放射性α气溶胶监测仪数据采集系统的设计

在核设施的工作场所中要求对放射性α气溶胶进行快速、连续的监测,以保护工作人员的辐射安全。针对放射性α气溶胶的监测需求,介绍一种放射性α气溶胶监测仪多通道数据采集系统的设计。该系统采用现场可编程门阵列(Field Programmable Gate Array,FPGA)为控制核心,完成对A/D转换器、数据存储器、数据通信等模块的控制。将采集的数据放入到存储器中,实现了对探测系统产生的电压脉冲信号的连续采样,并进行模拟仿真和采样实验的验证。实验结果表明,该数据采集系统能实时、快速、高精度地完成对信号幅度的获取,满足了放射性α气溶胶监测仪的要求。     

高灵敏度的放射性气溶胶连续监测仪

介绍了一种高灵敏度的放射性气溶胶连续监测仪（CAM-1型）。该监测仪利用人工放射性气溶胶和天然放射性气溶胶粒度分布特性的不同,采用气溶胶粒度分离采样的方法,在采样过程中首先去除了天然放射性本底的大部分;进而在样品测量中利用a能谱分析法和改进a/β比值法,进一步消除了天然放射性本底的影响。通过上述措施,不仅实现了a气溶胶和β气溶胶的同时监测,而且极大地提高了仪器的监测灵敏度。介绍了CAM-1型放射性气溶胶连续监测仪的工作原理、结构设计、运行实验和监测灵敏度的估算。实验表明,在普通天然本底条件下,仪器的监测灵敏度为0.015Bq/m^3(对a放射性气溶胶）和1.0Bq/m^3(对β放射性气溶胶）;在高氡本底（10^3～10^4Bq/m^3）情况下,仪器的监测灵敏度则分别为0.15Bq/m^3（对a放射性气溶胶）和10Bq/m^3(对β放射性气溶胶）。监测仪报告数据的时间间隔通常30min,了可按需要任意设置。仪器具有各项自动报警功能。     

α－β放射性气溶胶快速监测仪的研制

文章介绍１种能即时并同时测量气溶胶样品中α与β放射性活度的放射性气溶胶监测仪。仪器在采样后２０ｍｉｎ内给出结果。采样时间为２０ｍｉｎ。活度测量、计算和结果打印由单板机控制的数据处理器完成。在所建议的采样条件、仪表工作条件及在常规的Ｒｎ、Ｔｈ子体天然本底条件下，仪器对长寿命核素形成的α与β气溶胶能同时给出测量结果，其探测下限值较低，适于常规监测使用。     

高氡环境下放射性气溶胶在线监测仪的研制

通过粒度分离采样、真空测量模式、能量甄别法和α/β比值法的氡扣除技术的联合应用,扣除了绝大部分氡、钍及其子体对放射性气溶胶监测的干扰,研制出了高氡环境下放射性气溶胶在线监测仪,并将其在不同氡活度浓度的环境下进行了运行验证,效果良好。该监测仪适用于相关核设施等氡活度浓度较高的场所,为燃料泄漏检查等职业人员的辐射安全提供了重要保障。     

阳江核电厂外围环境气溶胶总α、总β放射性水平

核电厂周围环境气溶胶的总放射性水平是一项重点关注项目。为掌握阳江核电周围环境气溶胶中总α、总β放射性水平及变化趋势,自2014年1月,对阳江核电厂5 km范围内大澳和允泊的气溶胶总α、总β进行为期三年的采样监测,获得该核电厂5 km范围内气溶胶总α、总β活度浓度范围分别为0.01-0.35 m Bq·m~(-3)、0.05-2.46 m Bq·m~(-3),年均值分别为0.07 m Bq·m~(-3)、0.65 m Bq·m~(-3)。受降雨影响,总α、总β放射性变化有明显的季节特征,总体呈现冬春季高、夏秋季低的特点。监测结果与对照点和本底调查进行比较,总α、总β活度浓度没有明显变化,初步判断阳江核电厂运行安全。     

气溶胶中总α、总β测量方法研究及山西省气溶胶放射性水平监测分析

结合气溶胶总α、总β放射性监测工作的需要,就气溶胶样品的放置时间、灰化温度和灰化时间对核素损失的影响以及测量样品的厚度对探测效率的影响进行了优化实验,并用优化后的方法对山西省大同、临汾、太原三个地区2014—2015两年的气溶胶样品进行了监测分析。 结果表明:大同、临汾两个点位的总α、总β放射性活度浓度要低于太原两个点位,4个监测点位的总放射性水平均呈现一、四季度高于二、三季度的特点。     

广东省台山核电站运行前(2016/06—2017/12)周围环境气溶胶总α、总β放射性水平监测

报道广东省台山核电站运行前(2016/06—2017/12)周围环境气溶胶中总α、总β放射性水平监测结果。监测结果表明, 台山核电站外围10 km范围内3个监测点(气象站、钦头村、新松水库)环境气溶胶总α放射性水平为0.01～0.57 mBq/m³, 总β为0.07～2.30 mBq/m³。     

α—β放射性气溶胶快速监测仪的研制

文章介绍了１种能即时并同时测量气溶胶样品中α和β放射笥活度的放射性气溶胶监测仪。仪器在采样后２０ｍｉｎ内给出结果，采样时间为２０ｍｉｎ。活度测量，计算和结果打印由单板机控制的数据处理器完成。在所建议的采样条件，仪表工作条件及在常规的Ｒｎ、Ｔｈ子体天然本底条件下，仪器对长寿命核素形成的α与β气溶胶能同时给出测量结果，其探测下限值     

对α－β放射性气溶胶快速监测仪比例因子的实验研究

α－β放射性气溶胶快速监测仪采用α能量甄别补偿法和α／β比值法监测放射性气溶胶，本文介绍其α比例因子Ｋα、β比例因子Ｋβ与天然本底氡气子体之间的关系，实验研究了Ｋα、Ｋβ的确定。     

累积式放射性气溶胶连续监测仪的实验运行数据处理

介绍了一种按累积式采样和计数测量方式运行的α/β放射性气溶胶连续监测仪及其实验运行数据的3种处理方法。用这3种方法分别给出了在只有氡（和Th）子体的天然本底和在核设施工作场所的条件下的实验数据计算结果,并对相关的数据处理结果做出了评价,给出了3种不同数据处理方法的监测仪探测下限的计算公式,并且讨论了3种数据处理方法的优缺点以及与此有关的问题。     

对α—β放射性气溶胶快速监测仪比例因子的实验研究

α－β放射性气溶胶快速监测仪采用α能量甄别补偿和α／β比值法监测放射性气溶胶，本文介绍其α比例因子Ｋ，β比例因子Ｋβ与天然本底氡氢子体间的关系，实验研究了Ｋα，Ｋβ的确定。     

新型放射性气溶胶在线监测仪设计

采用传统工控机作为控制/处理器的放射性气溶胶在线监测仪体积大、集成度低,在恶劣环境下容易因计算机死机、系统故障等导致仪器运行中断,为此研制了一种新型放射性气溶胶在线连续监测仪。该仪器在以高性能ARM嵌入式系统为核心的硬件和软件环境下,较好地实现了α能谱平滑、寻峰、峰位校正,天然氡钍及其子体放射性气溶胶扣除等关键技术,有效地提高了仪器的运行可靠性和稳定性。对监测仪进行了超过72 h的普通实验室环境的运行实验,测试结果表明:该仪器对α和β气溶胶的探测限分别为0.046 Bq/cm~3和0.29 Bq/cm~3。此外,通过相关试验对监测仪的准确性和稳定性进行了验证。     

短寿命核素气溶胶监测相关问题探讨

目前的放射性气溶胶连续监测仪或连续空气监测仪,都是针对长寿命的α放射性核素(如U,Pu)或β放射性核素(如¹³⁷Cs,⁹⁰Sr),因而在采样测量过程中都不考虑被监测核素的衰变修正。但是,包括核电站在内的具有反应堆运行的核设施,对某些短寿命放射性核素(如⁸⁸Rb,¹³⁸Cs以及¹⁸F等)的气溶胶监测也是重要的。本文针对短寿命核素气溶胶监测中的有关问题进行讨论,提出了相关的可供监测仪器报告监测结果的实际可行的数据处理方法。     

滤膜对放射性气溶胶α能谱测量拖尾影响

滤膜是放射性气溶胶测量系统中重要组成部分,由于滤膜本身的特性造成天然放射性气溶胶α能谱拖尾会干扰人工放射性气溶胶测量结果,甚至会造成测量结果错误。通过实验分别测试相同滤膜(混合纤维)不同孔径和相同孔径不同滤膜对α能谱测量拖尾的影响。实验表明,用小流量(5 L·min-1)系统采集天然放射性气溶胶时,选用和天然放射性气溶胶最大粒径(0.5μm)相当大小孔径的混合纤维滤膜(0.45μm)时,α能谱拖尾最小,加大抽气流量(20 L·min~(-1)),α能谱拖尾最小的混合纤维滤膜孔径略有减小(0.3μm);相同孔径下(0.45μm),混合纤维滤膜相比聚四氟乙烯滤膜和聚醚砜滤膜,对α能谱测量拖尾影响最小。本文为减小天然放射性气溶胶测量时α能谱拖尾选取合适滤膜提供了重要依据。     

塑料闪烁体β气溶胶连续监测仪MDA计算分析

最小可探测活度浓度(MDA)为放射性气溶胶连续监测仪的重要性能指标.通过理论推导和数值计算的方法,建立了基于塑料闪烁体的β气溶胶连续监测仪MDA的计算方法,并分析了各因素对MDA的影响.计算结果表明,降低本底水平、增加测量时间或增大取样流量,均可降低监测仪的MDA.该计算方法可为塑料闪烁体β气溶胶连续监测仪在设计和使用...     

某核电厂大气气溶胶总α、总β监测

介绍了某核电厂大气中气溶胶放射性监测情况。对监测结果进行分析统计,得到某核电厂大气气溶胶总α、总β水平季节变化规律,衰变规律,以及应用K值法快速判断核电厂放射性的排放异常。     

秦山核电基地外围环境气溶胶总α、总β放射性水平监测

自1992年,浙江省辐射环境监测站对秦山核电基地外围环境辐射水平进行了连续的监督性监测。2001～2005年,基地外围环境气溶胶总α、总β放射性水平及其比值的监测结果表明：秦山核电基地周围环境5km范围内4个监测点气溶胶总α．总β比活度范围分别为0．02-0．38、0．10-1．81mBq/m^3。平均值分别为0．12、0．4．5mBq／m^3,略低于杭州市对照点监测值（0．15、0．52mBq/m^3）;总β与总α比值范围为1．2-10．2。平均值为4．3,略高于对照点监测值（3．7）。表明在秦山核电厂正常运行情况下,基地外围环境气溶胶总α、总β放射性水平没有明显的变化。     

放射性气溶胶连续监测仪设计

本系统实现了放射性气溶胶的连续在线监测,并详细论述了放射性气溶胶连续监测仪的装置结构、硬件电路、执行流程及异常处理等方面的设计。系统采用IPC+ARM的控制结构,并嵌入数据库SQLite存储海量核数据等信息,提高了系统稳定性和执行效率。将多道能量甄别获得的数据用α/β比值法处理后,合理地嵌入ISO 11929-5推荐的多种方法,提高了浓度测量精度及响应时间。该监测仪已在核设施场所中长期稳定地运行。     

核电厂放射性气溶胶监测仪不确定度评定

论文介绍了新标准对核电厂中应用的放射性气溶胶监测仪不确定度的量化要求,简述了对放射性气溶胶监测仪测量放射性气溶胶活度浓度及其测量不确定度的计算方法。重点分析了放射性气溶胶监测仪总测量不确定度的引入因素。最后,根据统计涨落、放射源标定、相对固有误差、取样流量测量、信号处理和信号输出等主要影响量以及试验偏差引入的不确定度数据进行计算,给出了放射性气溶胶监测仪总的测量不确定度值。     

多探头α和β放射性气溶胶样品测量装置

本文介绍一种对可吸入α，β放射性气溶胶个人采样器所采集的微尘样品进行多样品，α、β计数测量，并根据要样测量和采样时间直接计算出空气中的α，β活度浓度的测量装置，仪器一次可同时测量６个α样品和６个β样品，计数显示，浓度计算，结果显示与数据打印等功能由计算机及相应控制程序完成。