丁烷流气正比计数器

实验证明用丁烷作为流气式正比计数管的工作气体是可行的。与工作气体中甲烷相比,工作电压偏高,坪曲线无明显差异。该计数器对＾１４Ｃβ源有较好的响应。对自行研制的以丁烷作为工作气体、灵敏面积为５０ｃｍ＾２的ＫＸ－５０型可携式α、β污染测量仪,用平板型＾２３９Ｐｕα放射源测得坪曲线的坪长为６００Ｖ,坪斜每１００Ｖ为１．７％,本底计数率０．０２ｓ＾－１,对α粒子探测效率η２π（α）＝５３％;用平板形＾９０Ｓ     

放射气相色谱内流气正比计数管研制、性能研究及其应用

本工作研制的内流气正比计数管适于测定气态的低能β射线,该管耐压5000伏,坪长750伏,坪斜0.38%/100伏。每套管子有两支,有效长度为73和123毫米,内径13毫米,配有屏蔽铅室,可作比放的绝对测量。管子为封闭式结构,采用陶瓷绝缘材料,外壳用纯镍制成,两端用不锈钢过渡,内壁光洁度达?8。研究了管子在氦气、氩气和氢气作载气,二氧化碳或甲烷为计数气体,在不同流速比下的坪曲线。结果表明:氦和氩较氢气有较宽的坪长(约200伏),坪斜也较好。管子对氚     

FD-125测氡仪坪曲线在实际工作中的运用

FD-125测氡仪受阈值和电压的影响很大,这就要求使用者在运用这套设备时会充分利用坪曲线来指导实际检测工作。本文就FD-125配FH463B定标器的本底及标准源坪曲线,依次运用他们的坪长、坪斜、Nc2/Nb来选定工作状态,及运用坪曲线来做此设备的日常监控。     

有效探测面积大于1000 cm2的正比计数器测量系统性能测试

为对自制的活性面积高达1 000 cm²的大面积源进行表面发射率定值,同时作为现有2πα、2πβ表面发射率标准装置能力的扩充,研制了一套内置式大面积2π多丝正比计数器测量系统,并利用活性区直径为8 mm的²⁴¹Am点源及活性区面积为10 cm×15 cm的大面积²⁴¹Am和⁹⁰Sr-⁹⁰Y源对其进行计量学性能测试。结果表明：计数器内计数响应均匀性优于±0.4%,有效探测面积达1 400 cm²;所得²⁴¹Am源高压坪曲线的坪长为1 400 V,坪斜为0.27%/100 V,坪区内计数变化为0.87%;⁹⁰Sr-⁹⁰Y源高压坪曲线的坪长为300 V,坪斜为0.75%/100 V,坪区内计数变化为0.80%;10次测量重复性好于0.4%,8 h内短期稳定性好于0.3%,1 a内长期稳定性好于0.8%。     

值得重视的一种甲烷代用气

采用流气式正比计数管进行环境样品总α及总β放射性含量测定时,为在较长的计数时间内稳定地测量,要求所用计数气体有足够长的坪区、较小的坪斜、本底计数率低和能量响应好。纯甲烷是一种比较理想的计数气体,但其易爆性限制了它的使用范围。也可采用P-10气(氩-甲烷混合气)来代替,但它的坪区短、坪斜大和本底计数率高,使测量的效果不够理想,而且价格较贵。 文献[1]报道了采用液化石油气作为自猝灭流光计数管的计数气体。由于它的自猝灭效     

高温卤素管研制

研制了用于探测γ射线的高温卤素管,其工作温度为-40℃-200℃、坪长为200V、坪斜为2%/100V。探讨了它的结构、工艺并测试了性能。     

废放射源长期贮存现状

简单介绍了国际上对对废放射源的长期贮存方法一直接贮存、加外包装贮存和整备后贮存,分别介绍了英国、奥地利、白俄罗斯、捷克、比利时等国废放射源的贮存现状;介绍了我国对废放射源的贮存方法及北京城市放射性废物库、中国辐射防护研究院废放射源贮存库、核工业废放射源集中贮存库、国家废放射源集中贮存库对废放射源的贮存情况,以期对我国废放射源的长期贮存研究有所帮助。     

长寿命BF_3慢中子正比计数管

一、引言目前,同中子有关的测量中,仍然普遍地采用BF_3正比计数管。上海型BF_3管具有坪长、坪斜小、分辨率好、n对γ的脉冲幅度比大、搁置稳定等特点。作为探测中子的基础元件,1969年以来,它已在国内广泛地应用于国防、科研、防护等各个领域。由于BF_3气体     

试论放射源管理的新途径

通过介绍我国放射源管理现状，分析现阶段放射源监督管理中存在的问题，提出了对放射源实施全过程管理，必须关口前移和提前介入；按放射源种类数量划定管理权限；放射源转让审批单实施三级审批，逐级监管的新思路。     

浅谈中国放射源的科学化管理

为了加强对放射源的监督管理，中国政府调整了监管体制，并吸收国际先进的管理经验，结合中国的实际情况，出台了一系列科学化举措，包括对放射源实行统一全过程监管、对放射源实行身份管理、建立全国放射源监管信息系统、对放射源实行分类管理等。     

多放射源3D搜寻定位系统设计与模拟

为实现对多个放射源的搜寻定位,设计了用于确定放射源坐标的探测系统。探测系统基于方位角测量,用Na I探测器辨别γ放射源的方向。利用MCNP软件进行多放射源搜寻定位模拟实验,结果表明探测系统能够在多个放射源形成的辐射场中实现对放射源的搜寻并确定其空间坐标,且坐标偏差较小。探测系统可用于搜寻丢失的γ放射源并尽快确定其空间坐标。     

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。     

废放射源长期贮存方案初步研究

由于我国国内近期无法对多数长寿命废放射源和高活度废放射源实施地质处置或钻孔处置,可行的管理措施应该是将其整备后进行长期贮存。根据国内外废放射源贮存实践经验,结合对国内废放射源贮存现状及存在问题分析,建议首先对贮存前的废放射源实施整备,整备方案考虑安全原则、回收原则和废物最小化原则,整备后的废放射源以深井贮存方案为主,辅以地坑贮存,并建议运输容器和长期贮存容器应实现标准化和系列化。     

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。     

管壁腐蚀对γ散射法检测油垢厚度的影响初探

利用MCNP程序模拟研究了管壁腐蚀对γ散射法检测油垢厚度的影响。模拟结果表明缺陷的散射光子的响应要高于油垢对散射光子的响应,管壁腐蚀程度对测垢的影响是有规律的。60Co和137Cs放射源均可以用于对管壁腐蚀厚度的监测,结果显示在缺陷的监测方面,60Co放射源要优于137Cs放射源,在油垢厚度的监测方面137Cs放射源要优于60Co放射源。     

数字智能化放射源运输车

从采集粒子射线计数,红外数据通信,实时监测报警,GPRS等问题出发,实现放射源的数字化管理,完成对放射源存储、运输和使用各环节的实时监控,构架智能化放射源运输车,从而实现对放射源的可靠安全监管.     

废放射源整备用封装管的设计与检测

研制废放射源整备封装管,使整备后废放射源满足处置或者长期贮存要求,是废放射源管理的重要组成部分。本文针对不同活度、不同核素的废放射源,设计制造了不同的封装管,并对其中的螺纹封装管进行了跌落性、抗冲击性、耐热性等一系列检测。检测结果表明,本研究设计的封装管,满足封装废放射源的要求。     

基于RFID/GPRS的放射源监控系统

放射源产生的核辐射对人体的健康具有危害性,而放射源的丢失与被盗更会造成环境污染,引起社会恐慌.为了解决放射源的异常泄漏和意外丢失、被盗等问题,研制了基于RFID、GPS、GPRS和GSM等技术的放射源监控系统.辐射剂量检测仪和GPS无线定位模块分别实时获取放射源辐射剂量值与位置信息,RFID阅读器读取安装在放射源底部的...     

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。     

退役密封放射源回收再利用现状及存在问题探讨

越来越多的退役放射源对环境造成了很大的压力,对可再利用密封放射源的回收再利用也越来越得到有关部门的重视。本文介绍了我国目前使用的常见密封放射源种类、拥有数量情况,退役或闲置密封放射源的处置及回收再利用现状;并分别就可回收再利用的退役^60Co远距离治疗源、^137Cs工业辐射源、^60Co伽马刀治疗源在本公司再利用的现状,对不能再利用的密封放射源整备收储做了简单介绍;同时针对在退役密封放射源回收再利用领域存在的问题提出建议。