内充气正比计数管系统绝对测量87Kr放射性活度浓度

本工作研制建立1套气体放射性活度绝对测量装置——内充气正比计数管系统。对该系统的坪特性、本底、死时间、端效应和壁效应等性能进行了测试。在此基础上，采用该系统对放射性气体⁸⁷Kr的放射性活度浓度进行了绝对测量，测得值为40.64（1±0.9％）Bq/mL。     

用气体符合测量装置测量~(133)Xe活度

正为解决裂变燃耗诊断、核燃料元件破损监测以及反应堆排出物监测等放射性气体测量中对~(133)Xeγ射线81keV低能点的效率刻度问题,建立了放射性惰性气体活度符合测量装置,并开展了气体活度测量以及~(133)Xe气体模拟源研究。测量装置采用β-γ符合方法,测量~(133)Xe气体活度。探测     

安全壳卸压排放气体在线辐射监测仪的理论设计

针对核电厂事故条件下卸压排气过程中的放射性气体成分及气体监测要求,对核电厂安全壳卸压排放气体放射性活度探测装置进行了理论设计。并利用MCNP对探测装置进行了模拟计算,结果表明：在选择合理的测量准直器、屏蔽方案条件下,该装置可实现安全壳卸压排放气体放射性活度监测。最后通过实验验证表明,模拟计算结果真实可靠,可为核电厂卸压排气放射性监测设备的研制提供重要的理论支持和参考。     

核电厂排放气体中β放射性气体监测装置设计

基于塑料闪烁体的放射性惰性气体探测技术,应用接近4π的灵敏辐射测量技术,设计了核电厂排放气体中β放射性气体监测装置。采用MCNP软件对β放射性气体监测装置主要参数进行模拟计算,结果表明:该监测装置有助于深入了解探测装置的探测机理及过程,可为放射性惰性气体活度浓度探测装置的设计提供理论数据。     

β-γ符合效率外推法绝对测量133Xe活度

放射性气体氙监测是全面禁止核试验条约国际监测系统关注的重点之一,准确测量放射性气体氙活度是其中的难点。本文详细介绍了β-γ符合效率外推法测量放射性核素活度的原理和方法,并绝对测量了¹³³Xe活度。结果表明,β-γ符合效率外推法作为一准确度较高的放射性核素活度绝对测量方法,可应用于气体放射性核素的活度测量;为提高测量准确度,可通过减小气体自吸收效应提高β探测效率。     

一种改进的3H活度测量方法

文章采用大体积内充气正比计数管能谱法测量3H的活度,结合LLC方法,降低了系统的最小探测限MDC,基于能谱法测量3H的活度减少了实验和数据分析的工作量.还研究了基于能谱分析的阈修正、端效应修正和壁效应修正方法.研究方法对放射性气体活度测量装置的升级改造有参考意义.     

低本底放射性气体测量装置

从适合机动测量要求出发,描述一种低本底放射性气体测量装置的设计思路.用井式NaI(T1)探测器作为反符合探测器,内充气正比计数管插入NaI井中作为主探测器,建立了一套低本底放射性气体测量系统,并测试其性能指标.对3H和85Kr测量24 h,测量系统的最小可探测活度分别为4.08和3.73 mBq.     

小体积密封γ源活度测量装置研制

为测量5 ×103 ～1 ×10HBq范围内的密封放射性γ源活度,研制了一套小体积密封γ源活度测量装置.描述了装置测量原理及装置的构成,并对装置进行了性能测试,实际测量了放射性γ源并评定了其不确定度.     

放射性活度测量标准装置及其应用

为建立放射性活度测量标准设计、制造和安装了4πβ-γ符合和4πγ电离室两套标准装置。前者是绝对测量标准,不确定度在±(0.3～5)％,后者为工作标准,不确定度在±(1～5)％。两者结合,满足了国家检定系统对于放射性活度量值传递的需要。     

放射性活度测量标准装置及其应用

为建立放射性活度测量标准设计、制造和安装了4πβ-γ符合和4π-γ电离室两套标准装置。前者是绝对测量标准,不确定度在±(0.3～5)％,后者为工作标准,不确定度在±(1～5)％。两者结合,满足了国家检定系统对于放射性活度量值传递的需要。     

医用同位素微量热计性能研究

为实现医用同位素核纯度和放射性活度的准确测量,本工作根据量热法测量原理设计一套微量热装置,包括量热系统、温控系统以及测控软件,并对装置的性能进行测试和实验验证。结果表明,同位素量热计的基线电势稳定,复现性良好。最低探测限可至3.1 μW,能够实现医用同位素放射性活度测量的全覆盖。在10 μW~1 mW的测量范围内,当输入热功率<100 μW时,单次测量结果与输入热功率标准值之间的最大偏差<1.5%;当输入功率>100 μW时,测量结果和输入热功率偏差<0.5%。利用该装置成功实现了医用同位素¹⁴C样品的活度测量,测量结果与标准值在不确定度范围内相吻合,不产生放射性废物和化学废物,不破坏样品,操作简单方便。后期可通过研究测量预热和保温装置,进一步提高装置的适应能力和探测下限。     

133Xe活度浓度的绝对测量

惰性气体氙监测是全面禁止核试验条约（CTBT）国际监测系统（IMS）的关注重点,其中,放射性氙同位素的活度浓度主要采用HPGeγ能谱法和β-γ符合法测量,如何准确刻度系统的探测效率是放射性氙测量的难点。本工作介绍了一种采用内充气正比计数管长度补偿绝对测量放射性氙活度的原理和方法,对¹³³Xe活度浓度进行了绝对测量,其活度浓度测量结果为21.36×（1±1.5%）Bq/mL。     

大流量气溶胶滤膜标准γ体源制备技术

为制备大流量气溶胶滤膜标准γ体源,采用参数优化的专用滴源装置,将放射性标准溶液⁶⁰Co定量滴注在气溶胶取样滤膜上,晾干后对角折叠,并采用专用压样装置压制成与测量样品几何形状一致、密实的圆盘形固态物,密封保存。采用差重法对制备的滤膜标准γ源进行活度定值,制备的气溶胶滤膜标准γ体源活度值为4.4×10⁴ Bq,相对扩展不确定度U（k=2）为3.6%。采用分割压制法对气溶胶滤膜标准γ体源进行均匀性测量,相对标准偏差低于5%。制备的滤膜标准γ源可为测量大流量气溶胶样品的γ谱仪效率刻度服务。     

85Kr测厚源的输出性能研究

为指导⁸⁵Kr测厚源的制备,采用两种材质、两种活性区、两种丰度的85Kr原料气制备一批同等活度（7.4 GBq）的测厚源,采用自行研制的⁸⁵Kr源β输出电压装置对制备的测厚源输出电压进行测量。结果表明,采用钛材质、小活性区、20%丰度原料的测厚源输出电压更高。钛材质的源窗、小活性区的源壳、高丰度的原料对β射线的吸收更少,因此在制备某种活度的⁸⁵Kr测厚源时,为提高射线输出,应优先采用钛材质、小活性区、高丰度的原料。     

便携式氚测量仪现场校准技术研究及装备研制

根据PVT方法研制了便携式氚测量仪现场校准装备。使用经检定的电离室装置对初始的氚气浓度进行了测量并作为校准装备的气源,根据PVT方法稀释配制了校准用的参考氚气,参考氚气浓度的不确定度为5.00%,满足EJ/T 1077-1998关于检验源的要求。使用放射性气体活度标准装置对配制的参考氚气进行了绝对测量,测量结果与理论计算结果相对误差为0.81%。并采用配制的参考氚气进行了便携式氚测量仪的校准测试,结果表明,便携式氚测量仪现场校准装备可以满足便携式氚测量仪的现场校准需求。     

核设施烟囱和管道气载放射性排放物的取样监测--美国新标准介绍(一)

对于核设施烟囱和管道的气裁放射性排放物的取样监测，美国发布了新的标准。该标准对烟囱的取样位置和烟囱取样系统给出了有关的性能标准；对取样入口、传输管道(取样管)、取样收集介质、样品测且仪器以及流量测定方法提供了技术规范，同时，该标准对取样程序、质量保证、取样系统的优化更新以及系统的捡测维修等问题也给予了论证。美国的这一新标准将可能是修订目前一直沿用着的ISO2889-1975标准的蓝本，因此，对该标准有一正确了解将是有益的。     

133Xe气体放射性浓度的绝对测定

本文描述了133Xe放射性气体源的制备和测量系统,研究了内充气正比计数管绝对测量133Xe放射性活度的方法和技术.扣除放射性杂质后,用长度补偿法确定了参考时刻下所测133Xe源的放射性浓度为42.86(1±0.82%)Bq/mL.     

基于内充气正比计数器长度补偿法测量85Kr放射性活度浓度

放射性惰性气体活度浓度的绝对测量是进行其量值传递的基础。为实现放射性惰性气体⁸⁵Kr活度浓度的定值,本工作基于内充气正比计数器长度补偿法,进行了⁸⁵Kr放射性活度浓度的绝对测量。结果表明,在气压56.15 kPa、工作电压1675 V和 1700 V条件下,⁸⁵Kr放射性活度浓度为10.64 Bq/mL,合成标准不确定度为0.60%,与国际先进核素计量实验室关于⁸⁵Kr的测量结果的合成标准不确定度水平相当。     

符合效率外推法绝对测量131Xem活度

放射性气体氙是全面禁止核试验条约组织重点关注的监测对象,准确测量放射性氙的活度是其中的难点之一。本文详细介绍了β-γ符合效率外推法测量放射性核素活度的原理和方法,使用该方法绝对测量了¹³¹Xe^m活度,测量不确定度为0.3%(k=1)。根据外推法原理推导了参数法测量¹³¹Xe^m活度的计算公式,外推法与参数法活度结果相差2.0%。实验中同时用HPGe γ谱仪对¹³¹Xe^m进行了活度比对测量,其结果与符合外推法测量结果相差2.7%,二者结果在置信水平(k=1)区间范围内一致。以上结果表明,β-γ符合效率外推法显著提高了¹³¹Xe^m活度测量的准确度。     

铀浓度在线分析系统的研制

采用标准加入-γ吸收法原理研制了铀浓度在线分析系统。利用不同厚度金属片对γ射线吸收程度的差异,通过在样品池与放射源之间添加金属片的方式实现固体内标的加入。研究工作中对测量模块的结构、内标材料的选择及在线流路进行了设计,编制了在线分析软件。采用有机相铀溶液对在线分析系统进行了测试,6次测定的平均值与真实值的相对偏差在3%以内,分析系统连续运行72 h的稳定性在1%以内。测试结果表明,铀浓度在线分析系统性能稳定,准确度高,适用于核燃料后处理工艺复杂基体中铀浓度的在线测量。