放射源衰减对同位素仪表测量误差的影响

分析了采用不同率表电路的同位素仪表因放射源的衰减而对仪表测量误差的影响，得出了对仪表电路设计有关参考价值的结论。     

工业同位素仪表的发展概况

放射性核素的原子核自发衰变时,放射出由正电子和电子组成的β射线,由氦原子核组成的α射线,以及由电磁波组成的γ射线和X射线。α粒子轰击轻元素时产生中子,超铀元素(如~(252)Cf)自发裂变也能产生中子。这些射线通过物质时,都能与之发生相互作用,据此可用以进行各种检测和分析。例如,利用α,β,γ和X射线的吸收与散射效应     

同位素示踪流量计用^113mIn放射源载体的研制

本文介绍了一系列不同密度的溶水性和溶油性＾１１３ｍＩｎ示踪剂载体的条件实验，经实验制得的该示踪剂载体成功地解决了不同井况的测井需要，并取得了较为准确的测量结果。     

锶-90同位素放射源韧致辐射降低方法模拟计算

为降低锶-90放射源产生的韧致辐射,利用MCNP程序,对锶-90同位素放射源的韧致辐射强度进行计算,得出放射源表面韧致辐射的剂量当量率。依据韧致辐射相关性质,即β粒子在与物质发生作用产生韧致辐射时,其韧致辐射产生的强度与物质的原子序数呈正相关,设计在放射源中加入低原子序数值的物质石墨,以降低放射源所产生的韧致辐射,并利用MCNP进行计算,得出掺入石墨后放射源表面的剂量当量率。MCNP计算结果表明,在锶-90放射源中掺入石墨后,放射源的韧致辐射剂量当量率有一定程度的降低。研究结果将对锶-90同位素放射源的设计提供借鉴。     

70As的衰变研究

采用低本底ＮａＩ－ＨｐＧｅ反康普顿谱仪和γ－γ－Ｔ（ＨｐＧｅ－ＨｐＧｅ）三参数快慢符合系统研究了＾７０Ａｓ３７→＾７０Ｇｅ３８的衰变,通过γ单谱和反康普顿谱的分析,给出了６５条γ射线的能量及相对强度;利用符合关系建立了＾７０Ａｓ３７→＾７０Ｇｅ３８的衰变纲图,其中,１０３６．９９、１１９６．６６、１５３９．２９、２５３１．７ＫｅＶγ射线为首次测到的,３５７０．５３、４２４３．１０、５２６５．８１ｋ     

位置未知废放射源的搜寻

依据国际原子能机构的技术文件（IAEA-TECDOC-804，《废放射源的鉴别和定位方法》），结合笔者的理解，简述了位置未知废放射源的野外搜寻方法（包括搜寻前应了解和分析废放射的源有关信息），讨论了搜寻过程中需要注意的问题。     

从递次衰变子体的γ放射性提取同位素独立截面

研究了从放射性产物或其递次衰变子体的γ放射性测量来提取第一代产物独立截面的技术。它适用于在束快化学元素分离样品中同位素独立截面的确定。运用这套技术进行了６００ＭｅＶ１８Ｏ轰击厚天然铅靶后分离出来的汞同位素分布的测量,共得到从１８０Ｈｇ至２０９Ｈｇ２０余种同位素的独立截面     

改善密封源仪表安全状况的建议

探讨了改善密封源仪表应用安全状况的措施。通过理顺审管体制，提高监管质量，强化运营管理责任，倡导安全文化等措施，以达到密封源仪表应用的安全。     

河南煤化焦煤公司放射源辐射环境安全监管

调查了河南煤化集团焦煤公司放射源的应用现状,分析了环境安全监管存在的问题。通过制定规范化安全监管制度,规范日常监督,对闲置废弃放射源实施安全处置,研制＂放射源在线监控系统＂对放射源进行24小时监控等措施,消除了辐射安全隐患,提高了焦煤公司放射源辐射安全监管的水平。     

美国放射源监督管理模式

“许可证制度、协议州管理和全面监督检查”构成了美国放射源监管的主要模式框架。通过法规制定、许可证审查、监督检查、运行经验评估和实施监管支持活动,美国核管理委员会对放射性源在医学、工业、科研中的应用实施了有效的监管。了解美国放射源的监管体系,对于加强我国的放射源安全与保安的监管能力是有益的。本文简要介绍了美国的许可证制度、协议州管理和全面监督检查方面的情况。     

单次脉冲中子源方法测量瞬发中子衰减常数

瞬发中子衰减常数α是核系统的重要标志性特征参数,该值的准确测量对于核临界安全具有重要意义。本工作采用单次脉冲中子源的方法测量了某次临界核系统的瞬发中子衰减常数,获得了几种不同次临界状态下的瞬发中子衰减常数,测量结果与²⁵²Cf随机脉冲源法测量结果一致。     

压水堆核电站检修过程中气载放射性源项及防护

介绍了压水堆核电站检修过程中的气载放射性源项:放射性气溶胶、放射性碘和放射性惰性气体,对3种源项的特点及其辐射防护分别进行了说明。     

n组分放射性衰变曲线的差分方程

按照放射性衰变的规则，导出了n组分放射性衰变函数的差分方程。利用差分方程和线性化技术，提出了一个拟合n组分放射性衰变曲线的非迭代方法。     

北京放射性核束装置在线同位素分离器的研制

北京放射性核束装置在线同位素分离器（BRISOL）采用100 MeV、200 μA回旋加速器提供的质子束打靶产生中、短寿命放射性核束,进行在线分析后供物理用户使用,其质量分辨率好于20 000。BRISOL装置现已建成,并开展了氧化镁、氧化钙靶的在线实验,在线产生了³⁷K⁺、³⁸K⁺、²⁰Na⁺、²¹Na⁺等多种放射性核束。本文详细介绍该装置的研制及运行情况。     

串联式放射性废水衰变池优化设计

为解决某医院核医学科放射性废水串联式衰变池结构不合理、死水区较大、不能使放射性核素有效停留衰变而导致放射性废水不能达标排放的问题,开展串联式衰变池的研究。利用三维流体模拟软件对串联式衰变池内部的水体流动规律、¹³¹I核素浓度分布、死水区体积等进行模拟研究,提出一种优化的串联式衰变池结构型式。结果表明,通过对串联式衰变池采取对角排水、增加折流板和折流板开孔、池底设置不同角度的倒角等结构优化措施,可使串联式衰变池排放口的放射性废水活度浓度低于10 Bq/L,最终实现达标排放。本研究结果可为后续放射性废水的处理提供参考。     

基于物联网技术的移动探伤放射源监管系统设计思路

在目前常规的移动探伤放射源监管模式基础上,提出一种以物联网技术为基础,以强化放射源使用单位的主体责任落实为出发点,以关键环节控制为重点,以促进现场操作人员规范作业为核心的移动探伤放射源信息化监管系统设计思路。        

放射源壁厚被动识别的可行性分析

放射源壁厚是强γ辐射环境γ定量测量和军控核查中所关注的一个重要参数。本工作根据γ全能谱中同一放射核素的不同能量γ射线出射强度比与源壁厚的关联性研究了源壁厚的被动γ测量方法。实验测量的源壁厚与真值基本吻合,表明通过被动γ法测量源壁厚是可行的。     

VVER机组大修期间燃料缺陷所致放射性碘的估算

本文分析了VVER机组燃料气密性丧失缺陷在大修期间所致放射性碘的辐射影响,以某次存在燃料缺陷大修为例估算了一回路碘净化时间、大修相关作业期间反应堆厂房碘浓度水平和反应堆厂房碘去除时间,通过与设计文件、实际值对比表明,该估算是合理的,可以有效指导该类型机组大修期间的燃料缺陷的辐射风险控制。