固体径迹探测器探测裂变碎片的效率

借助金硅面垒型半导体探测器和裂变室对固体径迹探测器以2π立体角探测裂变碎片的效率进行了刻度。给出了天然白云母、聚碳酸酯(我国朝阳塑料厂产品和Makrofol K)、聚酯、石英、硅酸盐玻璃和磷酸盐玻璃对薄裂变源的探测效率和记录裂变碎片径迹的平均临界角。对探测效率进行了反散射修正,描述了用固体径迹探测器进行反散射修正的方法。讨论了由于固体径迹探测器临界角的存在对厚裂变源自吸收修正产生的影响,给出了固体径迹探测器探测厚裂变源效率的公式。     

用于固体径迹探测器的自动扫描器

在核探测工具中,固体径迹探测器是应用较为广泛的径迹探测器。在裂变碎片或其它粒子轰击后,经过化学蚀刻处理,在其表面会显现出清晰的径迹。图1是不同材料上的裂变碎片径迹照片。由于使用与处理方便,不少核物理测量都用到它。同原子核乳胶相似,     

在立体角小于2π条件下云母探测裂变碎片的效率

许多作者已对云母探测裂变碎片的效率进行了测定。但都是对2π立体角进行的,这在某些场合并不适用。本文对白云母在小于2π立体角大气中探测裂变碎片的效率进行了测量和计算。 本工作的特点是利用若干等质量裂变靶(饱和厚度的ThO_2靶)在均匀中子场内照射相同时间,用相同的白云母作裂变碎片探测器,记录白云母与靶之间距离D取不同数值条件下的径迹密度。白云母上径迹密度随D的变化就直接表示云母探测效率的变化。     

用背对背裂变室测量固体径迹探测器探测裂变碎片的效率

本工作采用自制的背对背裂变室,测量了聚酯(晨光化工厂)和聚碳酸酯(朝阳塑料厂)探测裂变碎片的效率。 1.原理 把裂变室放入热中子场中,测出上下裂变涂层裂变比R。然后,在上裂变室涂层上面压上一片探测器,再放入热中子场中。设下裂变室计数为N_(S(下)),探测器上观察到的径迹数为N_T,则探测器探测裂变碎片的效率ε为     

薄塑料径迹探测器的电化学蚀刻

固体径迹探测器的电化学蚀刻法是Tommasion在1970年首先提出的,近几年来这种技术发展很快。此方法是把带有α粒子。裂变碎片和反冲核潜迹的固体径迹探测器薄膜放在蚀刻液中,在薄膜两边加上交变电场。这样蚀刻作用便大为加强,径迹直径可达100μm以上,能用肉眼观察。 但是电化学蚀刻要求薄膜厚度在100μm以上,如果小于100μm,薄膜容易击穿短路,使得电化学蚀刻难于进行。本文描述薄膜径迹探测器的电化学蚀刻方法以及观察到的现象。     

固体径迹探测器法测DF-Ⅵ快中子零功率装置中心的平均裂变截面比~(238)σ_f/~(235)σ_f

平均裂变截面比是快中子反应堆物理研究中的一个重要参数,它可以用来评价和修正截面数据和中子能谱计算。 在过去,主要采用裂变室和活化法测量。六十年代,固体径迹探测器技术获得迅速发展,由于它比较简单,体积小,又可以直接记录裂变碎片,所以很快被用来测量裂变率分布和平均裂变截面比。 本工作是用固体径迹探测器测量DF-Ⅵ装置中心的。     

外测探器中裂变径迹的各种分布

潜伏径迹是进入固体径迹探测器的重带电粒子在其中产生的辐射损伤痕迹;可蚀刻径迹是入射倾角大于临界角θ_C的那部分潜伏径迹;蚀刻后径迹是经过蚀刻剂蚀刻一定时间后在固体经迹探测器中形成的蚀刻坑;可观测径迹是蚀刻后径迹中水平投影大于某最小可观测长度l_(min)的部分。我们用计算模型——分层径迹球法计算外探测器中裂变径迹的各种分布,结果     

裂变径迹探测器及有关参数的确定

本文叙述了平面接触型裂变径迹探测器。以聚碳酸酯、云母和涤纶作为径迹探测固体;裂变物质层为天然铀、~(235)U电镀层和金属钍片。文中进行了公式推导,对径迹探测固体的蚀刻特性作了某些实验研究,同时实验确定了探测效率和射程等有关的参数。     

PETP固体径迹探测器的性能研究

报道了惭烯对苯二酸醌固体核径迹探测器对裂变碎片记录性能的实验研究。在改变温度、蚀刻时间和蚀刻液浓度等条件下测量了裂变碎片迷平均直径的变化。实验结果表明：蚀綮 变化对裂变碎片径迹的影响最大，而浓度和蚀刻的影响不大。同时用低能＾１６Ｏ重离子辐照ＰＥＴＰ探测器，并得到了它的标定曲线。     

固体径迹法测量水泥反射体中~(252)Cf中子源反射中子

叙述了水泥反射体中~(252)Cf中子源反射中子测量实验原理。测量了无反射体、有反射体、本底三种状态下中子引发~(235)U产生的裂变率。并根据裂变率得到实验模型下水泥反射体对中子的反射系数。比较了不同中子源相同实验模型水泥反射体对中子的反射系数,对反射系数随角度变化趋势进行了分析。同时,对固体径迹探测技术进行了研究,探索了最佳蚀刻条件,得到火花放电计数随信号膜质量厚度及蚀刻厚度变化趋势。标定了固体径迹火花自动计数器效率,发展了固体径迹探测技术。     

Denial of shipment of radioactive material

Abstract

Radioactive sources are used globally in a wide range of beneficial applications in the health care industry, in industrial exploration and development, as well as in basic scientific research and discovery. In fact, some 45% of the world’s medical disposable products are gamma sterilised using cobalt-60 in processing plants located around the world. Other vital applications such as cancer treatment, nuclear medicine, oil exploration and industrial radiography routinely and extensively use radioactive sources. In addition, radionuclides and radiopharmaceuticals are used tens of millions of times every year in the diagnosis and treatment of disease in patients globally. The ability to use such radioactive materials in these sectors is dependent on their safe and secure transport both within and between countries, to ensure that both developing and developed countries have access to this technology in a timely and cost effective manner. However, delay and/or denial of shipment of radioactive materials is having a negative impact on the timely availability of this safe and beneficial technology. What are some of the key reasons for denial of shipment? How serious is this issue and what is its impact on industry and the public? What are international agencies, non-government organisations, regulators and industry doing about it? In 2009 and 2010, International Source Suppliers and Producers Association chaired the International Steering Committee on the Denial of Shipment of Radioactive Material. What are some of the key actions that the International Steering Committee has undertaken? What accomplishments have been achieved and what areas still require international effort among key stakeholders? This paper provides industry perspectives on how the issues causing denial of shipment can be addressed, and how dealing with the root causes of denials will have marked positive impact on the industry and public who rely on them each and every day. Further, this paper provides some examples to show how International Source Suppliers and Producers Association and other industry associations such as Industrial Irradiation Association, Council on Radionuclides and Radiopharmaceuticals and Association of Imaging Producers and Equipment Suppliers have and will continue to be actively involved in addressing this issue.     

基于F-AHP的核设施退役中辐射监测设备效用评估

使用AHP层次分析方法,对某核设施退役过程中所使用的六种辐射监测设备的效用影响因素进行等级分层,并结合模糊综合评判法,对每种监测设备进行不同因素综合评判分析。分析认为,电子个人剂量报警器的评判分最高,即电子个人剂量报警器的综合使用效益最高。     

磷酸伯喹的辐射稳定性及其对聚乙烯醇(PVA)辐射裂解的影响

磷酸伯喹经吸收0.75～10Mrad剂量后,在结构上未发现变化。由于喹啉基的共轭,它对能量的转移作用是相当大的,当聚乙烯醇(PVA)中加入磷酸伯喹时,可使PVA的裂解延缓(但对裂解的机理不产生影响)。磷酸伯喹含量以线性关系影响着PVA的各种裂解参数值。     

沟道效应及某些应用的研究

本文介绍沟道-背散射分析的实验装置。用沟道-背散射方法进行了辐射损伤测定、表面组分分析、异质外延层的缺陷分析,得到了一些对半导体材料工艺、集成电路研制的有意义的结果。     

重离子辐照装置控制系统准确性

研究了HIRFL上重离子辐照装置控制系统准确性,结果表明实验系统剂量的准确与剂量率有关,在一定的剂量下要选择合适的剂量率可保持控制系统的准确,同时在考虑精确剂量时,应修正实验数据。     

普雷克斯流程中Np的行为和控制

在后处理流程的众多化学分离中 ,Np的走向和控制是国际后处理界关注的重点研究课题。根据我国和其他国家的研究成果 ,综合分析了后处理中Np的走向和控制。Np在辐照燃料溶解液中的价态分布主要取决于溶解液中HNO3与HNO2 之比 ,通常情况下 ,溶解液中Np(Ⅴ )占主要份额 ;Np在共去污阶段的走向有两种可能 ,一是将Np控制为Np(Ⅴ ) ,使其进入高放废液 (1AW ) ,二是将Np控制为Np(Ⅵ ) ,则Np将与U ,Pu一起进入有机相 ,但两者至今为止都难以实现定量分离。Np在U/Pu分离阶段部分随U ,部分随Pu。在U纯化循环中 ,理想的方法是采用低酸加热氧化Np(Ⅳ )至Np(Ⅴ ) ,以实现与铀的有效分离。     

金的找矿标志——黄铁矿的穆斯堡尔谱

火成岩中浸染状及网脉状金银矿床中,自然金常产在黄铁矿中。破碎带经历多次构造活动,经应力作用改造而成,从而也引起多次热液活动的发生。从玲珑和新城两矿区大量的岩矿鉴定资料来看,其中低温脉旁交代黄铁绢英岩化作用与金的矿化有关。按热液活动的产物,不同的共生组合分为三个阶段:第Ⅰ成矿阶段。银金矿——绢云母——石英菱铁矿——黄铁矿阶段。第Ⅱ成矿阶段。银金矿——绢云母——石英——多金属硫化物阶段。第Ⅲ成矿阶段。     

强^60Co源辐照装置的最佳源棒排列设计及其辐射场的分布

文章提出了在强~(60)Co源辐照装置里,为了获得最佳的辐射场分布,在双栅板源板上,设计出用单一比度源棒的一种理想可行的源棒排列方案。提出了衡量源棒排列设计的标准,即辐射场的不均匀度和累积照射量率的不均匀度。并绘出了等照射量率的分布曲线。     

北京正负电子对撞机工程现状

本文简要介绍了最近半年多来BEPC工程进展情况,对撞机主体部份有关的土建大部接近竣工,1.4GeV直线加速器的安装已完成70%以上。前端250兆电子伏区段已经进入调试阶段,并得到了正电子束,贮存环90%以上的非标设备均已完成,除高频腔尚需抓紧研制外,其余的均在进行单部件测试。输运线已于本月初全部安装完毕。环形部份的安装已开始,自控系统的主要部份已在实验室内建立,并发展了一套电源控制系统的软件,闭轨测量显示系统也正在调试,束测系统的部份探头已进入安装。     

核衰变射线强度和辐射能量的平衡

介绍了核衰变射线强度和辐射能量平衡的计算方法及以＾１９８Ａｕ和β衰变为例说明其实际应用。