用于短寿命核素测量的简单传递带装置

本文介绍一个用于秒级半衰期核素测量的简单传送带装置。把反应产物收集到一条镀铝Mylar箔上,然后极快地传送到测量点进行测量。带子运行时,靶室真空从2.67mPa降至6.67mPa,带子停止后靶室真空立即恢复。文中还给出了测得的~(12)C+~(112)Sn反应产物的γ能谱。     

中子活化法测定大气飘尘中的短寿命核素锰、铝、钒、铟、钙

大气污染物中,数量多、成份复杂、性质多变和危害最大的是大气飘尘,它不仅对大气辐射和气侯产生潜在的影响,而且还直接影响人们的身体健康,因此研究大气飘尘具有重要的意义。本工作利用反应堆气动传送装置对大气飘尘中的Mn、Al、V、In和Ca的测定进行了研究。 1.实验方法     

83 分秒量级短寿命核素高速离心萃取分离装置的建立

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。     

短寿命核素分离装置控制系统的研制

由于裂变产物中存在大量短寿命核素,放射性强,故从裂变产物中分离短寿命核素时往往涉及操作人员的剂量防护问题。而自动化可以保证分离速度快、实验安全可靠、容易操作。为此,建立1套自动化快速分离装置就显得尤为必要,使其完成快速分离的同时又能使操作人员远离照射剂量较大的工作区。     

短寿命核素快速分离装置的自动化改造

中国原子能科学研究院放射性计量测试部在“十五”期间已经建立起来1套完整的快速化学分离装置（SISAK分离系统），该实验装置由靶系统、去气系统、高速离心分离系统（2000年3月从挪威的Olso大学购得高速离心分离机）、探测和数据处理系统构成。目前，已成功地应用到^142La等短寿命核素的分离上，取得了理想的结果。但不足之处在于，该系统未实现计算机控制。     

福岛核事故应急监测气溶胶样品γ核素分析结果的修正

本文通过对福岛核事故期间应急监测工作的总结,发现了应急监测期间气溶胶样品γ核素分析结果需修正。样品中短半衰期核素,特别是采样时间和测量时间较长的样品需进行衰变修正,给出了采样、放置、测量时间衰变修正因子。在分析气溶胶样品中放射性核素活度浓度时,需考虑滤膜收集效率修正,文中采用双滤膜法给出了两种常用滤膜的收集效率。针对气溶胶中¹³⁷Cs的分析,介绍了有干扰峰的γ能谱解谱方法,并提出了分析气溶胶样品时降低干扰的措施。本文对气溶胶样品γ核素分析结果的修正方法,可为全国性核事故应急监测提供参考。     

高强度短寿命核素对其它峰计数率和半衰期影响的研究

利用HPGe探测器及DSPECPlus谱仪的活时间校准模式(LTC)和零死时间校准模式(ZDT),对含有高强度短寿命核素的混合样品作了测量.结果表明:在计数率急剧变化的情况下,LTC方法测得的峰计数经修正以后仍然存在计数丢失;与ZDT模式的数据相比,初始阶段数据丢失率约2.0％～3.8％.这部分不能正确修正的计数对短寿命核素的半衰期几乎没有影响,但是对半衰期相对较长的核素有一定的影响,实验中,LTC和ZDT两种模式下24Na的半衰期相差了2.56％.     

对α－β放射性气溶胶快速监测仪比例因子的实验研究

α－β放射性气溶胶快速监测仪采用α能量甄别补偿法和α／β比值法监测放射性气溶胶，本文介绍其α比例因子Ｋα、β比例因子Ｋβ与天然本底氡气子体之间的关系，实验研究了Ｋα、Ｋβ的确定。     

核电厂流出物低水平放射性核素监测问题的探讨

核电厂流出物低水平放射性核素监测能力是评价核电厂放射性流出物排放量的保证。为了探讨我国核电厂流出物监测管理存在的问题,通过改变运行核电厂常规采样、测量方式,实验研究了核电厂流出物低水平放射性核素活度水平及其探测限,并探讨了核电厂现行数据处理的计算结果与实际排放之间的差距。研究结果表明,流出物中低水平放射性核素的实际水平远低于其现阶段排放量统计水平,确实成为了我国核电厂统计排放量偏高的因素之一。在此基础上给出了建立核电厂流出物监测探测限指标监管要求和低水平监测结果数据处理的建议。     

氡浓度对气溶胶监测仪判断限的影响及分析

环境中氡浓度水平对气溶胶监测仪的判断限会有所影响,本文以中国辐射防护研究院氡及子体发生系统为基础,通过改造并分别搭载国内外六台气溶胶监测仪对其进行了探究。根据实验数据给出了按照气溶胶监测仪的监测模式选用氡浓度与其判断限的相关关系建议:单次测量模式和固定式累积测量模式的气溶胶监测仪判断限与氡浓度存在线性关系,移动式累积测量模式的气溶胶监测仪判断限与氡浓度平方根为幂函数拟合关系。     

核电厂气态流出物监测样品分析中的核素衰变校正应用探讨

在放射性样品分析工作中,样品测量阶段、闲置阶段、采样阶段都涉及到核素衰变校正。根据放射性核素的衰变规律,阐明了这三种类型的衰变校正方法原理及其系数的计算。针对核电厂气态流出物中短半衰期的放射性惰性气体和碘核素的监测分析工作,研究了对监测样品分析结果进行衰变校正的必要性。基于实验测量结果,探讨了衰变校正对γ能谱分析法中核素的活度浓度探测下限的影响。介绍并分析了核电厂气态流出物监测样品分析工作中的衰变校正方案,对于短半衰期放射性惰性气体和碘核素,采用合理保守的衰变校正方案,可减少监测分析中的偏差,同时又可保证统计排放量的偏保守性。     

Decay Heat Calculations Based on Theoretical Estimation of Average Beta- and Gamma-Energies Released from Short-Lived Fission Products

Fission product decay heat of ²³⁵U was calculated for short cooling-time on the basis of a preliminary version of a new decay data library recently completed by the Japanese Nuclear Data Committee. It was shown that a full adoption of recent publications of decay schemes to derive average energies of β- and γ-rays, ē_β, and ē_γ, leads to a large underestimation of the γ-ray component of the decay heat and to an overestimation of the β-ray component. In order to remedy this, theoretical values of ē_β and ē_γ were introduced for high Q-value decays, which were obtained with a gross theory of β-decay. It improved remarkably the agreement between calculation and experiment not only for the ²³⁵U decay heat but for ²³⁹Pu and ²⁴¹Pu as well. It was concluded that a large part of decay schemes recently published for high Q-value nuclides are inappropriate to use in calculations of ē_β and ē_γ, because they fail to reproduce the effect of β- strengths at high excitations, which makes ē_β small and ē_γ large. The use of the gross theory introduces this effect correctly into the values of ē_β and ē_γ and, hence, leads to a quite good prediction of both β- and γ-ray components of the decay heat.     

医院辐射安全审查中值得注意的一个问题

本文就γ射束远距和近距治疗机机房是否需要安装辐射监测仪器进行了探讨.美国和加拿大两国的做法和一些典型事故教训说明这些工作场所安装辐射监测仪器是确保医院辐射安全的一个必要措施.     

钻地核弹侵彻深度及其爆炸的地面核监测

侵彻深度在决定钻地核弹爆炸效应和对深埋加固目标的打击效果中起着关键作用,综合分析了侵彻深度对钻地核爆的影响以及影响侵彻深度的一些因素,并在分析B61—11型钻地核弹侵彻能力的基础上提出了对钻地核弹爆炸的地面监测。     

核电厂应急监测计划的关键问题及探讨

应急监测计划是核电厂应急计划的重要支持性文件,是核电厂应急监测准备和响应的重要依据。本文从核电厂事故应急监测方案、监测方法、监测设施设备配置、应急监测响应、监测能力的保持、质量保证等关键问题进行分析研究,提出相关建议,为核电厂应急监测计划的制订提供参考。     

核动力厂环境辐射防护规定(GB 6249—2011)表1执行中存在问题探讨

鉴于国家标准《核动力厂环境辐射防护规定(GB 6249—2011)》表1中仅给出不区分核素的、以年排放活度(Bq/a)表示的“碘”和“粒子”排放控制值,造成核动力厂气载放射性排放限值与公众个人年剂量不匹配,难于执行或执行混乱。为解决此问题,提出采用区分核素的方法,并监测对剂量贡献较大的重要核素的建议。根据IAEA第19号安全报告,探讨了核动力厂气载放射性流出物中碘类和粒子类的重要核素,为标准补充或修订提供建议。