k0-NAA中子活化分析方法在HANARO研究堆NAA3号辐照孔道的应用

韩国原子能研究院（KAERI）30MW的HANARO研究堆，其堆内中子活化分析辐照孔道NAA3号的热中子注量率为1．26×10^14cm^-2·s^-1，可用作基于临界增殖系数％的中子活化分析（k0-NAA）。本工作的目的是：①通过确定该中子活化分析方法所需要的中子谱参数来描述NAA3号辐照孔道；②通过建立探测效率曲线来标定Y射线能谱仪系统；③通过分析6种认证参考物来评定k0-NAA中子活化分析方法的性能，其中3种为天然生物物料，另3种为环境物料。从获得的结果可以看出，对生物样品和环境样品采用k0-NAA方法，可以分别定量确定多达25或35种元素。已确定元素的实验值与认证值之间的偏差通常在12％以内，大部分考虑不确定度后实验值与认证参考值的估计偏差（u-score）值低于2。结果证明：HANARO研究堆上实施的k0-NAA中子活化分析方法适用于生物样品和环境样品的多元素分析，具有较高的分析精度，而且k0-NAA中子活化分析方法还可进一步获得实际应用。     

中子活化分析法测定岩石和矿物中的痕量金

本文描述了测定岩石和矿物中痕量金的中子活化分析方法。使用两种预分离富集金的方法,一种方法是用王水分解样品,用活性炭纸浆柱动态吸附金,然后将活性炭在650～700℃的温度下灰化;另一种方法是用王水分解样品,用充炭聚氨酯泡沫塑料柱动态吸附金,然后将充炭泡沫塑料在650℃灰化。灰中的金用中子活化分析法测定。这种方法的探测限是0.004ng/g,用金标准参考物检验了本方法的准确度,其结果与推荐值很吻合。讨论了仪器中子活化分析和超热中子活化分析在测金时来自样品中铀裂变产物及~(153)Sm和~(152)Eu的靠近411.8keVγ射线的干扰及校正方法。     

嫦娥五号月壤元素含量中子活化分析测定的质量保证和质量控制

精准测定嫦娥五号月壤样品的元素含量,对于探讨月壤的成因及其形成的物理化学条件、研究月球演化历史具有重要意义。为了确保利用中子活化分析测定嫦娥五号月壤样品元素含量结果的准确性和可靠性,需要做好分析过程的质量保证和分析结果的质量控制。基于中子活化分析原理和误差来源,讨论了月壤样品中子活化分析中的质量保证措施,并采用标准物质监控、重复测试、自我验证、方法比对等内部质量控制方法对月壤样品中子活化分析结果进行评价和验证。内部质控样品的分析结果满足实验室的接收标准,重复测试等内部质量控制方法显示元素定值结果具有一致性。通过分析测量数据,验证了检测结果的可靠性,证明质量保证过程和质量控制方法有效。     

煤及其灰分中41个元素的仪器中子活化分析

本文研究用仪器中子活化分析(INAA)测定煤及其灰分中的微量元素。根据测定核素的半衰期,选择了三种照射和冷却时间,联合测定了41个微量元素。同时,用本方法分析了煤标准参考物(SRM-1632a),其测定结果与NBS值及文献值相符。 样品于本所HWRR-Ⅱ反应堆中照射,其照射和测量条件如表1所示。     

国际比对模拟气溶胶滤膜γ能谱测量及分析讨论

自制参考源，结合LabSOCS模拟软件的符合相加修正功能，用γ能谱法测量了2019年国际原子能机构(IAEA)全球实验室间比对3个模拟气溶胶滤膜样品中¹³⁴Cs、¹³⁷Cs含量，测量结果与IAEA参考值相对偏差<4%。¹³⁴Cs 5个发射几率较大的能峰符合相加修正系数范围为0.729～0.829;近几何测量时不考虑符合相加修正可能导致结果的偏差>20%;探测效率受滤膜到探测器表面距离影响显著。本文的研究结果对核电厂气载流出物气溶胶样品测量有借鉴意义。     

标准物质人发的定量分析

在微型反应堆上采用仪器中子活化分析方法对人发样品进行了标准物质定量分析，测定了Al、As、Ba、Br、Ca、Cl、Co、Cr、Cu、Fe、Hg、I、Mg、Mn、Na、S、Se、V、Zn共19种元素。分析结果给出了每种元素的平均值、标准偏差和相对标准偏差以及在本工作条件下各元素的探测极限，结果显示各元素的质控样品的测定值与推荐值吻合较好，说明采用中子活化分析方法定量分析标准物质人发有较高的准确度。     

IAEA参考物SL—3中45种元素的中子活化分析

根据国际原子能机构研制的环境参考物湖底泥(SL-3)的定值分析要求和样品特性,建立了一套包括仪器中子活化分析和放射化学活化分析相结合,长照短照相结合,相对法,单比较器K_0法和干扰校正IK_0法相结合的分析方案。测定了SL-3中的Al,AS等45种元素,测定值与参考值和信息值符合得较好。     

NIST1577c牛肝标准参考物质的多元素中子活化分析

采用中子活化分析方法分析美国NIST1577c牛肝标准参考物质。利用中国原子能科学研究院重水反应堆对样品进行辐照，用高纯锗伽马谱仪对样品进行分析。采用有证标准物质NIST1577、1577a、1632c和1633a对牛肝样品分析进行质控，得到了参考物质的多元素分析结果。本实验测定的结果与NIST测定的结果在不确定度范围内一致。     

大样品中子活化分析中的若干问题

由于中子活化分析（NAA）具有灵敏度高、准确度好以及非破坏样品和多元素同时分析等优势，几十年来，中子活化分析广泛用于工农业生产和科研工作中。通常中子活化分析的取样量一般为毫克到克级或微升到豪升量级，前提是在均匀条件下，根据所测定的元素含量或者样品种类来确定。然而，在一些特殊情况下，取样量在克级以下得不到所期望的结果。     

14兆电子伏中子通量分布的测量

在14兆电子伏中子活化分析工作中,测定中子发生器氚靶附近的中子通量分布,对于选择样品和标准的照射位置,确定样品大小以及结果的精确度都是很必要的。不少作者曾从理论上和实验上指出,氘束打在氚靶上得到的中子不能认为是各向同性的,即不能当作点源。德比克(J.Op.DeBeek)假设发生器中子源为圆盘源,对中子通量分布进行了理论计算,并与实验测定值作了比较,得到了满意的结果。实际上,中子通量分布是比较复杂的,它不但与中子源本身有关,而且与靶附近的环境有关。为此,我们根据活化分析的要求,对照射样品所占的空间通量分布做了实验测量。     

Radiobioassay performance evaluation of urine and faeces samples for radiation emergency preparedness

In the event of a radiation emergency, it is necessary to assess intake and radiation dose for the internally contaminated casualties. This paper provides relatively rapid and simple procedures of bioassay. Faeces samples were ashed to improve sample homogeneity. Gamma spectrometry was used for radioactivity measurement. The measured results, including activity of the biosamples and associated uncertainty, were evaluated for traceability based on ANSI N42.22 and bias and precision based on ANIS/HPS N13.30. For all urine customary exercise samples, measurement results of ⁶⁰Co and ¹³⁷Cs were in good agreement with NIST values within 5% and satisfied ANSI N42.22 and ANIS/HPS N13.30 acceptance criteria. In contrast, the uncertainty of ⁵⁷Co was quite large and the activity differed from the NIST value by 18%. For the urine emergency preparedness exercise, all measured results agreed well with NIST values, with less than 10% difference. Synthetic faeces samples included ⁵⁴Mn, ⁶⁰Co, and ¹³⁴Cs. The activity of ⁶⁰Co was different from the NIST value by 9%, whereas the results for ⁵⁴Mn and ¹³⁴Cs were within 3.2%. The measurement procedures given in this study can be applied to assess intake of radionuclides and resulting radiation dose to casualties.     

加速器主屏蔽区外剂量率解析算法与实测比较

屏蔽是确保加速器机房外关注点剂量率和剂量满足控制目标的重要措施,屏蔽厚度的优化设计一般采用解析算法,其可靠性需验证。选取加速器主屏蔽区外10个位点和1个无均整高剂量率模式的位点对加速器主屏蔽区外剂量率采用IAEA 47号报告和GBZ/T 201.2中的解析算法进行计算,并将计算结果与实测结果进行比较。结果表明,采用IAEA 47号报告中的参数计算出的主屏蔽区外剂量率值均高于采用GBZ/T 201.2中的参数的计算结果,采用GBZ/T 201.2中的参数的计算结果与实测结果更加接近,个别位点的实测结果高于采用GBZ/T 201.2中参数的计算结果,其原因可能是混凝土墙的施工厚度不足。GBZ/T 201.2的解析算法可合理估算主屏蔽区外的剂量率,在施工过程中应严格控制施工质量,确保混凝土密度、混凝土墙厚度等与设计值保持一致。     

TP2008核数据库验证

TP2008是新研制的用于TPFAP程序的69群核数据库，本文利用IAEA压水堆棒状燃料组件基准问题和零功率临界实验结果对TP2008核数据库进行了验证分析。结果表明，燃料组件无限增殖因数k_∞与机构TUR的符合相对好；棒状燃料组件相对功率分布计算结果与参考程序的符合较好。零功率临界实验的堆芯有效增殖因数k_eff的相对偏差大部分在-0.5%以内，符合较好。     

燃料组件少群参数计算程序AFGPB及其基准验证

介绍了自行开发的反应堆燃料组件少群参数计算程序AFGPB的理论方法和模型,并利用IAEA板元件组件基准问题对其进行了验证分析,同时给出了TPFAP和CPM程序对美国CE公司燃料组件功率分布的校算结果.结果表明,AFGPB的计算值与国际上其他机构的结果符合良好.     

参加环境样品中放射性核素活度国际比对的结果

本文介绍了参加由国际原子能机构（ＩＡＥＡ）所组织的两种环境样品ＡＬＭＥＲＡ－ＳＯＩＬ－１号（土壤）和ＡＬＭＥＲＡ－ＳＥＤ－１号（湖沉积物）中放射性核素活度的比对测量结果。在ＨＰＧｅ低本底反康普顿γ谱仪上用替代法和效率曲线法完成了比对测量。在ＡＬＭＥＲＡ－ＳＯＩＬ－１号样品中测到了９个核素;在ＡＬＭＥＲＡ－ＳＥＤ－１号样品中测到了５个核素。除ＡＬＭＥＲＡ－ＳＯＩＬ－１号样中的＾６０Ｃｏ外,其他核素的     

一个PIXE-RBS离子束分析系统的刻度

四川大学原子核科学技术研究所依托2.5 MeV范德格拉夫静电加速器搭建了质子诱发X射线荧光分析(Proton Induced X-ray Emission,PIXE)与卢瑟福背散射分析(Rutherford Backscattering Spectrometry,RBS)相结合的离子束分析系统,描述了该分析系统和刻度过程。通过10个金属单质的PIXE-RBS测量,刻度得到的仪器常数H值是一条随能量变化的曲线,然后采用最小二乘法拟合确定了X射线探测器前的Mylar膜有效厚度、选择性滤膜的有效厚度和中心小孔大小,从而得到H值。为了对刻度H值进行检验,在相同实验条件下测量了标准粘土样品元素成分,测量数据与证书数据符合得较好。刻度结果将用于以后的PIXE-RBS分析。     

On comparison of experimental and calculated neutron energy flux spectra at miniature neutron source reactor (MNSR)

Neutron energy spectrum in Miniature Neutron Source Reactor (MNSR), called Pakistan Research Reactor (PARR-2), is measured employing threshold neutron activation detectors. The calculated neutron spectrum was obtained through modeling the core in detail in three-dimensions employing the transport theory based code WIMS-D/4 and the diffusion theory based code CITATION which was also used as pre-information in the adjustment procedure. A Number of threshold detectors in the form of thin foils are used for spectrum measurements. Gamma activity of irradiated foils was measured with the help of a gamma spectroscopic system consisting of a high efficiency HPGe detector and 8000 channels PC based multi-channel analyzer. STAYNL computer code supplied by International Atomic Energy Agency (IAEA) was used for neutron spectrum adjustment. The group cross-section values and their covariance matrices were derived from the data given in preprocessed cross section libraries in ENDF–6 format of IRDF-90/NMF-G. The comparison between theoretical and experimental work shows good agreement.     

不同扩散参数和气象数据对田湾核电厂事故概率大气扩散因子的影响

本文基于田湾核电厂址百米气象铁塔1998和1999年度两整年的逐时气象观测数据，估算了厂址实测大气扩散参数和IAEA推荐扩散参数以及不同年份气象观测数据对厂址非居住区边界(500m)16个方位的99．5％累积概率水平事故大气扩散因子的影响。分析结果表明，根据大气扩散参数实测值给出的结果是基于IAEA推荐扩散参数给出结果的3倍左右。因此，对于田湾核电厂那类复杂地形的厂址，必须采用厂址实测大气扩散参数来估算事故释放环境后果。     

γ能谱法确定CTBT国际比对样品的零时

文章介绍利用不同质量链上两种裂变产物或同一质量链上母子体裂变产物的活度比来确定CTBT国际比对样品零时的方法。通过2001至2004年度CTBT放射性核素实验室滤材样品的国际比对对方法进行了检验，零时的计算值与参考值在不确定度范围内一致。 