大体积航空巡测γ谱仪的点源校准

参考国际原子能机构（IAEA）航空辐射监测技术标准和国内外行业经验,选取3种人工放射源对现有先进的大体积航空巡测γ谱仪进行了寻源模式的实验校准。介绍了航空巡测γ谱仪系统开展点源模式的实验校准方法、校准方案,实验过程中严格控制实验条件和过程质量,给出了²⁴¹Am、¹³⁷Cs和⁶⁰Co人工放射源点源校准参数,基于这3种核素校准参数可估算其他人工放射性核素的校准参数,从而实现了航测系统寻找人工放射源进行定量测量的功能。     

航空γ谱仪系统校准的基本内容和有关问题探讨

航空γ谱仪系统校准工作是航空野外监测任务质量保证的重要组成内容,由于航空叮谱仪系统监测周边环境大尺度范围的辐射现状,其受到的影响因素很多,给校准工作带来了很大难度。本文针对目前航空监测不同的应用环境,提出航空监测校准的基本内容,分析影响校准的主要因素,对校准现状面临的有关问题进行讨论并给出了合理建议。     

利用航空模型源刻度车载NaI γ谱仪系统

利用车载Na I(Tl)γ谱仪系统进行巡测之前须进行效率刻度,由于巡测特点刻度需使用大体积源,且系统体积庞大不便进入实验室。因此,传统的实验室γ谱仪刻度方法不适用于该系统。文中对采用的系统进行了介绍,对刻度的方法原理作了描述,并利用航空模型源进行了效率刻度和验证,验证结果表明效率刻度误差小于10%,最后对效率刻度不确定度来源作了分析。     

一套低本底反康普顿HPGeγ谱仪系统积分本底的实验研究

本文对一套低本底反康普顿HPGeγ谱仪系统的积分本底进行了实验研究,测量了谱仪系统在无屏蔽、屏蔽室以及屏蔽室加反符合三种条件下的积分本底.结果表明,谱仪系统积分本底主要来源于康普顿连续坪区和40K核素1460keVγ射线全能峰.实验确定了40K主要来自NaI (Tl)环探测器的六个光导玻璃窗及光电倍增管,两者所含40K总的放射性活度约为612Bq.     

双源净计数法测定航空γ能谱仪的死时间

对γ能谱仪死时间产生的原因、死时间的表示方法、传统双源法的有关理论、测量方法以及一种新型的航空伽玛能谱仪做了简单介绍。在单晶探头连接条件下,通过对无屏蔽的双源净计数法、无屏蔽直接忽略本底、铅屏蔽条件下忽略本底、屏蔽条件下的净计数取得的计算结果进行对比,证明了双源净计数法的有效性,并利用该方法对新型航空γ能谱仪进行了死时间测量,给出了有关结论和建议。     

基于最小二乘法的航空?能谱解析

在天然辐射环境下,无法找到仅含单一天然放射性系列的近似无限大地层用于获取航空γ谱仪的响应谱,这是导致无法利用最小二乘法解析航空γ能谱的关键问题所在。本文基于介质互换原理、地层模块化与分能区多次模拟的思想,通过构建Monte Carlo组合模型,从而获得了含不同放射性物质的任意形状地层上空航空γ谱仪的响应谱。依据航空γ能谱测点上γ辐射来源与石家庄动态带分析,建立了一套可靠的最小二乘法航空γ能谱解析模型。通过对野外10 km测线分析发现,当地层含量大于4×10~(-6)时,该方法与标准方法分析结果相当。同时该方法为人工放射性核素响应谱的剥离提供参考。     

FH1906型低本底 γ 闪烁谱仪

本文介绍了 FH1906型低本底γ闪烁谱仪的结构及性能。该谱仪可实现低本底γ分析测量,γ-γ符合测量,β-γ符合测量和低本底β测量等功能。在井形反符合屏蔽条件下,谱仪在0.05—2.0兆电子伏能量范围内的本底约37计数/分,对~(137)Cs点源的能量分辨率为10.6%,对~(137)Cs薄膜源的康普顿减弱因子(面积比)约为3.9,对~(137)Cs 小体积样品的最小可探测下限约为4.8×10~(-13)居里。     

低本底实验室设计

低本底γ谱仪应用广泛,屏蔽性能良好的低本底实验室能有效降低室内本底值,减少本底对低本底γ谱仪测量结果的影响,目前关于低本底实验室设计的报道较少。本文研究设计了屏蔽性能良好的低本底实验室,有效地提高了仪器灵敏度。对各种影响因素(宇宙射线、氡及其子体、地球天然γ辐射、建筑材料)进行计算和分析后发现,氡及其子体对本底几乎没有影响,宇宙射线和建筑材料为主要影响因素。针对不同因素对本底的影响程度,采取了不同的屏蔽措施,设计了满足要求的低本底实验室。     

Bootstrap方法在航空γ能谱处理中的初步应用

介绍了航空γ能谱的特征和Bootstrap方法的基本原理,把GR-820机载核辐射监测系统测量的距地面300m处的40K窗口γ能谱数据作为小样本,利用Bootstrap方法对该小样本进行分布参数推断并进行抽样得到计算谱,与距地60m处测得的γ能谱数据进行对比,吻合度较高,得到了满意的结果,在一定程度上突破了谱仪硬件限制,为实现航空γ能谱在低活度水平的快速测量提供了可行性技术方案。     

核衰变γ射线谱的测量

本文对我们实验室的探测系统和数据获取方法作了介绍,这两个系统即低本底反康普顿谱仪和γ-γ-t三参数快慢符合谱仪,我们核衰变谱学组常用这两套谱仪来测量伴随核衰变的γ射线.此外作为例子用这两套谱仪对252Cf自发裂变碎片衰变γ射线和伴随74As的β EC衰变γ射线的测量作了简要描述.     

航空伽玛能谱数据的校正与重组

介绍了航空伽玛能谱谱线校正的方法,并且对经过校正航空伽玛能谱数据进行数据窗口的重组.对航空能谱仪谱漂产生的原因和航空伽玛能谱数据的处理方法进行了介绍,根据我国自主研制的航空伽玛能谱仪谱线采集的特点和谱线合成方式,提出了采用变尺度校正的方式对谱线数据进行校正,并且根据航空伽玛能谱测量的要求,对窗口数据进行重组.实验结果表...     

Performances of different efficiency calibration methods of high-purity-germanium gamma-ray spectrometry in an inter-comparison exercise

This study reports the performances of efficiency calibrations for high-purity-germanium gamma-ray spectrometry using the source-, Laboratory Sourceless Object Calibration Software(LabSOCS)-and ANGLE-based methods in an inter-comparison exercise. Although the results of LabSOCS and ANGLE for ~(241)Am emitting lowenergy gamma rays were not very satisfactory, all of the three efficiency calibration methods passed acceptance criteria. The results confirmed the reliability of the calculation codes ANGLE and LabSOCS as alternative efficiency calibration methods in high-purity-germanium gamma spectrometry. This study is likely to promote the further application of the ANGLE and LabSOCS calculation codes in radioactivity measurements.     

液闪谱仪对90Sr和90Y的测量方法研究

使用Sr-Spec树脂对⁹⁰Sr-⁹⁰Y进行分离后采用液闪谱仪对⁹⁰Sr和⁹⁰Y的效率刻度和猝灭校正进行了系统研究,确定了⁹⁰Y效率刻度所用化学回收率,考察了闪烁液种类、载体加入、烘干处理、放置时间、化学猝灭对⁹⁰Sr和⁹⁰Y效率刻度的影响及其校正方法。结果表明：GoldStar LT²闪烁液适用于⁹⁰Sr和⁹⁰Y的测量,⁹⁰Sr刻度源是否烘干和⁹⁰Y刻度源有无钇载体对切伦科夫效率刻度无影响;⁹⁰Y的效率刻度应在⁹⁰Sr-⁹⁰Y分离后10 h内完成,并且有无钇载体对⁹⁰Y的液闪测量效率无影响;⁹⁰Sr的刻度源应经过烘干处理,也应在⁹⁰Sr-⁹⁰Y分离后10 h内完成测量。当待测样品与效率刻度源的制备方法相同,且待测样品的SQP(E)值在偏离标准样品SQP(E)值8.9%范围内时,可直接使用相对测量法。     

γ能谱法测定高浓铀样品年龄

建立了用γ能谱法测定铀年龄的方法,用低本底高分辨γ谱仪通过测定214Bi/234U活度比得到高浓铀样品的龄.由于采用了内部效率自刻度,因此,该方法不受样品物理形态和几何形状的限制,也不需要用标准样品对系统进行效率刻度.对硝酸铀酰样品的铀年龄测量结果为18.00(4.1%)年,与样品实际年龄的相对偏差为-4.8%,误差主要来源于234U/235U比值的测量误差.     

Sub-micron calibration for ion beam milling of thin films

Multiple beam interferometry and Rutherford backscattering spectrometry are used to extend the calibration of the amount of material removed by an ion miller to 2 nm.     

放射性核素γ谱分析方法探讨

在实验室仅存在混合刻度源条件下,探讨不同解谱方法对放射性核素活度估算的适用性。本文利用HPGe γ谱仪测量样品,并分别采用效率曲线法和相对比较法来分析样品中~(241)Am、~(60)Co、~(137)Cs、~(40)K核素活度。结果表明,若干扰核素对样品中待分析核素产生的影响可忽略,但对混合刻度源中相应的待分析核素影响较大时,经综合考虑,相对比较法所得结果优于效率曲线法;若干扰核素对样品中待分析核素产生的影响不可忽略,但对混合刻度源中相应的待分析核素影响不大时,与相对比较法相比,效率曲线法占优势。     

航空γ能谱仪无源效率刻度方法研究

因人工放射性核素的航空γ能谱仪实物刻度模型匮乏,导致难以依据航空γ能谱准确反演地面人工放射性核素的含量。本文基于窄束γ射线指数衰变规律与微积分的思想建立了任意形状的γ辐射源上空航空γ能谱仪无源效率刻度的数值计算模型。通过低空探测实验、高空变化趋势分析、5-100 m高空探测实验证明该模型适用于任意位置点源航空γ能谱仪全能峰探测效率数值计算。同时计算发现在低空探测时不同γ辐射的面源与体源的航空γ能谱仪全能峰探测效率与MCNP5模拟值的相对偏差在±1.5%以内,且含1 460.83 ke V或2 614.533 ke Vγ射线的无限大体源90-150 m探测高空计算结果与石家庄动态带上的实验值相对偏差为8.33%-15.82%。上述实验充分证实该无源效率刻度计算模型适用于航空γ能谱探测实践,为利用航空γ能谱仪寻找丢失放射源及核事故应急监测提供技术支持。     

Gamma spectrometry inspection of TRIGA MARK II fuel using caesium isotopes

Gamma spectrometry is one of the common methods to inspect the spent fuel from research reactors. This method has been applied to in-pool measurements of the Spent Fuel Elements (SPEs) of the TRIGA Mark II research reactor. Due to mixed nature of the reactor core and complicated irradiation history of the fuel elements (FEs), the gamma spectrometry of the FE establishes improvements in the calculation and measurement of the SPE. In order to inspect the TRIGA SPE from dry storage and cooled fuel from the reactor pool, the selected spend fuels are scanned and measured using the fuel-scanning machine. Gamma spectrometry is performed by HPGe detector for spend fuel inspection and determination of the ¹³⁷Cs activity and ¹³⁴Cs/¹³⁷Cs ratio. In this work, the steps of the detector calibration and the use of the Monte Carlo radiation transport code (MCNP5) have been described. In addition, the fuel-scanning machine and the gamma spectrometer are modelled by MCNP5 to simulate the gamma transport from fuel to detector. It also simulate the gamma spectrometer calibration for the burn up determination of the spend fuel. The results from MCNP5 simulation are applied to spectroscopic measurements and compared with the theoretical predictions of the neutronics code ORIGEN2 in this research work.