土壤样品中137Cs活度测量的误差分析及修正方法

测量土壤侵蚀的137Cs法是通过将待测土壤样品与已知活度的标准土壤样品在HPGe γ谱仪上进行对比测量实现的,而待测土壤样品与标准土壤样品相比可能存在样品体积、密度等方面的差别.用蒙特卡罗方法分析了这些差别给待测土壤样品中137Cs放射性活度测量准确性带来的影响大小,并给出了对这些影响进行修正的方法,以及能够到达的修正程度.     

一种测定铀的自动化样品处理和滴定系统

本系统由计算机控制的自动湿法化学分析器,以及测试含铀固体或溶液样品所得的数据处理电路所组成。分析测量技术是根据戴维斯——格雷方法和新布伦瑞克实验所(NBL)方法,使用控制电流库仑法,以电位法测定终点。为了提高分析结果的可靠性,以及减少处理大量样品所致误差的可能性,分析器带有一个广范围的故障监测网络。这将保证防止(1)在非正常条件下可能产生的分析误差;(2)产生不安全的操作条件。备有分析标准和样品,并可将标准结果与允许的控制范围自动进行比较。     

裂变径迹长度标准化研究进展

本文叙述了裂变径迹热历史研究中裂变径迹长度测量标准化的必要性,总结了影响长度测量的各种因素和解决方法,以及锆石的蚀刻程序及长度标准样品的提出,并进行了初步的实验研究。     

玻璃参考物质中重金属污染元素的INAA比对分析

为应对欧盟RoHs和94-62-EC标准,国家地质实验测试中心研制了三种玻璃标准参考物质.我们用仪器中子活化分析方法对玻璃标准物质样品进行多元素分析.利用中国原子能科学研究院微型反应堆对样品辐照,采用高纯锗谱仪测量,对样品进行多元素分析.用有证标准物质1633a对玻璃样品分析质控,最后得出玻璃样品包括有毒元素在内的多元素分析结果并进行相关讨论.     

核设施液态流出物非介入式连续监测仪校准技术研究

在用谱仪测量样品活度时,准确地校准谱仪系统探测效率曲线是测量结果准确可靠的先决条件。在核设施液态流出物监测中,由于被测样品空间结构复杂,核素种类多且半衰期较短,通过制作标准液体源校准探测器系统的可行性低。本文讨论了几种核设施管道外非介入式液态流出物监测仪的校准方法：标准液体源法、数值积分法以及代表点法,选取其中的标准液体源法为初级方法,同时进行数值积分法和代表点法的实验,从相对偏差和不确定度两方面考虑,发现代表点法可作为适用有效的校准方法。     

中子深度分析技术的反演迭代计算

针对中子深度剖面分析(NDP),采用蒙特卡罗模拟和概率迭代反演方法计算了硼在硅基底样品内的深度分布。结合CARR堆NDP实验装置,利用MCNP和Geant4软件模拟了标准样品SRM2137中硼元素的能谱图,通过MATLAB软件反演迭代推算解析出了标准样品中元素对应的浓度深度变化图。经验证,反演迭代计算方法适用于NDP系统。     

低水平环境放射性核素比对标准样品的研制

选取位于黄土高原地区峁顶部位采集黄土样品作为土壤标准样品的基质来源,通过无掺合放射性核素的方法制作了低水平环境放射性核素比对标准样品,并采用两套γ谱仪测量系统对标准样品进行均匀性检验和定值。分析结果表明,标准样品中,137Cs的比活度为4.2 Bq/kg,不确定度0.3 Bq/kg(1s);210Pb的比活度为80.4 Bq/kg,不确定度为8.4 Bq/kg(1s)。标准样品中不含其他人工放射性核素,137Cs和210Pb含量适当且均匀。3组样品的均匀性检验结果表明,137Cs和210Pb比活度分析结果的标准偏差分别为0.22Bq/kg和2.10 Bq/kg。3组样品中137Cs和210Pb的比活度分别在0.05水平上无显著差异,均匀性较好。该标准样品发放到亚太地区IAEA合作项目的6个成员国进行137Cs和210Pb比活度的分析比对,比对结果表明该物质均匀性良好。     

四极质谱计测量天然水平氘氢丰度比

自制了高温铬还原制氢装置;探索了降低复合氢离子H3 对氘化氢离子HD 干扰的方法。以氘丰度为天然水平的国家一级标准水样中的两个样品作为标准,另外两个样品作为测试样品,在GAM400四极质谱计上探索了等氢分子离子H2 线性校正测量值的方法。利用双标准外标氘氢丰度比差值校准系数的方法对两个标准水样进行了测量,结果与国家标准值偏差为±0.1%,最终评估测量相对不确定度为0.8%。     

14MeV中子活化分析测定盐岩中的钠和氯

本工作采用~(37)Cl(n,p)~(37)S和~(23)Na(n,α)~(20)F反应同时测定了盐岩中的氯和钠。所使用的仪器设备见第83页。 1.标准和样品的制备 标准样品为经500～600℃灼烧2小时的氯化钠粉末。以钇和钡作为内标元素,取分析纯的BaCO_3和Y_2O_3按1:4的比例充分混匀作为内标混合物。 将样品和标准以及内标混合物在105℃下烘8小时,冷却后按样品(或标准):内标混合物=4:1的比例     

用X射线荧光法测定矿石中的铀

X射线谱仪已被广泛用作分析工具,并已用来分析岩矿样品。和其它的仪器分析方法一样,与通常的湿法化学方法相比,它的主要优点在于一次测定的速度快。因此,样品制备时间就成了本方法的一个重要方面。 X射线荧光测定方法不是一种绝对方法,因为未知样品必须和标准相比较,从而测定未知样品中铀的浓度。要得到与基体组成变化范围很宽的低品位铀矿石相适应的一系列标准,将是困难的。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

反应堆压力容器堆芯筒体快速断裂分析

反应堆压力容器的堆芯筒体受中子辐照最高,是辐照脆化敏感的关键部位。为防止堆芯筒体的快速断裂,在核电工程设计中有必要对该部位进行断裂力学分析,采用法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的2种断裂力学分析方法对某核电工程的压力容器进行详细的快速断裂力学分析。分析结果表明,反应堆压力容器堆芯筒体在运行过程中不会发生快速断裂。