超导核辐射探测器及其应用

超导核辐射探测器已研究了40多年。现在已发展到这样的程度,对低温超导体核辐射探测器,1988年以来对~(55)Fe 5.9keV X射线FWHM已达到45eV,就77K温区的高Tc超导体核辐射探测器来说,经过短短三四年的努力,在实验上已观测到对核辐射的响应。随着高Tc超导体薄膜生长技术的不断改进,高Tc超导薄膜性能的不断提高, 并与半导体器件工艺的结合,在不久的将来会有重大的突破。 本文介绍超导体核辐射探测器的发展概况、工作原理,目前已达到的水平和它的应用前景。     

CdTe核辐射探测器及其极化效应

为寻找高分辨率、高效率的室温γ、X射线探测器,克服Si(Li)、Ge(Li)探测器只能在液氮温度下工作的缺点,人们对用化合物半导体材料(如CdTe、GaAs、HgI等)制备核辐射探测器产生了浓厚兴趣。由于它们的平均原子序数较高,禁带宽度较大,对γ或X射线的阻止本领大,能在较大的温度范围内工作,即使在室温下也有较高的探测效率和分辨率。     

高纯锗核辐射探测器

本文综述X和γ射线能谱分析用的高纯锗探测器,阐述探测器对原始材料的要求,介绍制备、结构和性能参数,并与硅X射线探测器、锗锂γ射线探测器和碘化钠γ射线闪烁探测器进行了对比。     

CdZnTe核辐射探测器的制备

本文简要介绍了采用国产碲锌镉(CdZnTe)单晶材料制备的CdznTe核辐射探测器工艺及测试结果.对α带电粒子Thc-c/(6.04MeV、8.78MeV)FWHM=2.O%、241 Am(5.486MeV)FWHM=2.3%,137Cs低能7(662keV)FWHM=9.7%和207Bi(1048.1keV、975.6keV)内转换电子所测定的能谱.     

SiPM核辐射探测器电路设计

本文研究基于硅光电倍增管(SiPM)和塑料闪烁体的核辐射探测器电路,设计了适用于SiPM电压偏置电路和信号放大电路,并测试了电路的相关参数:电压偏置电路噪声在5m V以下,放大电路输出信号幅度可达伏级,带宽约为80MHz,最大信噪比在50db左右,四路探测器总功率为0.84W,符合项目设计要求。     

GaN核辐射探测器的性能研究

GaN作为第3代半导体材料,具有禁带宽度大、电子饱和漂移速度大、抗辐射能力强等特点。制备了GaN半导体探测器,并应用该探测器对²⁴¹Am α粒子能谱进行测量,得到α粒子能谱的能量分辨率约30%。同时,以Si半导体探测器为标准,对GaN探测器进行了能量及探测效率的测量,得到探测器的探测效率最高可达80.1%。最后,应用Keithley 2635静电计对GaN探测器的I-V曲线等进行测试,发现在-15 V偏压下,GaN探测器的本底电流密度小于70 nA/cm²。     

GaAs核辐射探测器研制的初步结果

介绍了厚度为300～800μm,有效面积为50-113mm^2的高阻GaAs单晶材料制备的核辐射GaAs探测器的研制工艺,测试结果。     

γ辐射对堆芯自给能探测器探测性能影响研究

为确定堆芯γ射线对自给能探测器输出信号的影响。将钒和铑自给能探测器放置在试验堆某一稳定的中子和γ辐照水平下,通过停堆给自给能探测器施加一个中子注量率阶跃信号,观察探测器输出信号的变化来推断γ射线对自给能探测器输出信号的影响。     

手持式γ谱仪用核辐射探测器综述

介绍了γ谱仪探测器基本性能评价指标,分析了手持式γ能谱测量中常用的核辐射探测器,如高纯锗、碘化钠、碘化铯、碲锌镉和溴化镧等的主要性能特点,指出碲锌镉和溴化镧的产生与发展,以及高纯锗谱仪小型化是近年来手持式γ谱仪探测器技术的主要进展。为了应对不断增长的手持式放射性核素识别应用需求,建议加强碲锌镉和溴化镧探测器研制及其在手持式谱仪中的应用研究。     

核舰船核事故舱室辐射后果评价研究

本文结合核舰船的设计特点和实际运行经验，分析了核事故时放射性核素由核反应堆舱（以下简称堆舱）向其他舱室的传输途径及在各舱室中的分布，给出了放射性素活度和人员剂量的估算方法，计算了核事故情况下各舱室的辐射水平和人员的受照剂量，后果评价表明，设计基准事故时，各舱室辐射后果较轻，人员剂量没有超过有关标准规定的剂量限值，严重事故时，堆舱邻舱辐射后果严重，人员剂量超过有关标准规定的剂量限值。     

利用裂变径迹探测器刻度缓发中子监测仪的探测效率

一、前言本文所指的缓发中子监测仪是探测燃料元件破损的仪器,探头为BF_3计数管,当燃料元件破损后,裂变产物所释放的缓发中子经慢化后成热中子,进入BF_3计数管产生~(10)B(n,α)~7Li反应。记录其脉冲,监督燃料元件的破损。     

用MC方法计算分析核材料移动对辐射探测器阵列探测下限的影响

核辐射探测器阵列的探测下限是评价其探测能力的一种统计量的值,指在一定置信水平下,一种探测方法能够检出的最小被测量.从定性的角度看,核材料移动比静止时更难以探测(即静止比移动时的探测下限低).本文通过建立蒙特卡罗(MC)模型并应用通用软件MCNP程序计算分析核材料的移动对核辐射探测器阵列对核材料质量的探测下限的影响.计算结果与理论分析符合.     

核孔膜测定溶液浓度的原理,实验及应用前景

用实验证明,核孔膜可以用来测定溶液浓度,即测定溶液中溶质的含量。这一发展,为核孔膜在工业上广泛应用开辟了新的领域。本文对用核孔膜测定溶液浓度的原理、方法、精确度、适用范围和应用前景进行阐述。     

核衰变射线强度和辐射能量的平衡

介绍了核衰变射线强度和辐射能量平衡的计算方法及以＾１９８Ａｕ和β衰变为例说明其实际应用。     

我国核工业废放射源安全管理

废放射源易于在管理上失去控制，从而酿成事故，对人类和环境造成危害。本文分析了我国废放射源产生的原因，介绍了我国核工业废放射源的现状与安全管理的技术路线和策略，提出了当前所面临的主要问题。     

核电站职业性辐射防护的设计要求

本文分析了国外核电站正常运行期间职业性照射的特点及有关的防护标准;提出了与辐射防护基本原则对应的设计指标,建议采用的限值为:个人剂量当量2.5rem/y,人均剂量当量0.5rem/y,集体剂量当量500人·rem/1000MW_e·y;并以图示概述了减少核电站职业性照射的设计措施。     

核设施及辐射设施退役理念的重要变化

本文介绍了核设施及辐射设施某些退役理念的重要变化。这些变化为：强调退役问题不仅是设施的末端行为,应作为整个工程项目的一部分,在选址、设计、建设和运行期间就要考虑退役计划和管理;引入了新的术语“便利退役”;退役的“三个阶段”(封存监护、有限制开放和无限制开放)论点的淡化。这些理念的变化,在退役的执行和对退役项目的管理两个方面都是值得关注的。     

核电站一回路泄漏检测技术研究

对核电站反应堆一回路采用湿敏法进行泄漏事故监测,以便尽快给出泄漏规模及位置。采用专门研制的湿敏元件,并以此组合设计成监测探头。测量数据采集、处理及报警系统采用单板机进行巡回监测,并进行本系统所定义的A、B、C参量处理。B、C值同时超过预先设置的限值后,系统发出泄漏报警。参量设置考虑环境湿度及温度的影响。在320℃、12.2MPa下,水的泄漏率为0.3g/min时,5s内发出报警。