基于内充气正比计数器长度补偿法测量~(85)Kr放射性活度浓度

放射性惰性气体活度浓度的绝对测量是进行其量值传递的基础。为实现放射性惰性气体~(85)Kr活度浓度的定值,本工作基于内充气正比计数器长度补偿法,进行了~(85)Kr放射性活度浓度的绝对测量。结果表明,在气压56.15 kPa、工作电压1 675 V和1 700 V条件下,~(85)Kr放射性活度浓度为10.64 Bq/mL,合成标准不确定度为0.60%,与国际先进核素计量实验室关于~(85)Kr的测量结果的合成标准不确定度水平相当。     

利用MCNP模拟气体裂变产物混合源的γ剂量率

西安脉冲反应堆辐照铀靶后,抽取Kr、Xe裂变气体,通过活性炭吸附于气体源盒内。HPGe γ谱仪测量源盒内混合气体活度,塑料闪烁探测器测量γ剂量率。将源盒、塑料闪烁探测器的几何结构、材料作为蒙特卡罗程序（MCNP）输入信息,模拟塑料闪烁探测器对源盒中核素活度与其γ剂量率对应关系,结合HPGe γ谱仪所测活度得到剂量率模拟值,结果与实测值偏差小于6%。该工作说明在已知放射源空间结构、放射性核素种类和活度的情况下,采用MCNP模拟计算复杂气体放射源γ剂量率的方法是可行的。     

选取235U的185 keV特征γ辐射测定238U的计算方法

介绍了利用U-Ra标准平衡源,选取核素235U的185kev特征γ辐射,通过测量核索235U推算核素238U活度的计算方法,计算了核素226R对185keV能量峰的干扰系数,给出了天然样品中核素238U活度计算公式.     

低本底放射性气体测量装置

从适合机动测量要求出发,描述一种低本底放射性气体测量装置的设计思路.用井式NaI(T1)探测器作为反符合探测器,内充气正比计数管插入NaI井中作为主探测器,建立了一套低本底放射性气体测量系统,并测试其性能指标.对3H和85Kr测量24 h,测量系统的最小可探测活度分别为4.08和3.73 mBq.     

低温冷阱法分离裂变产物中138Cs

为将短寿命核素138Cs从裂变产物中分离出来,考虑从其母核放射性惰性气体核素(Xe)开始分离.利用不同气体的饱和蒸气压的不同,设计加工了一套低温冷阱分离装置来实现惰性气体核素的分离.结合气体反冲传输技术,该装置成功地应用于从复杂裂变产物中将138Cs与Kr、Rb等干扰核素分离,大部分Υ核素的去污系数达到104以上.     

γ能谱法分析放射性核素时对γ射线全能峰干扰的修正

针对在中核集团公司核电厂和“两厂两院”环境监测实验室比对中γ能谱分析存在的γ射线全能峰干扰问题,开展土壤中铀、钍、镭、钾、铯等γ核素测量实验。天然土壤标准源对谱仪进行效率刻度时,分析γ射线特征峰是否受到其它射线干扰,对受到干扰的γ射线通过修正代入效率计算的核素活度值以实现效率的拟合。由谱仪分析软件分析样品核素活度时,当利用不同特征γ射线计算的核素活度相差较大时,应进行活度修正。分析用于核素活度计算的γ特征峰(如²³⁵U 185.7 keV,²³⁸U 92.6 keV)受到的干扰峰,计算干扰峰对测量能谱峰(重峰)活度贡献,扣除干扰峰活度,即为γ特征峰贡献,由此给出样品核素活度值。这种方法在中核集团土壤样品比对中报出的²³⁸U、²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K和¹³⁷Cs数据全部合格。     

~(85)Kr气体液闪测量方法研究

采用反康普顿γ谱仪对~(85)Kr样品进行活度标定作为工作参考,通过自行设计的Kr气体收集装置和液闪制样装置,建立了一种~(85)Kr气体样品的液闪测量方法。结果表明:以甲苯为溶剂、1,4-双-2-(4-甲基-5-苯基噁唑基)(POPOP)和2,5-2苯基噁唑(PPO)为溶质的闪烁液,当体积为20mL,硅胶加入质量为1.0g时,能够完全溶解0.5m~3空气中的Kr气,且样品液闪测量无需进行淬灭校正;对于~(85)Kr活度小于1Bq的样品,液闪测量相对偏差绝对值小于7%;制备的样品放置20h以内计数率稳定。该方法适用于环境大气中~(85)Kr放射性水平的测量。     

~(88)Kr γ射线发射几率的测量

利用轻质海绵为填充材料,采用小体元分割法制备混合标准源,完成了高纯锗γ探测器对放射性气体源效率的校准。采用活性碳低温吸附法从235 U的裂变产物中快速提取放化纯88 Kr,并制成气体密封源,采用上述校准的高纯锗γ探测器对其进行了实验测量。利用放射性暂时平衡原理,通过子核88 Rb的活度计算得到了88 Kr的活度,进而计算出88 Kr各γ射线的发射几率,其结果的不确定度与评价值相比明显降低。     

放射性污染源的调查和检测（四）

9 环境样品的总放射性测量 表征环境样品中核素含量的量是放射性活度,环境样品中的放射性活度是通过测量样品中核素在衰变过程中可能发射出的α、β或β射线获得.如果一个核素衰变过程中发射几种射线,用不同方法对各种射线的测量得到的放射性活度应该是一致的,并无α活度、β活度或β活度之分.不难理解,环境样品的放射性测量工作,除了选择测量仪器和测量方法外,应主要集中在如何把测量得到的信息转换为放射性活度.     

~(87)Kr γ射线发射几率的重新测定

在以往87Kr的测量实验中,壁效应校正和HPGe探测器效率刻度结果不确定度均较大。本工作针对存在的问题,改进了实验装置,准确进行了壁效应校正,用长度补偿法测得了放射性活度浓度为100.87(1±0.86%)Bq/mL;重新设计加工了能准确标定HPGe探测器效率的源盒,测得87Kr402.6keVγ射线的发射几率为49.46%(1±1.9%)。     

后处理厂释放气体中稳定惰性气体同位素在核保障监督中的应用研究

用Origen2．1计算模式对压水堆元件中Kr,Xe相关同位素与燃耗的关系进行了计算,并估算了后处理厂烟囱释放气体中Kr,Xe各稳定同位素的来源,丰度和原子浓度.^82Kr,^129Xe可用作环境样品中惰性气体同位素的天然本底;裂片^83Kr／^86Kr．^84Kr／^86Kr、^131Xe／^134Xe和^132Xe／^134Xe的丰度比值,可用于指示乏燃料燃耗,进而估算正在被分离的钚同位素组成,并有可能对后处理厂实行保障监督。     

天然石材放射性核素的HPGe快速分析研究

根据天然石材226Ra、232Th与其子体是处于放射性平衡的特点,研究了制样过程对226Ra与其子体平衡过程的影响.发现样品盒里样品装得越满,初始平衡度越高,增长系数越大;当样品上面的空间为零时,初始平衡度最高,增长系数可达到理论值.多种不同石材实验还表明,不同石材226Ra子体增长曲线很接近,意味着未平衡时的测量结果与平衡时的测定值有很好的确定性关系.还给出了不同平衡时间的校正因子.此方法有可能推广到建材等放射性检测,只要能确认样品未粉碎前226Ra、232Th与各自子体处于放射性平衡.     

基于AST方法的核电厂LOCA释放源项计算分析

根据AST方法建立了AP1000LOCA放射性核素活度计算模型,研究事故后安全壳及环境中放射性核素活度的变化。结果表明:事故后安全壳气空间内各核素的放射性活度呈先增大后减小的趋势,40min时达到最大。根据核素性质,将其分为不考虑母核衰变的核素和考虑母核衰变的核素。事故发生40min后,前者在安全壳内的活度指数减小,典型核素有131~135I、83 Krm等,后者由于母核衰变的影响导致其在安全壳内的活度减小趋势放缓,典型核素有85 Kr、133 Xem、133 Xe和135 Xe等。I和Cs由于受自然去除机制的去除作用,事故几小时后其向环境的累积释放量增长非常缓慢;对于Kr和Xe,半衰期较长的核素向环境的累积释放量不断增大,半衰期较短的核素在事故几小时后向环境的累积释放量趋于平衡。     

The mechanisms of in-pile fission gas release from UO2

In-pile release mechanisms of fission gas from UO₂ at low temperatures were studied. The release of ¹³³Xe, ¹³⁵Xe, ¹³⁸Xe, ^85mKr, ⁸⁸Kr and ⁸⁷Kr from a sintered UO₂ pellet was measured at temperatures ranging from 250 to 930°C using a graphite specimen holder. The release from the holder, in which a fraction of fission gas was recoil-implanted, was subtracted to obtain the net release from the UO₂ pellet. Knock-out release from the UO₂ was measured directly, and it was found that it was not the main release mechanism, at least not for short-lived nuclides. A ‘pseudo-recoil’ release model is proposed to explain the low temperature release under irradiation. In the model, some of the defects produced by fission fragments act as short-lived carriers for fission gas.     

85Kr测厚源的输出性能研究

为指导⁸⁵Kr测厚源的制备,采用两种材质、两种活性区、两种丰度的85Kr原料气制备一批同等活度（7.4 GBq）的测厚源,采用自行研制的⁸⁵Kr源β输出电压装置对制备的测厚源输出电压进行测量。结果表明,采用钛材质、小活性区、20%丰度原料的测厚源输出电压更高。钛材质的源窗、小活性区的源壳、高丰度的原料对β射线的吸收更少,因此在制备某种活度的⁸⁵Kr测厚源时,为提高射线输出,应优先采用钛材质、小活性区、高丰度的原料。     

Studies of Ceramic Fuels with the Use of Fission Gas Release Loop, (II)

The γ-ray spectra of fission gases released from UO₂-graphite pellets under neutron irradiation were measured. With and without separating fission gases into xenon and krypton, 25 kinds of γ-ray were observed and assigned to nine nuclides, ^85mKr, ⁸⁷Kr, ⁸⁸Kr(⁸⁸Rb), ¹³³Xe, ¹³⁵Xe, ^135mXe and ¹³⁸Xe (¹³⁸Cs). A value of 15 min is proposed for the half-life of ¹³⁸Xe, based on analysis of the decay curves. Discussion is given on problems related to determination of the release rate of each fission product through measurement of the height of each peak in the γ-ray spectrum.     

Post-irradiation studies on knock-out and pseudo-recoil releases of fission products from fissioning UO2

By using post-irradiation techniques, in-pile releases of ¹³³Xe, ^85mKr, ⁸⁸Kr, ⁸⁷Kr and ¹³⁸Xe from UO₂ fissioning at low temperatures below about 200° C are studied: these are analyzed into a time-dependent knock-out and time-independent pseudo-recoil releases. For the latter, a “self knock-out” mechanism is proposed: when a fission fragment loses thoroughly its energy near the UO₂ surface and stops there, it will knock out the surface substances and accordingly the fragment (i.e. the fission product) will be released. The effective thickness of the layer where the self knock-out occurs is found to be ~7Å. As for the knock-out release, the following is estimated from its dependence on various factors: the knock-out release of fission products occurs from the surface layer with the effective thickness of ~20Å: the shape of UO₂ matrix knocked out by one fission fragment passing through the surface is equivalent to a cylinder ~32Å diameter by ~27Å thick, (i.e. the knock-out coefficient for UO₂ is ~660 uranium atoms per knock-out event). On the basis of the above estimations, the conclusions derived from the past in-pile studies of fission gas releases are evaluated.     

10MW高温气冷堆一回路放射性裂变产物活度测量实验及分析

对10MW高温气冷堆（HTR-10）一回路氦气中放射性裂变产物的组成及活度水平的准确测量，可用以分析研究HTR-10燃料元件释放裂变产物的特征，并可用以推知堆芯所有燃料元件中铀污染水平和燃料颗粒的整体破损率水平，从而可得到HTR-10辐射安全性的直接验证。本工作通过对取样罐氦气中惰性气体核素活度的分析，推测HTR-10一回路活度，并与程序计算值进行了比较。实验测到了^85mKr、⁸⁷Kr、⁸⁸Kr、¹³³Xe、¹³⁵Xe、^135mXe、¹³⁸Xe、⁸⁸Rb、¹³⁸Cs等核素。通过实验测量可推知，燃料元件石墨孔隙中的铀污染份额低于5.7×10^－7。     

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     

The characteristics of fission gas release from monocrystalline uranium dioxide during irradiation

Release rates for ^85mKr, ⁸⁷Kr, ⁸⁸Kr, ¹³³Xe, ¹³⁵xe and ¹³⁸Xe were measured in the temperature range 700–1550°C. The data were analysed in terms of diffusion of the rare gases and their halogen precursors. The diffusion coefficients for xenon and iodine were found to be similar whilst krypton also had a similar mobility at ~1200°C but otherwise diffused more slowly. Bromine had a high mobility compared with the rare gases (X 200).