用于产氚率测量的碳酸锂探测片液闪样品制备方法研究

氚增殖包层中产氚率测量是聚变核能系统中需要研究的重要问题之一。本文开展了用于产氚率测量的碳酸锂探测片液闪样品制备方法的研究。结果表明：采用盐酸溶解碳酸锂探测片的方式,能制备成无色、透明度高且无分层的液闪样品,相比其他混酸处理,这种方法减少了寻找混酸间最佳体积比的步骤,简化了碳酸锂探测片液闪样品制备流程。对完善制备方法的研究表明：在20 mL的液闪测量瓶中,闪烁液的体积至少为10 mL以上;碳酸锂探测片刚好溶解后,盐酸用量不能超过0.2 mL（部分不超过0.4 mL）。该方法制备的液闪样品的兼容性在较长时间是稳定存在的,但淬灭程度会有较大变化,需考虑淬灭程度的变化对氚测量的影响。     

用液闪直接测量核设施周围环境中的氚

某些核设施运行时会释放氚,从而引起周围环境中氚活度浓度水平的变化。对核设施周边区域空气、地下水、雨水和海水样品中的氚分别用内标准法(简称\"内标法\")和外标准淬灭指示参数法(简称\"外标法\")进行了液闪测量。两种标准方法测量数据的相对偏差在-4.0%～4.0%。根据内标法的探测效率与仪器给出的淬灭指示参数制作了4种环境水样的淬灭校正曲线。在环境样品测量中,内标法和外标法的探测效率最大差值约为1.6%,痕量¹⁴C和其它β放射性核素对~3H的计数率影响可忽略。对探测效率为21.5%～24.5%无严重淬灭的样品,用液闪直接测量并根据外标法的淬灭校正曲线计算氚活度浓度,相对偏差在-6.35%～4.41%,基本可满足核设施氚常规监测的要求。     

液闪谱仪在低水平测氚中测量条件选择

在低水平测氚中,分别从闪烁液、计数区间、有机相(闪烁液)与水相(试样)的体积比和计数时间的影响因素考虑,对测量条件做出选择,从而达到降低液闪谱仪的探测下限和提高仪器的使用效率的目的。     

液闪法测氚的一些优化条件和质量检验研究

对液闪法测氚的一些影响因素进行了优化条件实验，通过比对及内部检验证明在优化的实验条件下液闪法测氚所得分析结果的平行性、重现性很好。所用标准源成分如与试样不同，将带来系统误差，应予修正。     

一种适合于低水平（14C）液闪测量的样品瓶

自1946年Libby首先提出,通过测量含碳物质中~(14)的含量来确定物质的年代,即~(14)C年代测量。目前,国内从事~(14)年代测量的实验室有几十个,每年大约有近千份样品进行分析测量。~(14)C年代测量为研究这些含碳物质的年代发挥了十分重要的作用。 在低水平测量技术中,为了提高低水平液闪测量仪的灵敏度,设计新的样品瓶对提高仪器的灵敏度是十分有效的措施之一。近年来,许多从事~(14)C测量的实验室为设计“理想”的样品瓶,进行了大量细致的研究工作,有些样品瓶的技术指标已经达到了较先进的水平。     

固相萃取-液闪测量快速测定土壤样品中铅-210

利用浓硝酸加热浸取富集土壤样品中的铅,利用铅特效树脂吸附、柠檬酸溶液解吸,采用ICP-AES测量铅的化学回收率,液闪谱仪测量铅-210的活度浓度,建立了一种土壤样品中铅-210的快速分析方法。当土壤样品用量为1.0 g,测量时间为60 min时,方法的探测下限为24.8 Bq/kg,方法精密度为4.8%,加标回收率范围...     

样品活度、浓度、容积对液闪计数效率的影响

液体闪烁测量法是近年来发展很快的一种软β射线测量法,特别在生物医学等自然科学领域中应用更为广泛,这是因为有些重要元素如碳和氢的主要放射性同位素只产生软β射线,大量示踪工作要用这些同位素进行。本文通过液体闪烁测量法,在放射性比度和闪烁系统条件相同时,对不同活度、浓度、容积的~3H-四环素样品测量结果的比较,分析这些因素对样品计数率的影响,以期对未知样品测量作相应的校正。     

活性炭吸附-液闪法测量建材氡析出率的研究

为实现建材样品氡析出率的自动化测量,本文研究了一种活性炭吸附-液闪测量建材氡析出率的方法,并通过比较活性炭吸附-液闪法与活性炭吸附-γ能谱法在氡析出率标准装置、铀矿砂水泥砖及发泡砖表面测量值之间的差异,验证该方法的准确性。测量结果表明：活性炭吸附 液闪法可在一定条件下忽略反扩散的影响;根据制备的C-LS-Rn标准源可得其刻度系数为72.36 min^-1•Bq^-1,对氡的计数效率为120%;累积时间为72 h的最小可探测氡析出率为8.15×10^-4 Bq/(m²•s);该方法与活性炭吸附-γ能谱法测量结果的相对偏差为10%左右,在可接受范围内。     

HTR-10一回路冷却剂中氚活度的测量

详细介绍了测量10 MW高温气冷试验堆一回路冷却剂中氚活度的方法。设计适用于HTR-10特点的氚收集装置,先后两次收集冷却剂中的氚,制成液样进而用液闪法进行测量,并根据试验结果推算HTR-10一回路冷却剂中氚的总活度。针对两次试验结果进行分析并与理论计算值相比较,验证了理论计算的正确性并由此进一步证明高温气冷堆的燃料包覆颗粒对放射性产物的阻挡作用完好,反应堆对环境的氚释放完全在设计要求范围内,符合相应的国家标准。     

液闪测量的影响因素研究

在过去几十年中,液闪分析技术一直是放射性核素,特别是低能B核素测量的最流行工具。但人们对日常工作中液闪分析的影响因素却往往缺乏足够的重视。本工作从液闪瓶、闪烁液、淬灭剂、计数体积、样品介质等方面对影响因素进行了研究,指出了液闪测量中应该意的几个问题。     

Measurement of tritium production rate distribution in natural LiAlO2/HDPE assembly irradiated by D-T neutrons

A neutronics experiment was performed to measure the tritium production rate (TPR) profile in the breeder assembly with LiAlO₂ as breeder and high density polyethylene (HDPE) as neutron reflector. The breeder assembly was irradiated with 14 MeV neutrons from DT neutron generator at IPR Neutronics Laboratory. The objective of the experiment was to validate the tritium production prediction capability of the Monte-Carlo code MCNP and FENDL 2.1 data library. The tritium production rate profile in the breeding assembly was measured by irradiating Li₂CO₃ pellets kept at various locations and then tritium counting liquid scintillation technique. Experiment was analyzed with 3D Monte-Carlo code MCNP with FENDL 2.1 cross-section data library. The calculation results were found to agree with the measured tritium production rates except one point near to the source. This experiment is a starting experiment in the series of benchmark experiments for the Indian Demo breeding blanket.