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《核电子学与探测技术》2015,(5)
为实现用LaBr_3(Ce)γ谱仪实时监测反应堆回路水中裂变产物,对该谱仪系统在裂变产物放射性核素测量中的几个关键问题进行研究。着重研究了裂变核素的选择、高能端效率刻度、符合相加修正、脉冲堆积及谱仪的稳谱等问题。通过实验测试与MC计算相结合方法,获得了初步的解决方案,进一步提高LaBr_3(Ce)探测器在一回路水放射性核素分析、燃料元件破损监测、核事故条件下放射性监测等方面的准确度。 相似文献
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检验了蒙特卡罗(MC)方法刻度水中γ在线监测装置探测效率的可行性和准确性。用MCNP4C模拟装置中的Na I探头对水中~(137)Cs和~(60)Co的探测效率,与点源代替体源效率标定的实验结果相比较,偏差范围小于10%。再根据模拟计算的全能峰探测效率刻度曲线,估算水中γ核素的活度浓度,与实验室取样分析的偏差为-12.6%。结果表明,基于正确的MC计算模型,模拟Na I对水体γ放射性的探测效率,简便易行,可应用于工业废水及饮用水等领域在线γ监测的效率刻度工作。 相似文献
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~(139)Ce属于电子俘获核素,衰变纲图比较明确,γ射线能量为165.864keV,比较适合于γ谱仪重要能区的效率刻度。该核素的活度测量比对在放射性计量工作中有着十分重要的意义。 由国防科工委放射性计量一级站提供的~(139)Ce比对溶液经过高纯错γ谱仪进行放射性杂质检查, 相似文献
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《中国核电》2019,(2)
为进行反应堆一回路系统放射性核素在线监测技术研究,开展了对高通量试验堆(HFETR)一回路系统γ放射性核素在线监测实验研究。着重研究了探测器的选择、HPGe探测器的适用性及关键核素选择等问题。通过实验及对实验结果的分析,初步确定了在进行一回路系统γ放射性核素在线监测时,HPGe探测器比闪烁体探测器有明显的优势;初步确认了用HPGe探测器对一回路系统中的γ放射性核素进行在线监测是可行的;初步确定了用于燃料元件破损监测的关键核素:~(138)Cs、~(92)Sr、~(135)I、~(89)Rb、~(134)I、~(142)La、~(133)I、~(138)Xe及~(139)Ba。 相似文献
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用半导体γ谱仪分析稀土产品中放射性核素的含量 总被引:3,自引:0,他引:3
使用半导体γ谱仪,测定由三种典型的稀土原生矿物(离子吸附型稀土矿、氟碳铈镧矿和独居石)及其它矿物生产的稀土产品中γ放射性核素的组成,绘制能量-效率刻度曲线,计算稀土产品中~(227)Ac,~(226)Ra,~(228)Ra,~(138)La等放射性核素的含量。 相似文献
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海水就地γ谱测量可实现海洋放射性环境的实时在线监测和预警。为了确保准确测量海水中低含量的放射性核素,利用实验和MC模拟研究了Na I(Tl)就地γ谱仪本底计数、测量时间和探测效率对最小探测活度的影响。结果表明:将γ谱仪放置在合适的测量深度可减小本底计数,从而降低最小探测活度;γ射线能量、探测器晶体类型及体积、封装材料类型及厚度也会对最小探测活度产生影响。研究结果可为海水就地γ谱仪的研发和改进提供重要参考依据。 相似文献
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本文讨论了反康普顿γ谱仪在应用中所显示出的局限性以及这种谱仪在正常运行时做效率刻度所遇到的问题。采用具有圆锥形开口的准直器限定源的γ射线只能入射到主探测器上,从而可以刻度出实用的效率曲线。 相似文献
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《核电子学与探测技术》2017,(5)
采用HPGe谱仪测量γ射线能谱,通过一系列的方法实现对剂量率的精确测量。选择多个标准点源对一台HPGeγ谱仪进行能量与效率刻度,并求解得到G函数的具体形式,并在~(137)Csγ标准剂量辐射场中进行刻度与测量。实验结果表明:采用该方法在实际环境中的测量结果与剂量率仪的测试结果的最大误差为±14%。利用环境能谱测量得到环境辐射剂量是一种可行有效的方法。 相似文献
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压水堆核电机组使用的二次中子源存在破损风险,反应堆功率运行工况下无法对二次中子源的状态进行物理检查。根据二次中子源的活化特性将122Sb和124Sb作为诊断二次中子源破损的特征核素,对使用一回路冷却剂的γ放射性在线监测数据、一回路冷却剂中122Sb和124Sb的比活度诊断二次中子源破损的方法可行性进行了分析,设计了二次中子源破损诊断流程,并使用上述诊断方法对二代改进型1000 MW级压水堆核电机组二次中子源破损问题进行了诊断。验证结果表明,二次中子源破损后一回路冷却剂取样分析得出的122Sb和124Sb比活度变化趋势与核辐射监测设备监测到的一回路冷却剂γ放射性变化趋势在总体上吻合。因此,本研究提出的二次中子源破损诊断方法是有效的。 相似文献
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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 相似文献
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反渗透技术处理模拟核电站放射性废水中的钴 总被引:1,自引:0,他引:1
选用聚酰胺反渗透膜处理模拟核电站中低放射性废水。考察了核电站中低放射性废水中主要存在的金属离子Na+、Ca2+在不同pH值及不同操作压力下对废水中钴离子的截留率及膜通量的影响。研究表明,核电站放射性废水中含有的Na+、Ca2+会降低反渗透对钴的截留率,且Ca2+对钴截留率的影响要大于Na+对钴截留率的影响。得到较优的实验条件为:在pH=10、压力大于1 MPa时,对模拟废水中钴的截留率稳定保持在98%以上。反渗透技术可以有效地去除核电站放射性废水中的钴元素,并且可以获得稳定的膜通量。 相似文献
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β衰变核素活度绝对测定准确度的改善:I.最可几活度的确定 总被引:1,自引:1,他引:0
应用费米理论计算了70余种核素的β谱形、效率关系,研究了某些核素在低能区的归一化效率函数。通过估算归一化效率函数,指导实验测定最佳多项式拟合方幂和γ窗位置、确定最可几活度,并用于效率示踪技术。给出了^134Cs、^177Lu、^147Nd、^124Sb和^63Ni的计算和测定结果。 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(8):546-552
The radioactive nuclides 124Sb (T 1/2=60.3d) and 125Sb (T1/2=2.77yr) were produced from natural antimony by JRR-3 reactor irradiation of 283.5 h through the single and double capture processes. After cooling of 3.50 yr, the γ-ray spectrum of the antimony sample irradiated was measured by a 50 cc coaxial type Ge(Li) detector, and the photo-peak yield ratio of 125Sb (E r=428keV) to 124Sb (E r=1.691 MeV) was obtained. By using a relation between this photo-peak yield ratio and the 124Sb (n, γ) 126Sb cross section, the reactor neutron capture cross section of 60.3-day 124Sb was obtained as 17.4:5:+2.8 ?2.5b. The thermal neutron flux at the position of antimony sample irradiated was estimated as (4.92±0.38) ×1012n/cm2·s by measuring the 1.333-MeV photo-peak yield of 60Co, which was activated by reactor irradiation of cobalt impurity contained in the antimony sample. 相似文献
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针对核应急放射性沉降监测的特点,本文分析了地面剂量率监测和环境介质中的放射性活度浓度测量中存在的一些问题,探讨了基于谱仪测量地面放射性污染面活度以确定剂量率的方法。 相似文献