正电子湮没寿命测量中干扰信号对谱仪和测量结果的影响

正电子湮没信号的精准采集与关联符合技术是寿命谱灵敏表征材料微观缺陷的基础。测量环境中放射性射线对正电子湮没信号采集的影响，制约着寿命谱方法在复杂辐射背景中应用，特别是在核结构材料中子辐照损伤研究中，中子活化诱发的放射性核素形成的γ射线本底，将影响正电子寿命谱仪的测量结果。为探究γ本底对正电子湮没寿命测量的影响规律，本文基于⁶⁰Co、¹³⁷Cs源设计了辐射背景仿真实验，结果显示：⁶⁰Co源产生的双高能γ射线是影响寿命谱形状及湮没寿命的主要因素；通过对比高、低两种典型活度比(⁶⁰Co/²²Na为3.3和1.9)下的测量结果，并经活化反应堆压力容器钢样品放射性本底真实情况检验，结果发现：在低活度比下，辐射本底导致的偶然符合概率增大，寿命谱峰谷比显著变差；在高活度比下，除偶然符合外，信号错误符合概率急剧增加，谱形明显畸变且寿命值迅速减小。基于本文辐射背景放射源模拟方法及干扰γ的影响规律，可进一步探索正电子湮没寿命测量中γ本底排除的新技术和新方法。     

气体裂变产物88Kr半衰期测量

为准确测定气体裂变产物⁸⁸Kr的半衰期，本工作从辐照铀靶中分离得到3个放化纯的⁸⁸Kr气体测量源。以⁸⁵Kr作内标监督源，¹³⁷Cs或⁵⁷Co作外标监督源，使用多个HPGe探测器分别采用单探测器位置接力法和双探测器位置接力法跟踪测量⁸⁸Kr 196.3 keV能量的特征γ射线，跟踪时间均在8个半衰期以上，以获得其半衰期数据。对3次独立测量数据用多种方法进行处理，最终得到⁸⁸Kr半衰期测定结果为（2.796±0.015） h。     

核部件缓发γ能谱时间演化行为模拟

在分析无外中子源照射条件下核部件中裂变产物的来源及其释放缓发γ射线机理基础上，提出了应用CINDER90程序计算核部件中裂变产物活度的方法，计算并分析了裂变产物的种类、活度及其随辐照时间和冷却时间的变化规律，继而根据裂变产物β^-衰变释放的特征γ射线的能量与分支比数据，计算得到了核部件中裂变产物缓发γ射线源项，并应用蒙特卡罗方法计算了核部件释放的缓发γ能谱随辐照时间和冷却时间的变化，分析了缓发γ能谱的时间演化行为。结果表明：核部件缓发γ能谱中强度最大的γ射线是裂变核素¹⁴⁰La β^-衰变发射的1 596 keV射线，且该γ射线的强度在部件组装一定时间后保持稳定，该结果与文献结果符合一致。本文提出的裂变产物缓发γ能谱模拟计算方法和结果可为核部件γ能谱的测量与分析提供参考。     

便携式γ谱仪对137Cs、131I液样探测效率的刻度

便携式γ谱仪主要用于主冷却剂水样中典型核素的现场辅助识别及其活度浓度的测量分析。为确定典型核素特征峰净面积和水样中该核素活度浓度的关系，必须进行源峰效率刻度。本文通过测量¹³³Ba、¹³⁷Cs、⁶⁰Co 3种核素的混合溶液得到效率刻度曲线，然后对不同活度浓度的¹³⁷Cs标准溶液、¹³¹I标准模拟溶液进行测量。结果表明，谱仪均能正确识别¹³⁷Cs、¹³¹I核素，活度浓度测量的相对误差均<10%，初步满足元件破损监测精度和灵敏度的需求。     

大流量气溶胶滤膜标准γ体源制备技术

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。     

海水中134Cs、137Cs和60Co的联合分析

建立了小体积海水中¹³⁴Cs、¹³⁷Cs和⁶⁰Co的联合分析方法，确定了最佳实验条件。采用磷钼酸铵富集法对海水中放射性铯进行浓集后，其上清液利用氢氧化钴沉淀载带海水中的⁶⁰Co，用γ能谱仪进行测量。结果表明：该法对海水中放射性¹³⁴Cs、¹³⁷Cs和⁶⁰Co的回收率分别为87%~95%、87%~95%和89%~93%，检测限分别为0.048、0.051、0.046 Bq/L。另外，对2017年IAEA国际比对（IAEA-RML-2017-01）海水样品中的¹³⁴Cs、¹³⁷Cs和⁶⁰Co进行分析测量，核素分析结果的最终评价均为“通过”，验证了本实验室采用的¹³⁴Cs、¹³⁷Cs和⁶⁰Co联合分析方法的可行性和可靠性，为今后该方法在常规海洋环境放射性监测中的应用推广奠定了基础。     

基于数字脉冲成形技术的HPGeγ谱仪系统研究

为满足高能量分辨率γ能谱测量要求,设计了基于数字脉冲成形技术的HPGe γ谱仪系统。该系统由前端电路、数字信号处理模块和上位机软件3部分组成,实现了8192道能谱测量。本文对前端电路的设计及数字脉冲成形参数的选择进行了介绍,并用⁶⁰Co、¹³⁴Cs、¹³⁷Cs和¹⁵²Eu源对该系统进行了初步测试。测试结果表明,基于数字脉冲成形技术的HPGe γ谱仪系统对1 332 keV能量峰的能量分辨率为1.8 keV;¹⁵²Eu特征能量峰与相应道址的线性拟合参数R²=0.999 993。该系统可满足高能量分辨率γ能谱测量要求。     

溴化镧/氯化镧电流型闪烁探测器性能研究

掺铈溴化镧(LaBr₃∶Ce)及掺铈氯化镧(LaCl₃∶Ce)是近年来出现的性能优良的新型无机闪烁体。本文对LaBr₃∶Ce和LaCl₃∶Ce电流型闪烁探测器的性能进行了研究,计算了探测器的相对灵敏度随入射γ射线能量的变化曲线,测定了其对¹³⁷Cs和⁶⁰Co的灵敏度,并检验了其γ/n分辨本领。结果表明,溴化镧和氯化镧探测器具有较高的γ灵敏度响应和γ/n分辨,适于测量低强度快脉冲中子、γ混合场中的γ射线束。     

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。     

22Na次级束的产生与应用

在日本东京大学核研究中心的放射性离子束分离器上,利用逆运动学反应¹H(²²Ne,²²Na)n产生了²²Na次级束。经分离器电磁系统的分离提纯后,获得了能量为（78.3±1.0） MeV的²²Na次级束。实验靶站处次级束的强度达2.5×10⁵ s^-1,其中²²Na的纯度好于90%。²²Na次级束已应用于与核天体物理Ne丰度异常问题相关的²²Na+α共振散射实验研究。     

Timing properties of LuAP:Ce studied with large-area avalanchephotodiodes

Prompted by recent interest in positron emission tomography scanners equipped with LuAP:Ce (LuAlO₃:Ce) scintillators read by avalanche photodiodes, we have measured timing properties of this scintillating material with large-area avalanche photodiodes (LAAPDs) from Advanced Photonix, Inc. (API). We have obtained a time resolution of 1.16±0.06 ns for 511 keV peak from a ²²Na source with energy threshold set at 400 keV and 680±35 ps for ⁶⁰ Co source with energy threshold set at I MeV. The dependence of time resolution on LAAPD gain was measured showing improved timing at gains over 200, but at the cost of higher excess noise. Comparing the time resolution of LuAP:Ce and LSO:Ce measured with LAAPD and photomultipliers, we discuss the dependence of timing properties on the tight output and decay time of these scintillators     

~(60)Co放射源运输容器屏蔽性能检测

工业及医疗用放射源主要包括60 Co、137 Cs、131I、32P、153Sm、99 Mo、90Sr、89Sr等核素,射线形式有α、β、γ、中子等。本文针对运输活动中γ辐射,使用现有的60 Co放射源运输容器,开展辐射屏蔽性能检测技术研究。通过模拟计算和实验测量,得到运输容器最大装载活动情况下外部辐射水平,并对计算和实验结果进行了比较。针对放射源在屏蔽容器中安放位置发生偏移和放射源在容器中安放方式不同对容器外部的辐射水平影响进行了相关研究。研究结果可对今后完善放射性物质运输容器的辐射屏蔽性能检测提供一定的借鉴。     

γ射线闪烁体探测器响应函数模型研究

建立了一种可用于γ射线能谱分析的CsI(Tl)闪烁体探测器响应函数(DRF)模型,并对0.05~1.5 MeVγ射线能谱进行了拟合。描述γ射线能谱特征的每个函数均是基于对射线作用机制的分析,采用权重最小二乘法实现了22 Na、60 Co、137 Cs、238Pu实验能谱的拟合,并同时得到了函数中与射线能量相关的非线性参数。最后利用该DRF模型对CsI(Tl)探测器测量152 Eu源的γ射线能谱进行了拟合,结果表明,此DRF模型可较好地应用于γ射线能谱的分析。     

Scintillation properties of RbGd2Br7:Ce.Advantages and limitations

The scintillation properties of RbGd₂Br₇ crystals, doped with Ce³⁺ concentrations of 0.02, 0.11, 0.88, 2.05, 4.1, and 9.8%, are studied under X-ray and γ-quanta excitations. For the RbGd₂Br₇ sample doped with 9.8% Ce, the authors measured a light yield of 56000±6000 photons per MeV of absorbed γ-ray energy with a main decay time of 43±1 ns, using a Hamamatsu R1791 photomultiplier (PMT), a ¹³⁷Cs radioactive source, and a shaping time of 10 μs. A time resolution of 790±10 ps was measured for the RbGd₂Br₇:9.8% Ce compound, using BaF₂ as second scintillator, two XP2020Q PMTs, a ²²Na source, and an energy threshold set at E⩾511 keV. With the R1791 PMT, an energy resolution of 4.1% (FWHM over peak position) for the 662-keV full absorption peak has been observed for two crystals of 7×4×2 mm³ and 15×5×1 mm³ with 4.1 and 9.8% Ce content, respectively. Moreover, the nonproportional responses of three RbGd₂Br₇:Ce compounds with different concentrations (0.11, 2.05, and 9.8%) were studied revealing an almost-constant light output response from 17.4 keV to 1 MeV. These properties are compared to three other well-known scintillators: NaI:Tl, CsI:Tl, and Lu₂SiO₅:Ce     

Nondestructive high-sensitivity measurement method for activation estimation in accelerator room concrete

This study established a method for easily and quickly estimating the specific activity produced in the concrete walls and floors of accelerator rooms during long-term operation of accelerator,for advanced zoning of activated/non-activated areas in planning the decommissioning of an accelerator.We propose a new,highly sensitive method for nondestructively estimating the specific activity in concrete that can be applied to activation zoning.In this method,instead of direct determination of the specific activities of important long-half-life radionuclides for decommissioning,such as ¹⁵²Eu and ⁶⁰Co,we determine the specific activities of short-half-life radionuclides,²⁴Na and ⁵⁶Mn,in situ to obtain neutron flux.The obtained neutron flux and accelerator operation history yield the specific activities of ¹⁵²Eu and ⁶⁰Co for the advance zoning of activated/non-activated concrete.This method is a powerful long-term prediction tool for concrete activation.     

Long-lived neutron-induced radioisotopes in OKTAVIAN facility concrete wall after 38 year-operation

An intense 14 MeV neutron source facility named OKTAVIAN was installed in the A15 building,Osaka University in 1981.Along the operation period,new radioisotopes with various half-life have been produced as neutron activation products in its concrete wall shield.In this work,we investigated the concrete wall in the heavy irradiation room of OKTAVIAN using gamma spectrometry method to discover the presence of radioisotope having large half-life value (long-lived radioisotope) as neutron activation products.Computational simulations were performed prior to measurement to predict the presence of long-lived radioisotopes by employing MCNP5 and FISPACT codes.A pre-calibrated Germanium detector with high energy resolution was employed to measure the concrete.Several long-lived activation products have been observed such as ¹⁵²Eu,⁵⁴Mn,⁶⁵Zn,²²Na and ⁶⁰Co.The activity of each radioisotope was derived after estimating the detector efficiency using MCNP5.As a result of the measurement and analysis,the followings are concluded:(1) Though presence of activation products represents radiological risk to everyone who performs an experimental activity in the irradiation room of the OKTAVIAN facility,the present result shows that past experiments were carried out safely without any significant additional exposure dose coming from the wall for the last 38 years.(2) The approximated total fluence of D-T neutrons to the wall was successfully estimated from the produced radioisotope,¹⁵²Eu,because it has the longest half-life of 13.5 years among the observed radioisotopes.(3) From the results of (1) and (2),it could be possible to estimate the total activity of the concrete wall in the OKTAVIAN facility,which is very essential and important information,because this would be very valuable for decommissioning or disposal of the facility in the future.     

正电子致电离截面实验中束流强度的在线测量

本文采用HPGe探测器实时收集了正电子碰撞厚Ti靶伴随产生的湮灭光子，并结合HPGe探测器对放置在碰撞点处²²Na标准源产生的511 keV湮灭光子的探测效率刻度值，得到了8~9.5 keV正电子引起Ti原子内壳层电离截面实验中正电子束流强度的实时测量结果。结果表明，在实验测量的38 h内，基于²²Na标准源慢正电子束流装置产生的正电子束流强度不稳定，随时间的变化有着不同程度的衰减，且存在小幅度波动现象。因此，低能正电子致原子内壳层电离截面实验中应采用在线法获取慢正电子束流强度。     

脑专用PET显像探测器自由结构符合与初步实验测试

采用脑PET进行人脑功能的研究对生物医学起到至关重要的作用,为了显著提高脑PET显像质量,增加探测效率、实时显示图像,本文设计一种脑专用PET显像大面积平板型探测系统,该探测系统由两个大面积探头组成,每个大面积探头包含3×3阵列的位置灵敏光电倍增管和多个紧密排布的硅酸钇镥闪烁晶体（Ce：LYSO)阵列。并利用1 μCi的²²Na点源对晶格大小为0.7 mm×0.7 mm等六种LYSO晶体阵列进行晶体性能测试,并选用两块晶格大小为1.5 mm×1.5 mm的LYSO晶体阵列进行一对一符合探测初步断层显像。结果显示,各种晶格大小的LYSO晶体阵列的位置区分轮廓的半高宽平均值在0.38~0.49 mm之间,平均能量分辨率（半高宽）在17.61%~30.40%之间;在对²²Na点源的初步图像断层扫描实验测试中,通过滤波反投影算法获得重建图像的空间分辨率为1.5 mm,验证了大面积平板型探测系统的可行性。     

中国核动力院外围空气中7Be、40K、60Co、131I、137Cs分布特征及所致公众年有效剂量评价

基于2015—2017年中国核动力院外围空气中⁷Be、⁴⁰K、⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs监督性监测数据,对综合楼、南坝工会和木城水厂监测点附近居民组三种途径的有效剂量进行了粗略估算。结果表明:随距核设施距离增加,⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs平均年摄入量和所致年有效剂量减小;综合楼附近居民组中成人、青少年、儿童、幼儿、婴儿经吸入⁷Be、⁴⁰K、⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs平均年摄入量分别为29.25、26.48、20.16、11.49、6.79 Bq/a;综合楼附近居民组中青少年、儿童、成人、幼儿、婴儿,经吸入、浸没和地面沉积途径⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs所致年有效剂量分别为133.58、130.98、128.61、120.20、118.61 nSv/a,⁶⁰Co所致剂量分数达到95.6%,其次是¹³⁷Cs;地面沉积途径所致剂量分数达到54%,其次是吸入;综合楼附近居民组中青少年组成员⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs所致有效剂量最大为133.58 nSv/a,但此有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.25 mSv)的1‰以下。由此可以得出,核基地核设施正常运行工况下,⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs对核基地外围空气的影响很小。