用于固体放射性废物无损定量测量的TGS图象重构技术

本文介绍了用于固体放射性废物无损测量的TGS图象重构技术的原理和技术,对TGS装置的准直器材料、屏蔽层厚度、准直孔的形状及其长／宽比的设计,以及对测量的效率矩阵的获取等关键问题进行了讨论。     

安全壳卸压排放气体在线辐射监测仪的理论设计

针对核电厂事故条件下卸压排气过程中的放射性气体成分及气体监测要求,对核电厂安全壳卸压排放气体放射性活度探测装置进行了理论设计。并利用MCNP对探测装置进行了模拟计算,结果表明：在选择合理的测量准直器、屏蔽方案条件下,该装置可实现安全壳卸压排放气体放射性活度监测。最后通过实验验证表明,模拟计算结果真实可靠,可为核电厂卸压排气放射性监测设备的研制提供重要的理论支持和参考。     

山区森林条件下疏松沉积物的厚度对放射性异常参数的影响

现在提出了利用不同的参数来定量评价放射性异常的远景。这些参数有:测到的γ放射性的极大值,晕的含矿性和放射性异常的延拓。在所有的情况下,评价的可靠性取决于在代表性层面上进行的普查工作的可靠性。确定代表性层位埋深的一个因素是疏松沉积层的厚度。     

BEGe探测器晶体参数的蒙特卡罗计算与实验表征技术研究

利用²⁴¹Am发射的59.54 keV平行γ射线束对宽能BEGe探测器晶体进行扫描测量,通过晶体端面垂直扫描确定晶体直径,通过晶体侧面垂直扫描确定晶体高度。利用厂家提供的参数以及扫描得到的晶体参数建立蒙特卡罗计算模型,再通过点源和体源的实验测量值对晶体前端面及侧面死层厚度进行表征调节,使其与实验值符合,从而获得最佳理论计算模型。结果表明,获得的参数正确可靠,其点源探测效率的理论计算结果与实验测量值在2%内符合。该方法极大改善了蒙特卡罗计算BEGe晶体探测效率的精度,可应用于探测器的效率刻度及环境放射性调查。     

核设施退役现场γ污染测量技术研究

在核设施退役中,放射性污染源项的确定是十分重要的基础工作。其中,利用装置和相关技术对污染核素、污染水平、污染热点进行现场直接测定是一项关键性技术。本课题采用1台HPGeγ谱仪,利用准直、实验刻度和蒙特卡罗方法计算相结合的技术,确定了现场污染设备的污染核素及污染水平。同时,建立了1套γ污染扫描和热点定位装置,经利用准直、摄像、步进测量技术,从而很好地实现了在不靠近污染设备和周围辐射干扰很强的条件下,对γ污染核素及其水平的测定。其研究成果可以在退役活动源项测量中发挥很好的作用。核设施退役现场γ污染测量技术研究@…     

医用乳腺X射线参考辐射场的建立

本文主要介绍医用乳腺X射线标准装置的设计及参考辐射场的测量。装置设计方面包括:使用了常用于乳腺诊断的两种靶型,配置了不同大小限束光阑,装备了光学平台和移动导轨装置。实验测量方面包括:辐射束准直性测量、辐射野均匀性测量和半值层测量。结果:辐射束满足准直性要求、辐射野满足均匀性要求,半值层测量结果显示辐射质达到既定要求;该标准装置能够满足用于乳腺X射线计量仪表的检定和校准。     

铝基碳化硼材料10B面密度测试系统设计

设计了一种铝基碳化硼材料中¹⁰B面密度的测试系统。该系统采用球形³He正比计数器作为热中子探测器,以厚度为75 cm的高纯石墨慢化镅铍中子源后的出射中子作为实验源项。为屏蔽中子和γ射线,在慢化层外包裹有厚度为5 cm的含硼聚乙烯层和2 cm厚的铅层。设计了测量用准直系统,试验时,将面积大于探测器两倍的片状样品置于准直器前,测量有无样品时的探测器计数率,两者比较可得材料的热中子透射率。建立了标准样品的¹⁰B面密度与热中子透射率关系,采用对数插值的方法,通过测量待测样品的热中子透射率计算其¹⁰B面密度。实验测试结果表明,利用该系统可快速无损地测量材料中热中子吸收元素的面密度,且测量误差和测量不确定度都在合理的范围。     

~（60）Co靶件放射性比活度分布测量

经高通量反应堆（ＨＦＥＴＲ）辐照的￣（６０）Ｃｏ靶件（钴靶），其放射性比活度分布是生产高活度￣（６０）Ｃｏ密封源的关键参数。利用准直原理和水下测量装置，并实验确定转换系数后，获得了该参数，不确定度小于１０％。     

用于闪烁薄膜探测器灵敏度标定的中子屏蔽体设计

为标定薄膜厚度大于0.1mm的闪烁薄膜探测器灵敏度,采用MCNP程序建模优化设计了适用于在中国原子能科学研究院放射性计量测试部的5SDH-2串列加速器上进行实验的中子屏蔽体。实验表明,该屏蔽体可将偏离通道的中子注量减弱到通道中子注量的十分之一以下,将本底信号抑制在较光电倍增管暗电流略低的水平上,对于薄膜厚度大于0.1mm的探测器,可使其信噪比大于1∶1。计算表明,准直孔的散射对探测器测量灵敏度的影响不超过5％。     

基于碲锌镉探测器的高精度毫米级厚度测量技术研究

目前厚度测量精度不高或者测量方式复杂，为设计一套操作简单、高效、无损、适用范围广的高精度厚度测量装置，本研究利用²⁴¹Am放射源和碲锌镉(CZT)探测器，开发一套高精度厚度测量系统，同时提出采用测量条件补偿法实现样品无损、高精度在线测量。利用Geant4程序对厚度测量系统进行模拟设计，确定准直孔尺寸、源与探测器相对位置和屏蔽层厚度等关键参数。利用搭建的厚度测量系统测量纸张、圆台型样品、陶瓷和高速钢等样品。结果表明，该系统对厚度精度在百微米量级时，可以实现高效、实时在线厚度测量；当对测量精度要求提高时，通过延长测量时间、采用测量条件补偿法等，可实现高精度测量。对于1 mm厚的物质，测量精度可达1μm;该系统长时间工作稳定，24 h内相对标准偏差约为0.057%。     

土层对γ散射法测量油垢厚度影响的初步研究

利用由^60Co源、NaI（Tl）探测器和微机多道谱仪等组成的实验装置,测量了油垢厚度的散射光子计数。同时应用蒙特卡罗模拟针对不同的土层厚度及土层中含水量检测油垢厚度的散射光子数。结果显示,随着土层厚度的增加,油垢厚度的探测灵敏度呈减小趋势,通过初步模拟发现,土层中含水量对检测油垢厚度的影响有一定的规律。     

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。     

10MW高温气冷堆的燃耗测量研究

10MW高温气冷堆的燃耗测量系统是采用非破坏性高纯锗γ谱仪在线监测来确定燃耗值,利用MCNP4A程序对测量系统的衰减因子进行计算,基于核燃料裂变核素的γ射线能谱分析,以137Cs和134Cs核素活度作为测量对象,并对燃耗测量结果进行讨论.     

非饱和水通过双层孔隙介质渗流的定量实验

非饱和水通过双层孔隙介质的渗流对于放射性废物近地表处置库的顶盖设计具有重要意义。本文主要介绍非饱和水通过以黄土（细颗粒）和石英砂（粗颗粒）组成的双层孔隙介质渗流定量实验的装置、方法及其结果。从实验结果可见：黄土中的非饱和水在下渗过程中遇到石英砂层时，即使石英砂层很薄，且粒度很小，下渗水也发生绕流现象；相对绕流量的大小随水的喷淋强度的增大而减小，随石英砂层厚度的增加而增加。另外，实验发现，相当部分的绕流水是紧石英砂层的下表面运动的。由实验结果推断，在石英砂粒径0.2-0.45mm、埋深20cm情况下，不起绕流作用的石英砂层厚度≤1mm；对于≥2mm厚的石英砂层，相对绕流量达100％的喷淋强度需低于5mm/d。     

Si(Li)探测器低能区的效率刻度

通过测量19keV电子束轰击厚碳靶产生的韧致辐射能谱，在低能区（>1keV）对Si(Li)探测器进行了探测效率刻度。厚碳靶的理论韧致辐射能谱由Monte-Carlo程序PENELOPE计算，并用²⁴¹Am标准放射源确定出效率刻度曲线的绝对值。采用本工作的刻度方法确定的效率刻度曲线误差主要来源于用标准放射源绝对化的误差，约为5%。将所得初步实验结果与理论计算值进行了比较，并采用最小二乘法对探测器各厚度参数进行了拟合，除Au接触层厚度外，拟合的各厚度值与探测器生产商提供的数据较为吻合。     

Reduction of turbulent boundary layer drag through dielectric-barrier-discharge plasma actuation based on the Spalding formula

Abstract It is a very difficult task to develop a method of reducing turbulent boundary layer drag. However, in recent years, plasma flow control technology has demonstrated huge potential in friction drag reduction. To further investigate this issue, a smooth plate model was designed as a testing object arranged with a bidirectional dielectric-barrier-discharge (DBD) plasma actuator. In addition, measurement of skin friction drag was achieved by applying hot wire anemometry to obtain the velocity distribution of the turbulent boundary layer. A method of quantifying the friction drag effect was adopted based on the Spalding formula fitted with the experiment data. When plasma actuation was conducted, a velocity defect occurred at the two measuring positions, compared with the no plasma control condition; this means that the DBD plasma actuation could reduce the drag successfully in the downstream of the actuator. Moreover, drag reduction caused by backward actuation was slightly more efficient than that caused by forward actuation. With an increasing distance from plasma actuation, the drag-reduction effect could become weaker. Experimental results also show that the improvement of drag-reduction efficiency using a DBD plasma actuator can achieve about 8.78% in the local region of the experimental flat model.     

Nondestructive measurement of the coating thickness for simulated TRISO-coated fuel particles by using phase contrast X-ray radiography

The TRISO-coated fuel particle for a HTGR (high temperature gas-cooled reactor) is composed of a nuclear fuel kernel and outer coating layers. The coating layers consist of a buffer PyC (pyrolytic carbon) layer, an inner PyC (I-PyC) layer, a SiC layer, and an outer PyC (O-PyC) layer. X-ray radiography is one of the nondestructive alternatives to measure a coating thickness without generating a radioactive waste. Phase contrast X-ray radiography technology is more powerful for acquiring a radiograph with clear boundaries, when compared with a conventional X-ray radiography. The contrast can be enhanced for weakly absorbing materials in a phase contrast X-ray radiograph by detecting an intensity variation due to the variation of a phase of the X-rays in the boundary between two objects. Phase contrast X-ray radiograph was acquired from a simulated TRISO-coated fuel particle with a micro-focus X-ray imaging system. The coating thickness was nondestructively measured from the phase contrast X-ray image for the fuel particle.     

预估带法搜寻丢失放射源模拟研究

为了能快速高效的搜寻丢失的放射源,本文提出了一种预估带法丢失放射源搜寻方案,该方案具有操作简单,定位准确性高,实用性强,用时短,搜寻人员所受剂量低的优点。实验模拟了226Ra丢失情况下,采用BH3013B环境辐射剂量率仪进行搜寻,验证了该方案在无遮挡、单面遮挡和掩埋三种情况下搜寻丢失放射源的效率与定位准确性。实验结果表明,此搜寻方案能有效、快速、准确的确定丢失放射源的位置,为搜寻人员提供了依据,从而尽可能的减少损失。     

双拟合方法在快速放射性检测系统中的应用

本文构建了一种用于测量食品中低水平放射性的快速放射性检测系统,提出采用双拟合方法对测量的γ能谱特征峰进行分析。在预设的能窗内通过第1次曲线拟合得到特征峰的基本信息,然后在特征峰位的5σ区间内确定峰区边界。通过第2次曲线拟合自动得到特征峰的净面积,完成快速放射性检测系统的定量分析。利用双拟合方法对标样进行测量、计算、分析,得到检测系统对137Cs核素的判断限、探测限、定量下限与测量时长、测量相对标准误差之间的关系。当检测时间为20 min时,系统的探测限约为8 Bq/L。若相对标准误差为15%,定量下限约为16 Bq/L。结果表明,双拟合方法可应用于快速放射性检测系统的数据处理,可对低水平放射性核素进行定性与定量分析。