活度微量热计研究进展

为了满足热功率为10μW水平的仅和β放射源活度校准需要,研制了1台活度微量热计测量装置。该装置采用半导体测温元件组合（Bi2Te3＋Sb2Te3p型与Bi2Te3＋Bi2Se3n型）作为测温元件,采用等温双杯量热计的技术原理和使用计算机软件根据测温信号的极性用电功率在空白测量杯上进行自动补偿确定放射源的热功率。     

大体积低能β量热装置研制

为了实现大体积样品放射性活度的非破坏性测量．研制了大体积低能β量热装置。该装置采用工作于伺服控制方式的等温型量热计原理．测量腔体积约3200cm3，热功率测量范豳30-2000mW.装置的实验验证表明：当热功率为300mW时，测量结果的扩展不确定度好于0．4％，平均测量时间小于3．5h。本文描述了装置的测量原理、系统组成、校准方法、性能测试及测量不确定度分析等。     

低能β活度微量热计性能研究

研制了10μW级放射性活度微量热计绝对测量装置。进行了等温双杯量热计计体设计和最佳半导体热电偶数目的理论计算及热电偶噪声水平估算,编写了微量热计数据获取和数据处理软件,进行了电热校准实验。对该装置的校准结果表明,在输入15μW电功率条件下,校准不确定度在2%以内。     

低能β核素微热量热计研制

为对小体积包容体内β核素的放射性活度进行非破坏性测量,研制了低能β核素微热量热计。本工作描述了该量热计工作原理及装置组成,并对装置进行了性能测试和实验验证,对热功率测量结果进行了不确定度评定。输入功率为500μW时,测量结果的不确定度为0.96％（k=2）;输入功率为48μW时,测量结果与输入功率标准值间的偏差为4.2%。     

微量热计测量低活度氚

针对国际热核聚变实验堆氚增殖系统(ITER-TBS)中微量氚活度的绝对测量需求,设计研制了微量热计。采用固体含氚样品对微量热计的输出热电势(Eout)-输入热功率(P)进行标定,Eout-P关系式具有很好的线性关系,灵敏度系数达到0.13V/W。研制的微量热计最低检测限低于0.2μW,量热杯体积大于500mL,该性能指标预期可定量测量ITER-TBS系统中各种复杂形态的微量氚活度,具有很好的应用前景。     

液闪计数装置性能研究

符合型液体闪烁计数装置(Tri-Carb3170TR/SL),主要用于α和β等放射性核素的活度测量.在测量放射源活度时,采用淬灭校正法.本工作测量了一组3H、14C 淬灭标准源,做出淬灭修正曲线,应用该曲线测量了3H、14C 样品的活度,并进行了不确定度分析.     

放射性核素量热计研制

量热法可实现放射性核素质量的非破坏性直接测量,是核材料计量最为便捷和准确的方法之一.为实现特定包容体尺寸及热功率范围核材料样品的高效测量,设计研制了热流型双杯量热计.通过甄选精密仪表部件,关键温差传感部件的结构优化以及合理选型制作,结合自动化测控方法,解决了量热测量关键技术问题,研制出适用于瓦功率量级的放射性核素量热计...     

医用同位素微量热计性能研究

为实现医用同位素核纯度和放射性活度的准确测量,本工作根据量热法测量原理设计一套微量热装置,包括量热系统、温控系统以及测控软件,并对装置的性能进行测试和实验验证。结果表明,同位素量热计的基线电势稳定,复现性良好。最低探测限可至3.1 μW,能够实现医用同位素放射性活度测量的全覆盖。在10 μW~1 mW的测量范围内,当输入热功率<100 μW时,单次测量结果与输入热功率标准值之间的最大偏差<1.5%;当输入功率>100 μW时,测量结果和输入热功率偏差<0.5%。利用该装置成功实现了医用同位素¹⁴C样品的活度测量,测量结果与标准值在不确定度范围内相吻合,不产生放射性废物和化学废物,不破坏样品,操作简单方便。后期可通过研究测量预热和保温装置,进一步提高装置的适应能力和探测下限。     

一种测量~(241)Am溶液比活度的方法

根据符合法原理,利用4πα+4πγ活度测量标准装置,采用改变γ探测效率的方法,外推测量241Am溶液的比活度,解决了电离室测量α源时需进行的自吸收和反散射系数校正问题。双4π-γ效率外推法通过调整测量装置升降机高度来改变NaI(Tl)探测器对放射源所张的立体角,从而达到改变γ探测效率的目的,进而通过γ效率拟合外推得到放射源的活度。经过对两种241Am溶液20多个源的测量,测量结果与2πα屏栅电离室活度测量结果在不确定度范围内符合一致,且其测量不确定度降到了0.4%以内。     

4πγ电离室活度计量标准

为解决高活度γ放射性核素源(如TBq级的源)生产、应用中放射源活度的准确校准,放射性计量测试部在2002年度完成了4πγ电离室活度计量标准装置的研制。 该装置使用4πγ电离室作为探测器,电离电流使用静电计测量。为解决放射源测量过程中的     

液闪TDCR测量装置研制

介绍了新建液闪活度绝对测量装置,该装置应用液闪三管两管符合比（TDCR）测量原理对β放射性核素活度进行测量。装置由3个光电倍增管及自制的散焦分压线路组成。通过改变光电倍增管的聚焦来改变探测效率,测量了³H放射源活度并进行了不确定度分析及讨论,TDCR测量结果与标定值在0.9%内符合,合成标准不确定度为0.6%（k=1）。     

高活度废放射源整备屏蔽材料(沙子)性能研究

针对高活度废放射源整备建立了可移动废放射源整备屏蔽实验装置,利用该装置,从工程运用角度开展了忻州沙的粒径、密度测量和屏蔽实验,筛选出了适合废放射源整备使用的特定类型沙子。研究结果显示:采用厚度150 cm饱和含水忻州建筑沙作为屏蔽材料,可确保1 000 Ci ⁶⁰Co废放射源整备时在屏蔽装置外产生的剂量率小于0.03 mSv/h。     

双探头SPECT对向平面显像放射性活度定量的模型研究

放射性核素体内吸收剂量估测是评价辐射危害和内照射治疗价值的重要指标.器官组织的绝对活度定量是吸收剂量估算的必要步骤.本研究采用双探头单光子发射型计算机断层显像术（Single photon emission computed tomography,SPECT）对向测定对模拟的^99Tc^m源器官进行了活度定量的模型实验.结果表明：双探头SPECT对向平面显像放射性活度定量不受放射源在体模内深度的影响,并且在放射源直径≤2cm时活度定量最准确;Buijs法提供了最准确且最稳定的本底校正方法.     

高活度废放射源整备装置热室照明设计

良好的照明是保证在热室中顺利完成废放射源整备的关键因素之一。本文根据国际照明委员会照明标准和热室照明的特殊要求,分析了高活度废放射源整备装置内部照明的设计、灯具布置及其他问题,确定采用了泛光照明方式,并对照度分布进行了验证。     

基于多探测节点的放射源监测及定位方法研究

本工作针对区域性放射源定位和活度监测,提出了基于多探测器单元的方向信息和计数信息的放射源定位和活度计算方法。该方法使用多个由CsI(Tl)晶体阵列耦合H8500光电倍增管制成的单探测器单元,利用每个探测器单元上各晶体计数比实现放射源方向测量,利用多个探测器的方向信息和计数信息实现放射源的准确定位和活度测量。最后通过⁶⁸Ge放射源实验验证了上述定位和活度计算方法。实验结果表明,仅采用2个探测器单元的方向信息和计数信息,通过合理布局,即可实现放射源精确监测和定位,相对定位误差优于5%,相对活度误差优于5%。     

移动式低活度废放射源整备装置设计与研制

在研究了低活度废放射源整备工艺流程及废放射源封装方案和封装容器方案的基础上,研制了移动式低活度废放射源整备装置以及与其配套的低活度放射源封装容器、混凝土包装容器和贮存容器。使用60Co和137Cs废放射源示范整备实验表明:装置布置合理,操作方便,整备装置各系统和设备运行稳定,能顺利开展整备操作。     

Na188ReO4溶液活度测量的标准化研究

摘要：治疗用放射性药品活度与其用药安全性和有效直接相关。为了确保含188Re放射性药品用药安全有效,本工作利用Na188ReO4溶液,对使用活度计测量Na188ReO4 溶液活度的方法进行了标准化研究。利用4π液闪、4πβ-γ符合方法,通过三家单位4套装置测量,确定Na188ReO4溶液标准源的活度量值;再利用已知活度的标准源,对使用活度计测量Na188ReO4 溶液活度的方法进行了标准化研究,确定了测量条件;最后在三个地区的10台不同活度计上进行了活度测量比对试验,结果表明,利用CRC系列活度计测量Na188ReO4溶液活度,各测定值均在标准值的±3%以内。因此,进行标准化标定后,活度计适于测量Na188ReO4溶液的活度。     

液闪绝对测量方法

文章介绍了新建液闪绝对测量装置。该装置应用TDCR原理,对纯β放射性核素活度进行绝对测量。对装置电子学线路进行详细说明,描述了多路符合插件的原理,简要介绍了探测器结构。应用该装置对~3H活度进行测量,测量结果的不确定度达到0.6%(k=1),三种统计模型的计算结果与放射源标称值均在0.9%以内符合,实现了系统在绝对测量中的应用。     

移动式高活度废放射源整备装置用机械手故障分析

机械手是移动式高活度废放射源整备装置的关键设备,其工作的可靠性直接决定了移动式高活度废放射源整备装置能否顺利完成整备作业。本文通过对ZC205-B主从式关节机械手在冷试验中的故障分析,发现并纠正试验过程中机械手自身及操作中存在的问题,为热试验提供指导。     

高活度废放射源整备装置可行性验证

为使高活度废放射源满足长期贮存安全要求,在研制的高活度废放射源整备装置上进行了可行性试验研究。结果表明装置满足整备活度超过3.7×1013 Bq（1 000 Ci）的废放射源的要求,操作位的剂量率为8.5～16.5μSv/h,该装置用于高活度废放射源的整备是可行的也是安全的。