡后,测量²¹⁴Pb的特征X射线的探测效率,然后插值计算得到¹³³Xe 81.0 keV γ射线的探测效率。为检验校准结果的正确性,制作了一个基质和几何尺寸均与²²⁶Ra源相同的¹⁵⁵Eu放射源,并在相同测量条件进行了实验。结果表明,¹⁵⁵Eu 86.5 keV γ射线和²¹⁴Pb 87.3 keV X射线的探测效率之间的相对偏差小于1.0%。     

基于数字脉冲成形技术的HPGeγ谱仪系统研究

为满足高能量分辨率γ能谱测量要求,设计了基于数字脉冲成形技术的HPGe γ谱仪系统。该系统由前端电路、数字信号处理模块和上位机软件3部分组成,实现了8192道能谱测量。本文对前端电路的设计及数字脉冲成形参数的选择进行了介绍,并用⁶⁰Co、¹³⁴Cs、¹³⁷Cs和¹⁵²Eu源对该系统进行了初步测试。测试结果表明,基于数字脉冲成形技术的HPGe γ谱仪系统对1 332 keV能量峰的能量分辨率为1.8 keV;¹⁵²Eu特征能量峰与相应道址的线性拟合参数R²=0.999 993。该系统可满足高能量分辨率γ能谱测量要求。     

基于Fe(OH)3-CaCO3载带的水中228Ra的γ能谱分析方法

建立了一种基于Fe(OH)₃-CaCO₃载带的水中²²⁸Ra的γ能谱分析方法，适用于环境水中²²⁸Ra的分析。采用Fe(OH)₃-CaCO₃共沉淀法富集水中的²²⁸Ra，将富集后的²²⁸Ra采用Ba(Ra)SO₄共沉淀法进一步载带，¹³³Ba示踪法确定²²⁸Ra的全程回收率，使用高纯锗γ谱仪测量与²²⁸Ra达到放射性平衡的衰变子体²²⁸Ac的特征γ能量，从而获得²²⁸Ra的分析结果。通过对5 L水样的加标验证可知，²²⁸Ra回收率为81.8%~87.5%，加标水样测量结果与添加量的相对偏差为1.7%~5.3%，此方法的探测限为57.2 mBq/L。     

HPGe γ谱仪对主动式活性炭法中222Rn样品的探测效率研究

主动式活性炭吸附²²²Rn的方法中,吸附时间不同,²²²Rn在活性炭盒中的分布不均匀,这对HPGe γ谱仪测量分析中效率刻度产生影响。通过在标准氡室进行的主动式双滤膜活性炭吸附实验,分析得到不同吸附时间下HPGe γ谱仪对²²²Rn子体不同能量特征γ射线的探测效率和²²²Rn在双滤膜活性炭盒中进出口计数相对偏差,拟合得到两者之间的关系曲线,即不同能量特征γ射线下的探测效率与²²²Rn进出口计数相对偏差呈线性关系。通过实验得到双滤膜活性炭盒对氡吸附量的拟合曲线值与测氡仪实测值相对偏差绝对值小于5%,验证了该方法的正确性和可靠性。     

CTBT气溶胶γ能谱的能量漂移校正方法

CTBT放射性核素台站气溶胶样品通常采用HPGe γ谱仪系统测量，能量刻度是核素识别的关键。针对放射性核素台站气溶胶γ能谱存在的能量漂移问题，提出了一种基于²¹²Pb、²¹²Bi、²⁰⁸Tl、²¹⁰Pb、⁴⁰K和⁷Be等天然放射性核素γ射线的能量漂移校正方法。测试结果表明，该能量漂移校正方法能有效校正能谱中γ峰能量偏差。     

尿中241Am的分析方法研究进展

²⁴¹Am是高毒性的α核素，在常规职业内照射监测及应急测量中均有监测需求。本文系统介绍了尿样中²⁴¹Am分析的各种方法，包括预处理、浓集、分离纯化、制样、测量等环节。典型的化学处理流程包括磷酸钙/草酸钙共沉淀，采用DGA或TRU树脂进行萃取色谱柱分离，在硫酸铵或草酸铵体系中电镀或与Nd/CeF₃微沉积制成α源。测量仪器可以用α谱仪、液闪谱仪、γ谱仪等放射性测量仪器，或电感耦合等离子体质谱(ICP-MS)、加速器质谱(AMS)等质谱测量仪器。     

利用缓发中子法测量235U裂变数的实验研究

缓发中子伴随核裂变产生,通过对它的测量估算核裂变数是一需实验检验的新方法。在中国原子能科学研究院微堆辐照²³⁵U样品,采用³He正比计数器测量缓发中子,并通过缓发中子数反推得到铀样品的总裂变数。利用高纯锗γ谱仪测量被辐照样品发射的缓发γ射线,通过缓发γ射线数得到样品总裂变数。对两种测量方法得到的结果进行了对比和分析,结果表明,用缓发中子法和缓发γ法对同一样品测量的结果一致,缓发中子法可作为一种辅助诊断方法。     

~(60)Co放射源运输容器屏蔽性能检测

工业及医疗用放射源主要包括60 Co、137 Cs、131I、32P、153Sm、99 Mo、90Sr、89Sr等核素,射线形式有α、β、γ、中子等。本文针对运输活动中γ辐射,使用现有的60 Co放射源运输容器,开展辐射屏蔽性能检测技术研究。通过模拟计算和实验测量,得到运输容器最大装载活动情况下外部辐射水平,并对计算和实验结果进行了比较。针对放射源在屏蔽容器中安放位置发生偏移和放射源在容器中安放方式不同对容器外部的辐射水平影响进行了相关研究。研究结果可对今后完善放射性物质运输容器的辐射屏蔽性能检测提供一定的借鉴。     

γ射线闪烁体探测器响应函数模型研究

建立了一种可用于γ射线能谱分析的CsI(Tl)闪烁体探测器响应函数(DRF)模型,并对0.05~1.5 MeVγ射线能谱进行了拟合。描述γ射线能谱特征的每个函数均是基于对射线作用机制的分析,采用权重最小二乘法实现了22 Na、60 Co、137 Cs、238Pu实验能谱的拟合,并同时得到了函数中与射线能量相关的非线性参数。最后利用该DRF模型对CsI(Tl)探测器测量152 Eu源的γ射线能谱进行了拟合,结果表明,此DRF模型可较好地应用于γ射线能谱的分析。     

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¹⁵²Eu、¹³³Ba、²⁴¹Am、¹³⁷Cs、⁶⁰Co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。     

便携式γ谱仪对137Cs、131I液样探测效率的刻度

便携式γ谱仪主要用于主冷却剂水样中典型核素的现场辅助识别及其活度浓度的测量分析。为确定典型核素特征峰净面积和水样中该核素活度浓度的关系，必须进行源峰效率刻度。本文通过测量¹³³Ba、¹³⁷Cs、⁶⁰Co 3种核素的混合溶液得到效率刻度曲线，然后对不同活度浓度的¹³⁷Cs标准溶液、¹³¹I标准模拟溶液进行测量。结果表明，谱仪均能正确识别¹³⁷Cs、¹³¹I核素，活度浓度测量的相对误差均<10%，初步满足元件破损监测精度和灵敏度的需求。     

就地HPGe谱仪测量分析长白山土壤中的137Cs等γ核素

长白山是欧亚大陆东缘的最高山系，是首批国家级自然保护区，自然环境受人类扰动较少，能较好地反映全球大气核试验、前苏联切尔诺贝利核事故在长白山地区沉降的¹³⁷Cs量。为调查¹³⁷Cs经多年衰变和迁移后在长白山土壤中的分布规律，本文利用就地HPGe γ谱仪测量分析了长白山主峰北坡、南坡及西坡的高山荒漠带、苔原带、岳桦林带、针叶林带等土壤中²³⁸U、²³²Th、⁴⁰K和¹³⁷Cs的活度浓度。结果表明，火山灰覆盖的区域，土壤中的²³⁸U和²³²Th等天然放射性核素含量较高，最高值分别为112 Bq/kg和154 Bq/kg；植被茂盛、地势平坦区域¹³⁷Cs活度浓度较高，最高为1.07×10⁴ Bq/m²。     

BEGe探测器晶体参数的蒙特卡罗计算与实验表征技术研究

利用²⁴¹Am发射的59.54 keV平行γ射线束对宽能BEGe探测器晶体进行扫描测量,通过晶体端面垂直扫描确定晶体直径,通过晶体侧面垂直扫描确定晶体高度。利用厂家提供的参数以及扫描得到的晶体参数建立蒙特卡罗计算模型,再通过点源和体源的实验测量值对晶体前端面及侧面死层厚度进行表征调节,使其与实验值符合,从而获得最佳理论计算模型。结果表明,获得的参数正确可靠,其点源探测效率的理论计算结果与实验测量值在2%内符合。该方法极大改善了蒙特卡罗计算BEGe晶体探测效率的精度,可应用于探测器的效率刻度及环境放射性调查。     

济南微堆退役场址的终态检测

采用γ谱测量和低本底β谱测量的方法对济南微堆退役场址中¹³⁷Cs、⁶⁰Co、⁶⁵Zn和⁹⁰Sr的放射性水平进行了终态检测。所有样品中均未检测出⁶⁵Zn;水池中⁶⁰Co的最高值在原堆芯正下方的池底,达49.3 Bq/kg,由中子活化而产生;其他检测单元中,¹³⁷Cs、⁶⁰Co和⁹⁰Sr的最高值分别为5.7、6.8和8.1 Bq/kg,分别出现在运输通道、堆厅和土壤中,这些核素可能为退役活动污染所致。检测结果表明：所有样品的放射性水平均低于基于年有效剂量为10 μSv所导出的清洁解控水平和可接受水平,其中大部分样品接近本底水平。检测方法对¹³⁷Cs、⁶⁰Co和⁶⁵Zn的探测下限分别为1.1、1.0和1.3 Bq/kg,检测结果的不确定度小于33.0%,标准物质GBW08304a的测量值与标准值的相对偏差小于3%。     

放射源~(60)Coγ射线的利用效率研究

应用60 Coγ射线照射量率计算法分析比较了4种放射源排列方法和3种辐照操作方式的γ射线利用效率。结果表明,3种操作方式中,换层操作的效率最高,利用率为1.78,其次是分区操作方式,为1.45,源超界的不换层方式最低,为0.85。实行换层操作时,当吊篮高度在1.2m之内时以3层高度收敛排列法(各层间活度比为0.6∶1.8∶0.6)的60 Coγ射线利用率最高,为1.60;当吊篮高度为1.4 m时,3层轻度收敛排列法(0.9∶1.2∶0.9)的60 Coγ射线利用率最高,为1.72;当吊篮高度达到1.6 m时,3层均匀排列法(1∶1∶1)的射线利用率最高,为1.78。     

Measurement and Simulation of TEPC Microdosimetric Spectra in Gamma Radiation Field

According to the different characteristics of microdosimetric spectra measured by tissue equivalent proportional counter (TEPC), the neutron dose equivalent and γ dose equivalent could be distinguished in a unknown neutron and γ mixed radiation field. In order to discriminate the γ radiation dose equivalent from the total value,the pure γ microdosimetric spectra was measured in ⁶⁰Co、¹³⁷Cs radionuclide radiation field with TEPC. TEPC microdosimetric spectra in a series of monoenergy γ radiation field were simulated by FLUKA code. All the γ radiation microdosimetric spectra, including measured spectrum in ⁶⁰Co、¹³⁷Cs radiation field and that of simulation spectrum by FLUKA code, reveal a trait that the linear energy of γ radiation is basically lower than 10 keV/μm. This trait is the very foundation to discriminate the γ radiation from the mixed radiation.     

240Am半衰期的测量

²⁴⁰Am的半衰期对准确测量²⁴¹Am(n,2n)²⁴⁰Am反应截面具有重要作用，当前评价的数据50.8(3) h是对²⁴⁰Am的987.8 keV γ射线用Ge(Li)探测器跟踪测量6 d的结果，测量时间不到3个半衰期，使得测量结果的不确定度偏大。本文利用Geant4模拟软件建立了阱型HPGe探测器的测量模型，模拟计算了不同Pb吸收厚度下²⁴⁰Am高能γ射线的探测效率，确定使用阱型HPGe探测器配合吸收X射线和低能γ射线的Pb吸收体可有效提高²⁴⁰Am高能γ射线的探测效率。根据Geant4模拟计算的结果，Pb吸收体厚度为1 mm时，对²⁴⁰Am的888.8 keV和987.8 keV两条特征γ射线的探测效率分别为14.1%和13.3%。在中国原子能科学研究院的HI-13串列加速器上通过²⁴²Pu(p,3n)反应生产了²⁴⁰Am，制备了约700 Bq的²⁴⁰Am测量源，用上述方法跟踪测量²⁴⁰Am的888.8 keV和987.8 keV两条特征γ射线的强度，时间超过18 d，用最小二乘法拟合得到其半衰期为50.79(5) h，结果与评价结果一致，但减小了不确定度。