放射性惰性气体实时测量装置的设计与模拟研究

核反应堆在运行过程中或核应急情况下会产生~(85)Kr、~(133)Xe、~(135)Xe和~(41)Ar等放射性惰性气体,准确测量不同惰性气体的放射性活度对了解反应堆的运行状况和核应急预警均有重要意义。根据各种核素衰变发射的β、γ射线,设计并优化了可用于放射性惰性气体活度实时测量的4π双叠层闪烁体探测器。探测器的内层塑料闪烁体用于测量β射线,外层碘化铯闪烁体(CsI)用于测量γ射线,并通过β-γ的符合测量实现不同放射性核素的分辨及活度测量。针对核电放出的4种主要放射性惰性气体,基于GEANT4(GEometry ANd Tracking 4)模拟库包,研究了塑料闪烁体、CsI厚度及气体采样腔尺寸对不同核素发射的β、γ探测效率的影响;并给出该4π型双叠层闪烁体探测器的优化几何尺寸和相应探测器性能,为后续探测器的制作与测试提供参考。     

^139Ce放射性标准溶液活度测量比对

~(139)Ce属于电子俘获核素,衰变纲图比较明确,γ射线能量为165.864keV,比较适合于γ谱仪重要能区的效率刻度。该核素的活度测量比对在放射性计量工作中有着十分重要的意义。 由国防科工委放射性计量一级站提供的~(139)Ce比对溶液经过高纯错γ谱仪进行放射性杂质检查,     

海水就地γ谱测量最小探测活度影响因素研究

海水就地γ谱测量可实现海洋放射性环境的实时在线监测和预警。为了确保准确测量海水中低含量的放射性核素,利用实验和MC模拟研究了Na I(Tl)就地γ谱仪本底计数、测量时间和探测效率对最小探测活度的影响。结果表明:将γ谱仪放置在合适的测量深度可减小本底计数,从而降低最小探测活度;γ射线能量、探测器晶体类型及体积、封装材料类型及厚度也会对最小探测活度产生影响。研究结果可为海水就地γ谱仪的研发和改进提供重要参考依据。     

水样品放射性活度以土壤样为标准的测量误差修正

以已知活度的土壤样为标准对水样中的放射性活度用高纯锗(HPGe)γ谱仪进行测量,由于两样品在组成成分特别是密度上的差别,会给测量结果带来一定误差。为了修正这一刻度误差,本文采用蒙特卡罗方法,通过分别模拟计算HPGe探测器对水样和土样中238U2、32Th2、26Ra4、0K等核素特征γ射线的探测效率,得到了以土样为标准测量水样核素活度引入的刻度误差。对238U为12%,其余三种核素均小于5%的误差,从而建立起了对这一刻度误差进行修正的方法。     

土壤样品中的含水量对HPGe γ谱仪探测效率的影响

为了考查环境土壤样品中含水量对放射性活度测量准确性的影响,采用蒙特卡罗程序MCNP4B模拟计算了当土壤样品具有不同含水量时,对不同能量γ射线用(HPGe)探测器测量效率的影响,得到了γ探测效率受含水量影响大小与样品水分含量和与γ射线能量的关系,以此关系可以得出一定含水量对不同天然放射性活度测量准确性的影响。     

放射性污染源的调查和检测（四）

9 环境样品的总放射性测量 表征环境样品中核素含量的量是放射性活度,环境样品中的放射性活度是通过测量样品中核素在衰变过程中可能发射出的α、β或β射线获得.如果一个核素衰变过程中发射几种射线,用不同方法对各种射线的测量得到的放射性活度应该是一致的,并无α活度、β活度或β活度之分.不难理解,环境样品的放射性测量工作,除了选择测量仪器和测量方法外,应主要集中在如何把测量得到的信息转换为放射性活度.     

高放废液总β放射性活度测量

方法采用塑料闪烁晶体β低本底测量装置直接测定了高放废液样品40 keV以上β射线的总β放射性活度。装置的β效率曲线采用与被测样品相同质量厚度、不同β能量的一系列标准源刻度。样品测量的β放射性对装置的总β效率是根据各个样品的放射性核素组成、各核素β射线能量对应于β效率曲线值以及各核素β放射性活度占样品总β放射性活度的比例加权平均计算求得。在测定样品各核素β放射性活度占总β放射性活度的比例时,方法对具有γ衰变的核素采用直接γ能谱法;对纯β衰变核~(90)Sr-~(90)Y,采用了半衰期近似法;对纯β衰变核~(147)Pm,采用了表观冷却时间近似替代法对高放废液样品测量的不确定度约为±15%。测量结果与化学分离各核素测得的结果在误差范围内符合。     

~(134)Cs放射性标准溶液的活度测量比对

1引言134Cs是一个复杂衰变核素,其活度测量通常要用到较为复杂的效率外推方法。它是裂变产物核素137Cs活度测量中较好的示踪核素之一,它的较为丰富的γ射线,适合于Y谱仪能量校准和效率刻度。因此,这个核素在放射性计量工作中有着十分重要的使用价值,准确测量其活度,对提高放射性计量精度具有十分重要的意义。国防放射性计量一级站在1996至1997年组织了’“CS放射性标准溶液的活度测量比对活动,共有10个（中国工程物理研究院核物理与化学研究所205室、206室,西北核技术研究所,北京防化研究院,核工业西南放射性计量站,中国计量科…     

用于放射性核素活度测量的高效γ射线探测系统

井型 NaI(T1)闪烁探测器用作γ核素活度绝对测量,具有探测效率高、位置依赖性小等优点。除了能精确测定简单衰变纲图的γ核素活度外,还可确定复杂衰变纲图γ核素的活度,以及进行混合核素的分析,总不确定度可达0.1%。这种探测器对于点源、体源、厚源、溶液源等均可测量。避免了4πβ-γ符合法测量时制备专用薄膜源的困难,大大缩短了测量周期。     

参数法测量放射性活度

用HPGe探测器替代传统4πβ-γ符合装置中的NaI（Tl）探测器,对γ射线进行精细测量。选取一组适当的γ射线进行符合或反符合测量,计算出较为准确的β效率,从而简单地得到待测核素的放射性活度。¹³³Ba和131I活度的实验测量结果表明,4πβ-γ（HPGe）参数法是1种准确、可靠的放射性活度测量方法。     

155Eu衰变γ射线发射几率的精确测量

经堆中子辐照过的^154Sm样品，用阳离子交换法分离纯化，得到^155Eu核素。用4πβ-γ符合法测量放射性活度和用小平面Ge探测器测量^155Eu衰变发射的γ光子数，精确测定了γ射线的发射几率。对于强γ射线和弱γ射线的不确定度分别为1．7％和4．5％。与文献报道值相比较，本测量结果明显改善。     

通道式车辆放射性测控系统对γ放射性核素活度探测阈值的测定

论述了通道式车辆放射性测控系统对γ放射性核素活度探测阈值的测定方法.探测阈值是针对某一确定γ放射性核素而言的,表示对该核素可探测的最低活度,表征了放射性测控系统的探测能力,同时也是设置系统报警阈值的依据.探测阈值可通过探测器本底计数率的统计涨落以及对参考测量点活度响应的测量结果计算获得.对于确定的参考测量点,探测阈值与探测器本底计数率统计涨落和γ放射性核素的能谱相关.     

HPGe γ谱仪测量级联γ辐射152Eu、133Ba、60Co核素活度的方法

给出了HPGe γ谱仪测量级联γ辐射核素活度的一种实用方法,在探测器与样品之间放置一定厚度的水吸收层,能够很好降低探测效率,显著降低级联γ符合效应和偶然符合效应的影响。实验表明,TC-45样品中¹⁵²Eu、¹³³Ba、⁶⁰Co核素活度的探测效率和测量活度相对偏差随水吸收层厚度增加遵循指数衰减规律,当厚度增加到70 mm以上,其测量活度相对偏差小于4%。     

γ能谱法分析放射性核素时对γ射线全能峰干扰的修正

针对在中核集团公司核电厂和“两厂两院”环境监测实验室比对中γ能谱分析存在的γ射线全能峰干扰问题,开展土壤中铀、钍、镭、钾、铯等γ核素测量实验。天然土壤标准源对谱仪进行效率刻度时,分析γ射线特征峰是否受到其它射线干扰,对受到干扰的γ射线通过修正代入效率计算的核素活度值以实现效率的拟合。由谱仪分析软件分析样品核素活度时,当利用不同特征γ射线计算的核素活度相差较大时,应进行活度修正。分析用于核素活度计算的γ特征峰(如²³⁵U 185.7 keV,²³⁸U 92.6 keV)受到的干扰峰,计算干扰峰对测量能谱峰(重峰)活度贡献,扣除干扰峰活度,即为γ特征峰贡献,由此给出样品核素活度值。这种方法在中核集团土壤样品比对中报出的²³⁸U、²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K和¹³⁷Cs数据全部合格。     

我国沿海核电站海洋放射性就地伽玛能谱测量研究

通过对国内主要核电站进行调研和资料总结,根据CPR1000、AP1000和EPR三种核电机组类型排放数据,选定了我国核电站海域的重点监测核素,建立了核电站海域源项模型。以最小可探测活度浓度为主要依据,为核电站海域各重点监测核素选定了用于碘化钠探测器的首选监测的γ射线。利用蒙特卡罗模拟,计算了探测器在海水中的有效探测距离,并对比了不同的探测器封装材料对γ射线的衰减能力。研究结果可用于降低海水就地γ谱仪的最低可探测活度浓度,提高人工放射性核素的识别能力。     

CeBr3探测器原位测量海洋γ放射性核素模拟研究

针对海洋环境本底复杂、人工γ放射性核素含量低导致目标核素测量精度低的问题,提出将CeBr₃闪烁体探测器应用于海洋γ放射性核素原位测量的方案。通过MC模拟,计算分析了CeBr₃探测器对海洋环境中常见人工γ放射性核素的探测效率、有效探测距离、在海水中的本底能谱(包括探测器自身放射性)、最小可探测活度浓度(MDAC)等,并与传统NaI(Tl)、LaBr₃(Ce)探测器的性能进行了对比分析。研究结果表明,所提出的海洋原位γ放射性测量方案能够弥补传统低分辨率NaI(Tl)探测器与复杂本底LaBr₃(Ce)探测器在海洋环境下对γ射线测量的不足,对提升海洋原位γ探测器在海洋放射性污染监测的智能预警能力以及对海洋环境资源的保护能力等方面具有重要意义。     

反符合法测量152Eu放射性溶液的活度

¹⁵²Eu的衰变纲图复杂,包括72.1%的EC衰变和27.9%的β-衰变,衰变子体退激过程中又放出140多条γ射线,其中,12条能量处在122~1408keV之间,是主要γ射线。¹⁵²Eu常用于HPGeγ谱仪能量校准和效率校准等,¹⁵²Eu的放射性活度准确测量极为重要。本工作利用4πβ(PPC)-γ(HPGe)反符合测量装置对¹⁵²Eu的活度进行绝对测量,并与4πβ-4πγ符合效率外推法和HPGeγ谱仪、4πγ高气压电离室测量的结果进行了比较。这几种方法的测量结果在不确定度范围内一致。     

废包壳中铀钚含量的γ分析方法研究

正废包壳测量装置能准确、快捷地测量废包壳内的铀钚含量以及相应的α活度等参数,可有效提高乏燃料后处理、废物处理处置等环节的资源利用效率。根据废包壳的来源、特点和γ测量分析技术现状,选用HPGe探测器对测量对象进行整体扫描,测量废包壳发射的γ能谱,解谱计算感兴趣特征γ射线能峰的计数率,然后利用模拟计算得到的探测效率进行探测效率修正,再结合放射性衰变规律推算γ射线发射体的活度,最后采用γ射线发射体和U的比推导废包壳中的残余燃料量。测量分析逻辑框图如图1所示。     

利用土壤样品中天然~(232)Th、~(226)Ra衰变子体确定HPGe γ谱仪测量效率的研究

在土壤放射性活度测量中,利用土壤样品中天然存在的232Th衰变系和226Ra及其短寿命子体平衡时各γ光子发射率的相对关系,先确定HPGe γ谱仪对不同能量γ光子的相对效率刻度曲线,然后利用谱仪对KCl中40K1.460MeV γ光子的测量效率,实现对HPGe γ谱议的全能峰效率刻度。经与核工业放射性计量测试中心进行的同一样品分析结果比对,吻合良好。     

NE230液体闪烁探测器对^24Naγ射线的响应

建立了NE230液体闪烁探测器γ射线谱仪,用该谱仪测量了^24Na源的γ射线,并将测量结果与NE213探测器的测量结果进行了比较。运用蒙特卡罗程序对实验所用探测器的γ射线进行了计算模拟,发现NE230实验结果与计算结果相差比较大。对探测效率及测量谱形的差异进行了探讨。