惰性气体流出物离线监测仪的三种效率校准方法研究

介绍了3种替代的效率校准方法,并分别用它们计算1台HPGe谱仪测量1枚等效气体源时的探测效率曲线。蒙特卡罗（MC）法建立的探测器模型中所用尺寸参数为厂商提供的值,其计算结果不可靠,与实验值的最大相对偏差达130%。数值积分法和代表点法皆用了1枚多γ核素标准点源,同时还借助了MC模拟计算。当γ射线能量在60～1 836 keV范围时,代表点法计算结果的相对偏差≤±6%,数值积分法计算结果的相对偏差≤±4%,这两种方法均能满足现场工作对不确定度的要求,其中代表点法更易实施。     

壳源法放射性废物桶作为SGS装置校准源的可行性

由于均匀的大体积放射性废物桶制备困难,放射性废物桶分段γ扫描（SGS）装置的活度探测效率多采用间接的方式进行刻度。壳源法制备的废物桶以线状源为核心,制备简单,结构灵活,是最佳的间接方法之一。本文通过对均匀填充型放射性水溶液桶和壳源法制备的放射性废物桶测量比较,证明壳源法制备的放射性废物桶在进行SGS装置探测效率刻度时与均匀桶是等效的,可作为此类装置探测效率的校准源。     

一种nA级精密微电流源

针对微电流测量仪表的测试与校准,设计一种高精度的微电流源。该电流源基于单片机的数控结构,采用微电流电路的设计方法,实现了0~200 n A的微电流输出。本文对电压/电流(V/I)转换电路的温度漂移特性进行分析,并提出V/I转换电路的软件校准方法。测试表明,经过校准后的n A级微电流源性能稳定,精度较高,输出电流误差小于±0.01%FS(满量程)。     

γ能谱分析中土壤探测效率与密度相关性计算分析北大核心CSCD

γ能谱分析中不同能量探测效率的准确校准是影响测量结果准确度的重要因素。本文基于国产无源效率计算软件Gammacalib对几种不同密度的土壤样品建模,计算相应的探测效率,与标准源实验测量的探测效率比较,验证无源效率计算的准确性。根据无源效率计算结果,分析相应探测效率与土壤密度的相关性,得到ε~ρ回归方程。对于土壤标准源,有源效率与无源效率之间的相对偏差在-7.6%~8.1%之间,效率与密度呈正相关,相关系数在0.938~0.992之间。国产无源效率软件Gammacalib探测效率计算结果与标准源实验测量结果相对偏差可接受,可满足日常辐射环境实验室样品测量和核事故应急监测要求,ε~ρ回归方程的适用性良好,可为环境土壤样品的密度差异效率修正提供参考。     

便携式氚测量仪现场校准技术研究及装备研制

根据PVT方法研制了便携式氚测量仪现场校准装备。使用经检定的电离室装置对初始的氚气浓度进行了测量并作为校准装备的气源,根据PVT方法稀释配制了校准用的参考氚气,参考氚气浓度的不确定度为5.00%,满足EJ/T 1077-1998关于检验源的要求。使用放射性气体活度标准装置对配制的参考氚气进行了绝对测量,测量结果与理论计算结果相对误差为0.81%。并采用配制的参考氚气进行了便携式氚测量仪的校准测试,结果表明,便携式氚测量仪现场校准装备可以满足便携式氚测量仪的现场校准需求。     

~(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。     

放射性氙测量中的天然源γ谱仪校准技术

基于禁核试核查现场视察的需求,研制了用于放射性氙测量的模拟气体源,实现了¹³³Xe 81.0 keV γ射线的效率校准。放射源基质为聚苯乙烯泡沫颗粒,母体核素为²²⁶Ra,采用不锈钢外壳封装,同时采用碳纤维窗以减少射线的衰减。放射源研制完成后,对其进行气密性和均匀性检验。当放射源达到平衡后,测量²¹⁴Pb的特征X射线的探测效率,然后插值计算得到¹³³Xe 81.0 keV γ射线的探测效率。为检验校准结果的正确性,制作了一个基质和几何尺寸均与²²⁶Ra源相同的¹⁵⁵Eu放射源,并在相同测量条件进行了实验。结果表明,¹⁵⁵Eu 86.5 keV γ射线和²¹⁴Pb 87.3 keV X射线的探测效率之间的相对偏差小于1.0%。     

航空伽玛谱仪校准因子的计算研究

为了确定不同高度飞行时航空伽玛谱仪对大面积伽玛源的校准因子,采用蒙特卡罗方法模拟了航测模型源和无限大地面源在机载NaI探测器上的计数响应过程,给出了标定高度1m处的计数响应能谱,得到了不同高度飞行测量时谱仪对地面无限大137Cs源的校准因子,计算结果和实验标定结果符合较好.     

用于校准192Ir医用源的阱型电离室

研制了一种用于校准医用192Ir源的阱型电离室。该电离室的灵敏体积约为271 cm3,在极化电压为300 V时,电离室的离子收集效率约为99.96%,总位置灵敏度变化小于0.3%。该阱型电离室对192Ir的响应因子为0.230 nA/GBq,其相对合成不确定度为1.5%,与IAEA校准过的阱型电离室比对,在不确定度范围内一致。     

气载氚监测仪现场校准技术

为解决国内气载氚监测仪量值溯源难题,开展了气载氚监测仪现场校准技术研究。简述了气载氚标准装置以及气载氚监测仪现场校准装置的研制过程、现场校准方法的建立、影响校准结果主要因素的实验研究、校准结果及不确定度评定和现场校准方法的验证。验证结果表明,现场校准方法是可行的。     

固定式中子剂量仪器现场标校方法研究

本文利用小型可控中子源和中子剂量参考仪器组成的核设施现场标校系统,通过空间位置对称条件下的待校准仪器与参考仪器对中子管出射中子响应之比,得到校准系数;为了完成仪器的周围剂量当量校准系数从国家标准计量检定中心参考辐射场到核设施现场的传递,必须对其进行能量修正。通过Am-Be中子源模拟核设施内部辐射场,在其中进行中子剂量仪器现场标校实验,并与校准过的多球中子谱仪测量结果相比较。结果表明:使用未经修正的校准系数对待校准仪器的测量结果进行校准,周围剂量当量率相对偏差为17.0%;使用修正后的校准系数对待校准仪器的测量结果进行校准,周围剂量当量率相对偏差为-2.4%。     

核电站γ辐射剂量仪校准实验室设备设计与研究

核电站在运行过程中需大量的辐射剂量仪,以确保人员和环境的安全。参考辐射是辐射剂量仪校准工作必备的条件,由于核电站运行过程中辐射剂量仪使用数量巨大,因此核电站通常建设γ校准实验室用于辐射剂量仪的校准检定工作。结合蒙特卡罗方法完成了⁶⁰Co单源照射装置和¹³⁷Cs多源照射装置的优化设计,并利用PTW空腔电离室对辐射场的散射比例和均匀性进行测量,结果表明,γ校准实验室的技术参数满足ISO4037标准要求,该设备经建标考核后可用于开展核电站γ辐射剂量仪的校准检定工作。     

Design and Research of Calibration Laboratory Equipment for Gamma Radiation Dosimeter in Nuclear Power Plant

A large number of radiation dosimeter are needed in nuclear power plant to ensure the safety of personnel and environment. Reference radiation is a necessary condition for the calibration of radiation dosimeter. Due to the large number of radiation dosimeters used in nuclear power plant, gamma calibration laboratory is usually built for the calibration of radiation dosimeter in nuclear power plant. The optimal design of ⁶⁰Co single source irradiation facility and ¹³⁷Cs multi-source irradiation facility was completed by Monte Carlo method. The scattering ratio and uniformity of radiation field were measured by PTW cavity ionization chamber. The results show that the technical parameters of gamma calibration laboratory meet the requirements of ISO4037 standard, and the equipment can be used to carry out the calibration and verification of radiation dosimetes in nuclear power plant after the standard evaluation.     

Calibration factors for the SNOOPY - NP-100 neutron dosimeter

Within CANDU nuclear power facilities, only a small fraction of workers are exposed to neutron radiation. For these individuals, roughly 4.5% of the total radiation equivalent dose is the result of exposure to neutrons. When this figure is considered across all workers receiving external exposure of any kind, only 0.25% of the total radiation equivalent dose is the result of exposure to neutrons. At many facilities, the NP-100 neutron dosimeter, manufactured by Canberra Industries Incorporated, is employed in both direct and indirect dosimetry methods. Also known as “SNOOPY”, these detectors undergo calibration, which results in a calibration factor relating the neutron count rate to the ambient dose equivalent rate, using a standard Am-Be neutron source. Using measurements presented in a technical note, readings from the dosimeter for six different neutron fields in six source-detector orientations were used, to determine a calibration factor for each of these sources. The calibration factor depends on the neutron energy spectrum and the radiation weighting factor to link neutron fluence to equivalent dose. Although the neutron energy spectra measured in the CANDU workplace are quite different than that of the Am-Be calibration source, the calibration factor remains constant - within acceptable limits - regardless of the neutron source used in the calibration; for the specified calibration orientation and current radiation weighting factors. However, changing the value of the radiation weighting factors would result in changes to the calibration factor. In the event of changes to the radiation weighting factors, it will be necessary to assess whether a change to the calibration process or resulting calibration factor is warranted.     

光致荧光剂量计β辐照器的研制及性能研究

本文针对空间辐射、核动力远洋、核应急等特殊环境下个人及环境剂量监测量值无法实时校准的问题,研制了一种便携式的β辐照器,可携带至现场对光致荧光剂量计（OSLD）进行校准,为特殊环境下剂量监测的准确性提供计量保障。β辐照器采用可替换的⁹⁰Sr-⁹⁰Y平面电镀源作为校准源,并可溯源至标准β辐射场,通过电磁阀控制辐照动作,其总质量小于3 kg。研究结果表明：β辐照器周围剂量当量率处于环境水平;参考点平均剂量率为0.060~0.083 mGy/s,其相对标准不确定度为6.9%;辐照剂量重复性为3.9%（n=10）。     

DMC2000S电子个人剂量计校准装置的建立

依托DMC2000S型X、γ电子个人剂量计专用照射测读软硬件设备,建立了现场级别的DMC2000S电子剂量计校准装置,用于该型电子剂量计的现场校准。该校准装置采用标准仪器传递法,以校准的方式实现了量值溯源。校准装置的测量范围为10 μSv～100 mSv,扩展不确定度为9.2% (k=2),符合该校准装置的使用目的需求,能满足JJG 1009—2006《直读式X、γ辐射个人剂量当量(率)监测仪》所要求的相关校准或检验项目的执行。     

固定式周围剂量当量率仪原位校准技术研究

固定式周围剂量当量率仪广泛分布于核电厂内部,用于常规连续监测或核事故后应急监测。由于采用固定安装,不便于拆卸送往计量实验室进行校准。为了确保固定式周围剂量当量率仪的量值准确,结合蒙特卡罗方法研制了周围剂量当量次级标准电离室和便携式γ射线辐照装置,并开展原位校准实验。将原位校准因子与实验室得到的校准因子进行比较分析,结果证明利用便携式γ射线照射装置配合周围剂量当量次级标准电离室能够较好的解决固定式周围剂量当量率仪的原位校准难题。      

亚太地区中子周围剂量当量（率）仪的校准比对

适当的校准方法是保证中子周围剂量当量（率）仪测量结果准确可靠的重要因素。本文介绍了亚太地区首次中子周围剂量当量（率）仪校准比对APMP.RI(Ⅲ)-S1,以及韩国、澳大利亚、印度、中国台湾、中国大陆、日本和俄罗斯等国家和地区的计量院的放射性核素中子参考辐射场及比对结果。本文利用实验室建立的²⁴¹Am-Be和²⁵²Cf中子源参考辐射场对两台比对传递仪器进行了校准,并将校准结果进行了比较。结果表明,本实验室采用影锥法和距离反平方法的校准因子与比对参考值在不确定度范围内一致。     

液闪谱仪对90Sr和90Y的测量方法研究

使用Sr-Spec树脂对⁹⁰Sr-⁹⁰Y进行分离后采用液闪谱仪对⁹⁰Sr和⁹⁰Y的效率刻度和猝灭校正进行了系统研究,确定了⁹⁰Y效率刻度所用化学回收率,考察了闪烁液种类、载体加入、烘干处理、放置时间、化学猝灭对⁹⁰Sr和⁹⁰Y效率刻度的影响及其校正方法。结果表明：GoldStar LT²闪烁液适用于⁹⁰Sr和⁹⁰Y的测量,⁹⁰Sr刻度源是否烘干和⁹⁰Y刻度源有无钇载体对切伦科夫效率刻度无影响;⁹⁰Y的效率刻度应在⁹⁰Sr-⁹⁰Y分离后10 h内完成,并且有无钇载体对⁹⁰Y的液闪测量效率无影响;⁹⁰Sr的刻度源应经过烘干处理,也应在⁹⁰Sr-⁹⁰Y分离后10 h内完成测量。当待测样品与效率刻度源的制备方法相同,且待测样品的SQP(E)值在偏离标准样品SQP(E)值8.9%范围内时,可直接使用相对测量法。