点源效率函数确定大体积样品的HPGe探测器γ射线峰效率

利用HPGe g谱仪,用²⁴¹Am、¹³⁷Cs、⁶⁰Co混合点源分别测量样品在5个高度上、不同剖面、不同位置的全能峰效率,通过最小二乘拟合确定了点源峰效率函数的拟合参数,用该点源效率函数对f75 mm×25 mm的土壤样品的半径和高度数值积分计算可得到59.54、661.66、1 173.2、1 332.5 keV γ射线全能峰效率。将点源效率函数数值积分计算的体源全能峰效率与实测标准体源全能峰效率以及LabSOCS无源效率刻度结果进行比较,相对偏差在10%内符合,说明该点源效率函数参数确定方法是正确的。同时,该点源效率函数在计算任意几何形状的样品得到了应用,积分计算了球状样品的探测效率,并与LabSOCS无源效率刻度结果进行比较,两者相对偏差在10%内符合。     

球形石墨空腔电离室壁修正因子的Monte-Carlo模拟和实验测量

采用Monte-Carlo模拟和实验测量两种方法对30cm³球形石墨空腔电离室在⁶⁰Coγ射线下的壁修因子Kwall进行研究。实验和模拟计算结果的比较表明，传统的线性外推法确定的壁修正能基准组的30cm³和50cm³球形石墨空腔电离室在⁶⁰Coγ射线下的相对电离电流和壁修正因子进行了Monte-Carlo模拟计算，计算的相对电离电流值与NIST发布的实验测量值在0.12%内吻合。     

行李放射性检测装置的研制

行李放射性检测装置可与现有X射线安全检测装置联合用于放射性安全检测。该装置采用NaI(Tl)探测器，用移动平均法进行放射性检测。在本底为0.1μGy/h、行李移动速度小于0.2m/s条件下，该装置对 ¹³⁷Cs、⁶⁰Co、¹³³Ba核素的可探测活度下限分别为6.7×10³、3.7×10³、6.7×10³Bq，对富集度为90%的U样品，探测质量下限为2g。     

ST401闪烁探测器γ能量响应的实验研究

对脉冲γ射线束测量中常用的一种由塑料闪烁体ST401组成的电流型闪烁探测器的γ能量响应进行了实验研究。利用反应堆、加速器等多种手段产生一系列准单能的γ射线,实验标定了包括¹³⁷Cs、⁶⁰Co在内的13个能量点,得到了ST401闪烁体相对灵敏度随入射γ射线能量的变化曲线。实验值与理论计算结果进行了比较,二者在不确定度范围内基本一致。     

戈壁汇水区测年与沉积速率研究

运用¹³⁷Cs法和²¹⁰Pb法对核试验场区汇水区沉积物的沉积速率进行估算，对沉积物的蓄积峰进行年代判定。用分衰减段方法计算²¹⁰Pb分布异常情况下沉积物的沉积速率，得到的沉积速率与¹³⁷Cs法获得的沉积速率基本符合。结合应用¹³⁷Cs法和²¹⁰Pb法，可得到汇水区的沉积速率和沉积层的年代。     

基于剂量监测的船用反应堆破损燃料元件燃耗分析

分析了船用堆燃料元件破损后冷却剂中¹³⁴Cs、¹³⁷Cs的放射性活度与破损燃料元件中¹³⁴Cs、¹³⁷Cs的放射性活度之间的关系,同时也分析了燃料元件中¹³⁴Cs、¹³⁷Cs的放射性活度与燃料元件燃耗之间的关系。由分析得到破损燃料元件燃耗的计算公式,为进一步定位破损元件提供理论依据。     

高气压电离室能量响应特性的蒙卡方法优化设计

环境γ辐射监测用的高气压电离室要求具有较平的能量响应,以便提高其对环境γ辐射剂量率测量结果的准确性。论文利用MCNP蒙卡程序研究了高气压电离室对不同能量光子的响应特性,模拟研究了不同材料、不同厚度和不同面积能量补偿片对高气压电离室能量响应特性的作用规律,并在标准参考辐射场中进行刻度。根据其作用规律指导对高气压电离室外壁进行能量补偿的设计,解决了高气压电离室对不同能量γ射线响应不同的技术难题。计算和刻度结果表明:厚度为2 mm,屏蔽面积65%的锡片能够使高气压电离室在60 ke V~1.5 Me V之间的响应相对于137Cs的偏差在±30%以内,满足设计要求。     

γ射线探测器能量响应标定技术

叙述了γ射线探测器能量响应的标定原理和方法，即利用Compton散射将强⁶⁰Co源的1.25MeVγ射线转换为0.36~1.02MeV(25°~90°)范围内任意能量的系列单能γ射线；采用辐射屏蔽技术和提高能量分辨率方法对γ射线探测器进行了该能区的能量响应标定；通过MCNP程序对探测器的能量沉积趋势和不同散射角散射γ射线的能量分布进行模拟计算。结果表明：该标定系统信噪比达到了20∶1左右，能量分辨率约为6%，0.66MeV的灵敏度与标准¹³⁷Cs源直照标定的灵敏度基本一致。     

用于卫星探测X、γ射线的大灵敏面积CdZnTe探测器的研发

CdZnTe(CZT)探测器不需要低温制冷就可在30～600keV较宽的能量范围内得到较好的空间和能量分辨,已成为研究宇宙空间X、γ射线场重要的探测器。本工作研究将4个甄别级10mm×10mm×5mmCZT平面探测器进行改制,并将其并联拼接成20mm×20mm×5mm较大面积的CZT探测器。经测试,大面积CZT探测器对¹²⁵I、²⁴¹Am、⁵⁷Co、¹³³Ba、¹³⁷Cs具有较好的能量线性响应,对¹³⁷Cs的662keVγ射线有较好的能量分辨。     

60Co工业辐照源生产工艺建立及百万居里级生产线的建设

为扭转我国强⁶⁰Co源依赖进口的局面,自行研制了⁶⁰Co密封源的生产工艺,并建立了百万居里级的生产线。本文介绍了⁶⁰Co工业辐照源封装及质量检验热室等设施、⁶⁰Co密封源产品的型号及主要技术指标、生产工艺流程、研制过程中的几大关键技术等。     

~（60）Co和~（137）Csγ射线参考辐射场及测定其空气比释动能（率）的系

本实验室建立了６０Ｃｏ和１３７ＣＳγ射线参考辐射场，并研制了不同体积的系列球形石墨空腔电离室，用于测定辐射场的空气比释动能率。对于３０ｃｍ３和５０ｃｍ３电离室，估计总不确定度为０．７４％，与国内照射量标准符合得相当好，与日本国家标准（ＥＴＬ）比对结果也在１％内相符。用这些电离室对本实验室所建立的６０ＣＯ和１３７ＣＳγ射线参考辐射场空气比释动能率（或照射量率）进行测定，与１９９０年ＭＣＤ－１００电离室测量结果都在２％内相符。     

SRM4350B河泥标准参考物质的比对测量结果分析

本文报道了国内在1982年用γ谱仪对环境放射性样品中多种核素进行同时分析的比对结果。各比对实验室分析了 NBS 的 SRM4350B 河泥标准参考物质中的十种放射性核素(~(60)Co,~(137)Cs,~(152)Eu,~(154)Eu,~(226)Ra,~(40)K,~(232)Th,~(235)U,~(238)U,~(228)Th)。文中对测量结果做了初步分析。     

γ射线发射率的测量

1982年中国计量科学院组织了国内~(152)EUγ射线发射率的测量比对。利用1979年国际比对的~(152)Eu标准源的γ射线发射率值刻度130 cm~3Ge(Li)探测器,然后测量~(22)Na等7个刻度源的九条γ射线发射率,以便和来自英国放化中心以及中国计量科学院用基准方法测量的结果相比较,反过来验证~(152)Eu标准源的可靠性。     

固定式环境γ辐射剂量率仪现场校准技术

固定式环境γ辐射剂量率仪是承担环境连续监测任务的主要设备,不便于拆卸送往计量实验室进行校准检定,且送检周期较长,影响连续监测点数据的连续性。为按期校准固定式仪表,本文结合蒙特卡罗方法研制了能量补偿型高气压电离室和便携式137 Cs照射装置,利用天然本底辐射(陆地γ射线和宇宙射线)和便携式照射装置产生的137 Csγ射线参考辐射对固定式环境γ辐射剂量率监测仪表开展现场校准实验。结果表明,采用环境比对和现场照射的方法能较好地解决固定式环境γ辐射剂量率仪的校准问题,现场所得校准因子与标准实验室中校准因子的相对偏差小于5%。     

公众液态途径辐射剂量对吸附分配系数的响应研究

针对辐射剂量计算的不确定性,运用放射性核素浓度计算模式和公众个人照射剂量计算模式,计算了我国某核电厂正常运行下某子区代表居民液态途径的辐射剂量,分析了公众液态途径辐射剂量对核素悬浮物吸附分配系数的响应。结果表明:当核素~(60)Co和~(137)Cs的悬浮物吸附分配系数降低一个数量级时或升高一个数量级时,岸边沉积外照射剂量响应较为明显。特别是~(137)Cs,其悬浮物吸附分配系数降低或升高一个数量级,该核素岸边沉积剂量贡献占其液态途径剂量比值和占总岸边沉积剂量比值都有明显变化。     

双探测位置分段γ扫描系统研究

本文以双探测位置的分段γ扫描技术为基础,建立了环放射源探测效率的理论计算方法,其能根据放射源所处的实际位置实时计算出探测效率。在此基础上研发了一套探测系统,实现了对废物桶的自动化探测。使用该系统对单个及多个60 Co和137 Cs及聚氨酯和木头组成的模拟桶进行测量。测量单个及多个放射源活度相对误差平均值分别为10%和7.9%,优于使用传统分段γ扫描技术的探测结果,最后根据测量环境估算了探测系统的最小探测限。     

高纯锗谱仪探测效率的实验刻度与MC模拟

利用低本底高纯锗谱仪测量了标准源(~(133)Ba、~(137)Cs和~(60)Co)的各特征γ射线,得到了各特征能量下的探测效率,并通过拟合给出了高能端的探测效率曲线。同时,利用MC模拟工具包Geant4,模拟了各单能γ射线在高纯锗探测器组件中的输运过程,得到了不同能量下的模拟探测效率。比对结果发现:实验值与模拟值能很好地符合,可为开展相关产品的设计和制造提供参考。     

海水中放射性核素238U、232Th、600Co、137Cs浓集实验

采用广东省环境辐射监测中心编制的操作规程《海水中γ核素浓集方法实施细则》分析了环境海水样品的γ放射性核素238U、232Th、60Co、137Cs,该方法的238U、232Th、60Co、137Cs的回收率分别为82.5%、79.3%、80.3%、91.3%;制样放置约90 d后测量238U的数据更准确。     

基于三角圆筒铅屏蔽NaI探测器的放射源定位研究

随着放射源和放射装置的广泛应用,放射源事故的发生概率不断增大。因此,一旦发现放射源丢失,如何尽快将其定位并安全找回尤为重要。本文设计了一种三角圆筒铅屏蔽的NaI探测器,用于放射源的定位探测。实验研究了测量时间、铅屏蔽厚度、源与探测器间距、伽马射线能量等因素对放射源定位的影响。结果表明:对于137 Cs源,在空气吸收剂量率≥0.028μGy/h处,定位平均角度偏差≤1.24°;对于60 Co源,在空气吸收剂量率0.4μGy/h处,测量的平均角度偏差为1.16°;对于距离约1.5 m的9.25×105 Bq 137 Cs源,定位偏差约为0.097m。     

Radiobioassay performance evaluation of urine and faeces samples for radiation emergency preparedness

In the event of a radiation emergency, it is necessary to assess intake and radiation dose for the internally contaminated casualties. This paper provides relatively rapid and simple procedures of bioassay. Faeces samples were ashed to improve sample homogeneity. Gamma spectrometry was used for radioactivity measurement. The measured results, including activity of the biosamples and associated uncertainty, were evaluated for traceability based on ANSI N42.22 and bias and precision based on ANIS/HPS N13.30. For all urine customary exercise samples, measurement results of ⁶⁰Co and ¹³⁷Cs were in good agreement with NIST values within 5% and satisfied ANSI N42.22 and ANIS/HPS N13.30 acceptance criteria. In contrast, the uncertainty of ⁵⁷Co was quite large and the activity differed from the NIST value by 18%. For the urine emergency preparedness exercise, all measured results agreed well with NIST values, with less than 10% difference. Synthetic faeces samples included ⁵⁴Mn, ⁶⁰Co, and ¹³⁴Cs. The activity of ⁶⁰Co was different from the NIST value by 9%, whereas the results for ⁵⁴Mn and ¹³⁴Cs were within 3.2%. The measurement procedures given in this study can be applied to assess intake of radionuclides and resulting radiation dose to casualties.