模拟气体标准源法校准反应堆惰性气体监测仪效率

为准确校准惰性气体监测仪对气体源的γ射线全能峰效率,制备了以可发性聚苯乙烯（EPS）颗粒为基质材料的马林杯放射性模拟气体标准源,模拟气体标准源装样密度为4.1 kg/m³,其中含²⁴¹Am、¹⁰⁹Cd、⁵⁷Co、⁵¹Cr等8种单能γ射线发射核素。利用该模拟气体标准源,对反应堆惰性气体现场监测仪的HPGe探测器γ射线全能峰效率进行了校准,校准覆盖能区为60～1836 keV,校准的效率标准不确定度最大为4.4%。同时采用点源代表点法进行了效率校准,并将模拟气体标准源与代表点位置处的点源效率校准结果进行对比,发现在校准能区内二者的效率比不为常数,效率偏差最大达28%,通过效率传递系数可减小偏差,且可得到效率传递系数拟合曲线。最后在81 keV能量点处,得到模拟气体标准源与标准气体源的效率比为1.26,此值可作为模拟气体标准源的实际应用参考。     

反应堆惰性气体监测HPGe γ谱仪效率校准

正为准确确定反应堆气态流出物中主要放射性核素的活度浓度,利用研制的模拟气体源对监测用HPGeγ谱仪进行了效率校准。研制的模拟气体源为1L不锈钢外壁马林杯源,基质材料为聚苯乙烯颗粒,基质装样密度为4.1g/L。模拟气体源含8种单能γ射线发射核素,每种核素活度不同,活度范围为5～100kBq,覆盖的γ射线能量范围为59.54～1 836.06keV。经测试,研制的模拟气体源均匀、稳定,满足效率校准需求,其中源均匀性为1.6%。利用研制的模拟气体源校准了HPGeγ谱仪     

惰性气体流出物离线监测仪的三种效率校准方法研究

介绍了3种替代的效率校准方法,并分别用它们计算1台HPGe谱仪测量1枚等效气体源时的探测效率曲线。蒙特卡罗（MC）法建立的探测器模型中所用尺寸参数为厂商提供的值,其计算结果不可靠,与实验值的最大相对偏差达130%。数值积分法和代表点法皆用了1枚多γ核素标准点源,同时还借助了MC模拟计算。当γ射线能量在60～1 836 keV范围时,代表点法计算结果的相对偏差≤±6%,数值积分法计算结果的相对偏差≤±4%,这两种方法均能满足现场工作对不确定度的要求,其中代表点法更易实施。     

反应堆安全壳监测仪

【美国《核新闻》1979年11月14期报道】美国俄亥俄州克利夫兰的维克托里恩公司生产的875型高量程安全壳监测仪,是由一个探测器和一台数字显示装置组成。两者用电缆穿透互联。据报道,探测器的壁厚,既可承受反应堆失水事故产生的压力,还可     

便携式惰性气体监测仪取样容器探测效率的实验测量

取样容器是便携式惰性气体监测仪的重要组成部分。利用137Cs点源对取样容器的β粒子探测效率进行实验测量,经过数据处理得到了实验结果,然后利用MCNP软件进行了模拟计算。实验和模拟计算结果的比较和分析表明模拟计算结果与实验结果在误差范围内一致,为利用MCNP软件模拟计算惰性气体85Kr和133Xeβ能谱探测效率提供了重要依据。     

放射性气溶胶监测仪校准

为对放射性气溶胶监测仪PIPS探测器进行效率校准,制作了~(241)Am、~(239)Pu、~(90)Sr-~(90)Y、~(204)Tl、~(60)Co及~(137)Cs电镀平面源。用准确定值的平面源对放射性气溶胶监测仪进行效率校准,分析各参数对测量结果不确定度的影响。结果表明:得到的α、β放射性气溶胶监测仪效率校准因子的测量不确定度分别为2.8%和2.6%。     

核电站流出物监测仪的校准

阐明核电站流出物监测仪的校准方法和初级校准与次级准的转换关系，并就这种方法的合理性和可靠性以及传递误差进行了简单的讨论。     

FJ-2111型低放惰性气体β监测仪

本文介绍FJ—2111型低放惰性气体β监测仪的技术性能和用途,详述了整机方案的设计。     

γ谱仪效率刻度标准源的制备

介绍了１种常用的热焊封制备γ点源的方法，并制备了几种核素的γ点源。在γ谱仪上进行了检验，得到了计算值和测量值一致的结果。同时，将高纯锗γ谱仪作了更准确的效率刻度。     

放射性惰性气体探测器模拟研究

利用蒙特卡罗程序研究了核电厂气载放射性监测通道中重要监测设备放射性惰性气体探测器的结构设计思路、性能评估,主要研究内容包括优化探测器结构、分析影响测量准确性的因素、分析探测器测量范围、探测器自检源活度及其对周围环境的影响,本文详细展示了模拟计算结果,并总结其反应规律,为放射性惰性气体探测器的研制提供了重要的数据参考和理论支持。     

模拟^131I标准源的研制

以＾１３３Ｂａ和＾１３７Ｃｓ的混合物模拟＾１３１Ｉ的γ谱，系统地研究了＾１３３Ｂａ和＾１３７Ｃｓ的适宜配比，源的结构与组成，支持体制备，吸收材料及其厚度的确定等，建立了制备模拟＾１３１Ｉ标准源的方法，得到了长寿命模拟＾１３１Ｉ标准源的，并讨论了应用模拟＾１３１Ｉ标准源的方法。     

分段γ扫描装置校准用桶状标准源的设计

放射性废物桶分段γ扫描(Segmented Gamma Scanning,SGS)测量装置结构复杂,其测量对象即废物桶自身的放射性物质的分布、组成、活度范围以及堆积密度等差别较大,若对每类样品单独进行效率刻度,通常需要多个不同组成和体积庞大的刻度源,从而花费大量的时间和费用。通过对SGS装置的测量方法的研究,设计出以线状源法为核心的放射性废物桶标准源的基本模型,该模型由单个与废物桶相同高度的线状源插入废物桶中进行旋转测量形成,优点是放射性废物桶标准源内放射性核素与填充基质分开,结构灵活且安全性较高。通过实验测量结果和蒙特卡罗模拟的结果进行比较,验证其用于量值传递的可行性。     

放射性钠气溶胶监测仪校准方法研究

中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)采用液态金属钠为冷却剂,一回路冷阱工艺间的放射性钠气溶胶对工作人员的健康和安全有危害,需要对其进行监测以便及时采取相应的防护措施.为保证监测结果的准确性,需要对放射性钠气溶胶监测仪进行定期校准.通过采用特制的放射性气溶胶滤膜源,对放...     

气载氚监测仪现场校准技术

为解决国内气载氚监测仪量值溯源难题,开展了气载氚监测仪现场校准技术研究。简述了气载氚标准装置以及气载氚监测仪现场校准装置的研制过程、现场校准方法的建立、影响校准结果主要因素的实验研究、校准结果及不确定度评定和现场校准方法的验证。验证结果表明,现场校准方法是可行的。     

反应堆控制保护系统监测参数校准

如何开展反应堆控制保护系统测量设备的现场校准工作,特别是核测系统的2个非标设备-功率测量保护装置和周期测量保护装置,输入信号跨8个数量级,输出周期信号又按非线性刻度。由于信号在测量、转换和传输过程中引入的误差,使得同一个信号在保护系统和计算机系统的显示值不一致。作者根据研究堆调试阶段核测设备校准的经验,提出了核测系统测量设备的校准方法。核测功保输出的预报警信号向保护系统测量结果修正,这样能保证预报警触发信号与保护触发信号之比为1.05∶1.1的关系。保护系统校准周期保护触发动作点,保证堆功率增长周期为10 s时保护系统送出事故信号。校准结果不仅满足了保护系统触发精度的要求,也使同一个监测参数在不同位置的示值较为一致。     

核辐射与有害气体监测仪设计

采用计数管与电离室作为传感器,以基于ARM内核的微处理器为中心控制器,在同一仪器上实现了对核辐射和化学有害气体的监测.仪器具有LCD显示、菜单式操作、语音报警功能.     

荷兰研究一种新型反应堆——气体堆芯反应堆

荷兰院际反应堆研究所(IRI)正在对一种特殊类型的气体堆芯裂变反应堆(GCFR)进行概念研究。这种反应堆的特点是使用高温气体混合物(与周围反应堆材料处于化学     

反应堆铂电阻测温仪表精密校准技术研究

设计了一种新的数控电阻网络结构。此结构能够降低由于继电器接触电阻不稳定特性的影响,实现高精度可变电阻输出,达到反应堆铂电阻测温仪表的精度等级要求。分析了在采用二进制电阻权重序列的情况下,由于电阻的初始误差导致的失配误差,并提出了失配误差的计算公式和不失配条件。新电阻结构具有高精度和高稳定性的特点,能够用于反应堆铂电阻测温仪表的设计、测试和校准工作。     

美国能源部资助反应堆模拟研究

<正>【美国能源部网站2015年1月30日报道】美国能源部(DOE)2015年1月30日宣布,在未来五年内将继续为轻水堆先进仿真联盟(CASL)提供总额为1.215亿美元的资助。该联盟是能源部2010年创建的一个能源创新中心,其主要目的是建立先进的计算能力,以便能够使用超级计算机模拟核反应堆的运行,从而帮助研究人员更好地了解反应堆的性能,进而提高核电机组的装机容量,延长机组运行寿期     

电离室剂量计校准系统中监测仪的稳定性监测

以ＸＦ－Ⅱ型医用诊断Ｘ射线剂量仪为治疗水平电离室剂量计校准系统中的测仪器,对此监测仪器了两年多的监测、观察及性线回归分析处理,得监测值的线性相关系数ｒ〉０．９９９９９９９,标准偏差ｓ为（２．０－１０．０）＊１０＾－４Ｒ／ｍｉｎ（１Ｒ＝２．５８＊１０＾－４Ｃ／ｋｇ）;标准值与监测值比值平均为０．５２２４,比值的单次测量相对标准ｓｒ为０．６７％。这表明以ＸＦ－Ⅱ型医用诊断Ｘ射线剂量仪作为监测仪是稳定可