排序方式: 共有74条查询结果,搜索用时 296 毫秒
51.
52.
为了133Ba滤盒体源活度的准确定值以及提高对碘监测仪探测效率刻度的准确性,本研究采用粒径为20~40目,堆积密度为0.47 g/cm3的优质椰壳活性炭,对体源不同活性炭层厚度的自吸收修正进行研究。使用MCNP蒙卡模拟程序,计算面源在不同活性炭层厚度t下的探测效率εt,以及无填充介质时的探测效率ε0,建立随活性炭层厚度变化的自吸收修正曲线F(t),并通过实验验证模拟计算结果的有效性。通过模拟计算与实验,得到了面源在不同活性炭层厚度下的活性炭自吸收修正因子F(t),结果表明,模拟计算与实验结果相差在1%左右符合。对于133Ba的356 keV γ能点,得出滤盒中活性炭的自吸收修正因子F(t),给出了活性炭滤盒体源自吸收修正的技术方法,并采用自吸收修正因子F(t)对自制的133Ba活性炭滤盒体源的自吸收修正进行了理论计算,与实验测量结果比较,两者在2%以内符合,可利用实验得到的自吸收修正曲线F(t)进行活性炭滤盒体源的自吸收修正。 相似文献
53.
54.
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。 相似文献
55.
在核事故的条件下,边界土壤中的放射性分布难以确定,需研制一种含60Co、90Sr、137Cs、241Am等多种放射性核素的土壤标准物质,用于分析过程中的监督和校准。由于满足条件的受偶然放射性污染的土壤较难寻找,故采用人工添加目标放射性核素的方法制备放射性土壤标准物质。在制备过程中,土壤局部组成和颗粒大小的差异对所添加核素的吸附差别可能形成所谓的"热点",造成最终标准物质的均匀性检验无法通过。为解决该难题,选择几个核素进行逐级添加与稀释制备土壤标准物质,并研究其在不同步骤中如溶液和固体粉末混合时和固体粉末的逐级稀释时的均匀性。通过单因素方差分析方法的检验证明,在制备方法进行改进后其均匀性满足要求,为下一步的正式制备奠定基础。 相似文献
57.
为准确测定短寿命核素的某些核参数,需从裂变产物中将它们分离出来。例如,欲分离^142La,需从半衰期为秒级的^142Cs开始分离。这样,必须采用快速化学分离技术。目前,国际上采用的快速化学分离方法种类较多,而最适合上述分离的是高速离心萃取分离法。本课题组利用从挪威Olso大学购买的高速离心分离器,结合气体射流(Gas-jet)技术,建立起一套高速离心萃取分离装置。 相似文献
58.
59.
为对自制的活性面积高达1 000 cm2的大面积源进行表面发射率定值,同时作为现有2πα、2πβ表面发射率标准装置能力的扩充,研制了一套内置式大面积2π多丝正比计数器测量系统,并利用活性区直径为8 mm的241Am点源及活性区面积为10 cm×15 cm的大面积241Am和90Sr-90Y源对其进行计量学性能测试。结果表明:计数器内计数响应均匀性优于±0.4%,有效探测面积达1 400 cm2;所得241Am源高压坪曲线的坪长为1 400 V,坪斜为0.27%/100 V,坪区内计数变化为0.87%;90Sr-90Y源高压坪曲线的坪长为300 V,坪斜为0.75%/100 V,坪区内计数变化为0.80%;10次测量重复性好于0.4%,8 h内短期稳定性好于0.3%,1 a内长期稳定性好于0.8%。 相似文献
60.
为建立剂量可至MGy超高剂量范围的新型剂量计,本研究以石英为敏感材料,利用电子自旋共振(ESR)方法测量样品经γ射线或电子束辐照后产生的信号强度,开展石英种类选择、辐照后的线性、稳定性研究。结果表明,高纯石英适合作为超高剂量范畴的工作剂量计原材料。石英样品辐照后经15 min、300 ℃的热处理,信号强度在一年内能保持较好的稳定性,变化<3% ,且其吸收剂量与石英E′信号强度在10~103 kGy剂量范围内成一定的函数关系,两者之间的拟合系数>0.99,相比于未经热处理的高纯石英样品,稳定性及拟合函数R2均得到明显提升。以上结果表明,石英剂量计适合作为超高剂量范畴的工作剂量计。 相似文献