内充气正比计数管系统绝对测量87Kr放射性活度浓度

本工作研制建立1套气体放射性活度绝对测量装置——内充气正比计数管系统。对该系统的坪特性、本底、死时间、端效应和壁效应等性能进行了测试。在此基础上，采用该系统对放射性气体⁸⁷Kr的放射性活度浓度进行了绝对测量，测得值为40.64（1±0.9％）Bq/mL。     

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。     

放射性气体活度绝对测量

文章描述了一台β放射性气体活度绝对测量装置以及测量结果，装置建成之后，用＾８＾５Ｋｒ及＾３Ｈ对端效应，壁效应，吸收效应以及电子在玻璃绝缘体表面上的吸附效应等作了认真仔细的实验测定和研究，最后测得该装置的系统不确定度为０．２４％，重复性为０．．１％。本次测量的＾８＾５Ｋｒ及＾３Ｈ样品的标准误差分别为０．０６％及０．１％，合成不确定度为０．２６％。     

内充气正比计数管系统绝对测量^135Xe活度

1996年9月10日联合国大会通过了全面禁止核试验条约(CTBT),稀有气体氙放射性监测是条约国际监测系统中的重要内容,国内外通常采用平面HPGeγ谱仪系统或β-γ符合系统进行监测样品的测量,如何准确刻度系统的探测效率是放射性氙同位素测量的难点.本文阐述了内充气正比计数管系统绝对测量放射性氙活度的原理和方法,在仔细测试内充气正比计数管系统性能基础上,绝对测量了135Xe活度,测量结果为38.87(1±1.0%)Bq/ml.实验证明用内充气正比计数管测量惰性气体氙的绝对活度是可行的,可为放射性核素实验室探测系统提供准确的绝对刻度标准.     

低本底内充气正比计数管测量37Ar活度

³⁷Ar是全面禁止核试验条约现场视察重要监测核素之一,高灵敏地探测³⁷Ar活度是地下核试验监测的关键环节。本文研究建立了低本底内充气正比计数管³⁷Ar活度测量装置,在铅屏蔽室上、下各装配1个塑料闪烁体探测器,主动屏蔽宇宙射线在计数管中产生的本底。相对于原始能谱,反宇宙射线能谱中³⁷Ar峰区本底计数率降至原来的7.3%,测量24 h,³⁷Ar的最小可探测活度达2.5 mBq。     

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。     

~(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。     

一个用于4πβ+4πγ活度测量的小型流气式正比计数器

详细描述了新研制的一个用于4πβ 4πγ活度测量的小型圆柱型4πβ流气式正比计数器的结构,给出了内部电场分布,并测量了对^60Co、^134Cs、^169Yb和^241Am四种代表性核素的坪曲线,坪斜都小于1%／100V,对^60Co发出的最大能量318．1keVβ射线探测效率为95％。该计数器可应用于短寿命核素和常规的β-γ、α-γ衰变核素测量。     

133Xe活度浓度的绝对测量

惰性气体氙监测是全面禁止核试验条约（CTBT）国际监测系统（IMS）的关注重点,其中,放射性氙同位素的活度浓度主要采用HPGeγ能谱法和β-γ符合法测量,如何准确刻度系统的探测效率是放射性氙测量的难点。本工作介绍了一种采用内充气正比计数管长度补偿绝对测量放射性氙活度的原理和方法,对¹³³Xe活度浓度进行了绝对测量,其活度浓度测量结果为21.36×（1±1.5%）Bq/mL。     

内充气正比计数管测量37Ar活度中壁效应的理论研究

通过分析³⁷Ar衰变产生的X射线和俄歇电子在内充气正比计数管灵敏体积中的逃逸及计数管在³⁷Ar活度测量中的壁效应,得出X射线在正比计数管中的逃逸是产生壁效应的主要原因,提出了压力指数外推方法。使用MCNP模拟X射线和俄歇电子在内充气正比计数管中的输运,模拟结果与理论分析结论一致。比较模拟得出的壁效应值与实验测量的壁效应值可知,实验给出的壁效应值是可信的。本工作的研究结果为37Ar测量方法提供了理论支持。     

Dependence of Position Signal on Pressure of Counting Gas in Charge Division Type Position-Sensitive Proportional Counter

In the absolute radioactivity measurement of radioisotope gaseous samples with newly developed position-sensitive proportional counter (PSPC) method, it is necessary to change the counting gas pressure for the correction of the wall effect. The position signal was found to drift depending on the pressure. Theoretical explanation was given for this drift. Rise time of output pulses varies with gas pressure, which leads to a change of ballistic deficit. Consequently, the ballistic deficit differs between pulses from both the ends of the PSPC, which causes the change of position signals. Increasing the pressure of the counting gas from 0.5×10⁵Pa to 4×10⁵Pa, the range of position signals for two position calibration sources became narrower by about 8% under 6 μs shaping time.     

4πβ-γ反符合法测量 60Co和 134Cs活度

研制建立了国内第 1套 4πβ γ反符合活度测量标准装置。用该装置测量了6 0 Co、134 Cs的活度 ,活度测量值的合成标准不确定度分别为 0 2 4%、0 3 3 %。将测量结果与中国计量科学研究院和中国原子能科学研究院的 4πβ γ符合活度测量标准装置的测量结果进行了比对 ,结果在不确定度范围内一致     

大面积薄窗流气式正比计数器工作电压设置研究

大面积α/β表面污染测量仪采用1 000 cm2薄窗流气式正比计数管作为探测器。为实现α/β射线的同时测量,在反符合—脉冲幅度甄别技术的基础上,针对β信号随电压升高而串道明显的实际问题,分析了原因,提出了串道比约束下的探测器工作电压设置方法,以此保证α/β测量的准确性。实验证明,方法可行并符合国家标准的规定。     

就地HPGe谱仪测量分析长白山土壤中的137Cs等γ核素

长白山是欧亚大陆东缘的最高山系,是首批国家级自然保护区,自然环境受人类扰动较少,能较好地反映全球大气核试验、前苏联切尔诺贝利核事故在长白山地区沉降的¹³⁷Cs量。为调查¹³⁷Cs经多年衰变和迁移后在长白山土壤中的分布规律,本文利用就地HPGe γ谱仪测量分析了长白山主峰北坡、南坡及西坡的高山荒漠带、苔原带、岳桦林带、针叶林带等土壤中²³⁸U、²³²Th、⁴⁰K和¹³⁷Cs的活度浓度。结果表明,火山灰覆盖的区域,土壤中的²³⁸U和²³²Th等天然放射性核素含量较高,最高值分别为112 Bq/kg和154 Bq/kg;植被茂盛、地势平坦区域¹³⁷Cs活度浓度较高,最高为1.07×10⁴ Bq/m²。     

大气颗粒物中129I的加速器质谱测量

建立了通过制备大气颗粒物中碘样品并采用加速器质谱（AMS）测量颗粒物样品中¹²⁹I浓度的方法。采用此方法对日本福岛核电站泄漏事故期间北京大气颗粒物样品进行了¹²⁹I测量,以此探讨¹²⁹I在环境监测中的作用。北京地区大气颗粒物¹²⁹I的测量结果显示,2011年3月26日的大气颗粒物中¹²⁹I浓度已高于正常本底值的数倍,据推测这部分¹²⁹I来源于福岛核电站泄漏事故。¹²⁹I是重要的核裂变产物,其来源具有特殊性,较长的半衰期使其在核反应堆中长期积累,核泄漏早期存在区域环境高浓度¹²⁹I现象,所以¹²⁹I-AMS测量在辐射安全及应急监测方面具有潜在优势。     

利用锶特效树脂和正比计数器同时快速分析89Sr和90Sr

本文建立了利用锶特效树脂分离后采用正比计数器进行2次测量从而同时并快速获得⁸⁹Sr和⁹⁰Sr含量的方法,研究了⁹⁰Y的生长因子及⁸⁹Sr/⁹⁰Sr活度比对⁸⁹Sr和⁹⁰Sr测量结果的影响。结果表明,增大⁹⁰Y的生长因子,更有利于准确获得⁸⁹Sr和⁹⁰Sr的活度。将本方法应用于⁸⁹Sr/⁹⁰Sr活度比为0.22～21.8样品中⁸⁹Sr和⁹⁰Sr的分析,测量值与掺标值的相对偏差小于±30%;不确定度分析表明,一个核素的不确定度将随另一核素活度比或活度的增加而增加。IAEA能力验证样品的分析结果显示,⁸⁹Sr和⁹⁰Sr测量值与指定值的相对偏差最大为7.44%,证实了本方法的准确性。     

被动沉积法测量222Rn/220Rn子体浓度

被动沉积式²²²Rn/²²⁰Rn（Rn/Tn）子体测量对于现场环境Rn/Tn子体浓度调查和环境Rn/Tn暴露剂量评价具有重要意义。本工作利用自行开发的被动沉积式Rn/Tn子体测量仪,对被动沉积式Rn/Tn子体浓度测量方法进行了初步研究,探讨了其基本原理,并分析了其影响因素。研究表明,在粗略反映同一类型环境不同房屋Rn/Tn子体暴露水平差别的情况下,被动沉积法可用于Rn/Tn子体浓度的现场测量。暴露90 d时,本被动沉积式Rn/Tn子体测量仪测量Rn/Tn子体的探测下限分别为0.234 Bq•m^-3和0.424 Bq•m^-3。若将其应用于不同现场环境Rn/Tn子体浓度测量与暴露剂量评价,还需对该方法进行深入细致的研究。