阱型HPGe探测器的效率标定及符合相加效应校正

阱型HPGe探测器是弱放射性测量的重要设备,由于其探测效率强烈依赖样品的几何形状,一般采用标定刻度系数的方法进行放射性核素活度测量.本文采用多种单能γ放射源标定了阱型HPGe探测器的峰效率和总效率,研究了测量条件下的7射线真符合相加效应,最后用已知活度的60Co、133Ba和134Cs多γ源对标定的峰效率曲线进行了扩展和检验.     

182Taγ射线发射概率的测定

182Ta发射低能和高能两组γ射线,半衰期适中,是HPGe探测器效率刻度的合适标准源之一.本工作通过反应堆活化得到了182Ta放射源,制备了VYNS薄膜源.活度由4πβ 4πγ计数相加装置绝对测量,γ射线的发射率由已刻度效率曲线的HPGe探测器测量,从而得到了γ射线绝对发射概率,不确定度为0.6～1.5%.     

反应堆惰性气体监测HPGe γ谱仪效率校准

正为准确确定反应堆气态流出物中主要放射性核素的活度浓度,利用研制的模拟气体源对监测用HPGeγ谱仪进行了效率校准。研制的模拟气体源为1L不锈钢外壁马林杯源,基质材料为聚苯乙烯颗粒,基质装样密度为4.1g/L。模拟气体源含8种单能γ射线发射核素,每种核素活度不同,活度范围为5～100kBq,覆盖的γ射线能量范围为59.54～1 836.06keV。经测试,研制的模拟气体源均匀、稳定,满足效率校准需求,其中源均匀性为1.6%。利用研制的模拟气体源校准了HPGeγ谱仪     

壳源法放射性废物桶作为SGS装置校准源的可行性

由于均匀的大体积放射性废物桶制备困难,放射性废物桶分段γ扫描（SGS）装置的活度探测效率多采用间接的方式进行刻度。壳源法制备的废物桶以线状源为核心,制备简单,结构灵活,是最佳的间接方法之一。本文通过对均匀填充型放射性水溶液桶和壳源法制备的放射性废物桶测量比较,证明壳源法制备的放射性废物桶在进行SGS装置探测效率刻度时与均匀桶是等效的,可作为此类装置探测效率的校准源。     

中国先进研究堆实验室HPGe探测器无源效率刻度方法研究

针对中国先进研究堆（CARR）实验室目前现有的HPGe探测器,使用无源效率刻度方法对其探测效率进行了理论计算,比较了不同能量和样品体积下蒙特卡罗方法和数值积分方法计算的探测效率。测量了探测片（点源）和堆水池池水（体源）,实验测量结果和计算结果符合良好,验证了无源效率刻度方法的可行性及所建模型的合理性,与采用标准源刻度的实验方法相比,该方法突破了各种限制,减少了标准源的制备工作,节省了大量的实验成本和时间,拓宽了HPGe探测器的使用范围。     

用气体符合测量装置测量~(133)Xe活度

正为解决裂变燃耗诊断、核燃料元件破损监测以及反应堆排出物监测等放射性气体测量中对~(133)Xeγ射线81keV低能点的效率刻度问题,建立了放射性惰性气体活度符合测量装置,并开展了气体活度测量以及~(133)Xe气体模拟源研究。测量装置采用β-γ符合方法,测量~(133)Xe气体活度。探测     

井式HPGe探测器测量放射性氙活度方法研究

介绍了用井式HPGe探测器测量氙同位素气体活度的方法.在研制了塑料管型γ源盒和样品转移制源平台的基础上,通过测试CTBT惰性气体氙传递实验比对样品对井式HPGe探测器进行了效率标定.对于133Xe81 keVγ射线,测量24 h,系统的活度探测限达到了10.2 mBq.     

激光三维扫描γ谱仪无源效率刻度

为解决非规则几何体样品的γ放射性活度测量的效率刻度问题,探讨了一种无源效率刻度新方法。该方法通过激光三维扫描建立测量对象的几何模型,利用点源对HPGe探测器进行表征获得探测器的关键参数如晶体尺寸。将几何模型离散成许多立方网格体,利用数值积分方法计算效率刻度因子。测试结果表明,该方法能够适用于不规则几何体样品的效率刻度因子计算。     

利用MCNP模拟气体裂变产物混合源的γ剂量率

西安脉冲反应堆辐照铀靶后,抽取Kr、Xe裂变气体,通过活性炭吸附于气体源盒内。HPGe γ谱仪测量源盒内混合气体活度,塑料闪烁探测器测量γ剂量率。将源盒、塑料闪烁探测器的几何结构、材料作为蒙特卡罗程序（MCNP）输入信息,模拟塑料闪烁探测器对源盒中核素活度与其γ剂量率对应关系,结合HPGe γ谱仪所测活度得到剂量率模拟值,结果与实测值偏差小于6%。该工作说明在已知放射源空间结构、放射性核素种类和活度的情况下,采用MCNP模拟计算复杂气体放射源γ剂量率的方法是可行的。     

大面积圆形探测器的刻度方法

一、引言 利用大面积或中等面积的探测器测量放射性强度或表面放射性污染时,一定要对仪器进行适当的刻度,以定出探测器的探测效率或仪表总换算系数。探测效率与很多因素有关,原则上应当用与待测样品相同的核素制成的大面积(面积与探测器窗相同)校准源,在实际测量条件下进行刻度。这在实际上很难做到。因为制作各种核素的不同尺寸的大面积校准源(或参考源)成本很高,又不易做得均匀,准确确定其放射性(强度或单位时间向2π方向出射粒子数)也较复杂。而小面积或点状校准源却比较容易制备,成本也     

模拟气体标准源法校准反应堆惰性气体监测仪效率

为准确校准惰性气体监测仪对气体源的γ射线全能峰效率,制备了以可发性聚苯乙烯（EPS）颗粒为基质材料的马林杯放射性模拟气体标准源,模拟气体标准源装样密度为4.1 kg/m³,其中含²⁴¹Am、¹⁰⁹Cd、⁵⁷Co、⁵¹Cr等8种单能γ射线发射核素。利用该模拟气体标准源,对反应堆惰性气体现场监测仪的HPGe探测器γ射线全能峰效率进行了校准,校准覆盖能区为60～1836 keV,校准的效率标准不确定度最大为4.4%。同时采用点源代表点法进行了效率校准,并将模拟气体标准源与代表点位置处的点源效率校准结果进行对比,发现在校准能区内二者的效率比不为常数,效率偏差最大达28%,通过效率传递系数可减小偏差,且可得到效率传递系数拟合曲线。最后在81 keV能量点处,得到模拟气体标准源与标准气体源的效率比为1.26,此值可作为模拟气体标准源的实际应用参考。     

裂变气体核素γ射线效率刻度中的自吸收校正

针对裂变气体核素HPGe探测器效率刻度中的自吸收校正问题,本工作详细描述了源盒、探测器和源物质等计算中需要的参数,按照实际的几何布局建立了HPGe探测器效率的蒙特卡罗计算模型,并编制了相应计算程序。计算模型可靠性得到实验数据的验证,用该模型计算了裂变气体核素在不同源介质下的探测效率,得到了相应的自吸收校正因子。     

~(88)Kr γ射线发射几率的测量

利用轻质海绵为填充材料,采用小体元分割法制备混合标准源,完成了高纯锗γ探测器对放射性气体源效率的校准。采用活性碳低温吸附法从235 U的裂变产物中快速提取放化纯88 Kr,并制成气体密封源,采用上述校准的高纯锗γ探测器对其进行了实验测量。利用放射性暂时平衡原理,通过子核88 Rb的活度计算得到了88 Kr的活度,进而计算出88 Kr各γ射线的发射几率,其结果的不确定度与评价值相比明显降低。     

桶装核废物SGS检测层间串扰校正技术

分层γ扫描技术是针对桶装核废物样品定性、定量无损检测与分析的一种重要方法。分层γ扫描时,探测器在测量当前层的时候会受到临近层放射性的干扰,层间串扰是导致样品核素总量检测值与实际值产生较大误差的重要因素之一。通过层间补偿的方法确定核废物桶每层样品的校正系数,采用蒙特卡罗(Monte-Carlo,MC)模拟与实验测量对探测张角覆盖废物桶的体积重叠部分进行准确校正。实验结果表明,废物桶样品校正值与实验值误差均在10%以内,精确度提高了5%。在测量和计算误差存在的条件下,可以准确估计出放射性废物桶内核素放射性活度,提高检测精度。     

HPGe探测器死层厚度及点源效率函数研究

在层析γ扫描分析方法的效率矩阵求解过程中,建立准确尺寸的HPGe晶体计算模型对所求的探测器效率矩阵准确性有很大影响。在使用原始的实验探测器晶体尺寸建立的模型进行探测效率计算时,发现计算与实验所得的探测效率最大误差达19%。调整探测器计算模型的死层厚度可使计算结果准确度得到很大改善。研究发现,死层厚度与各测量点相对误差平均值存在线性关系,在此基础上提出一种可快速确定最优死层厚度的修正方法。使用调整后探测器晶体尺寸,计算出不同位点源位置不同射线能量下的探测效率,拟合出探测效率与点源位置及射线能量的函数关系,用于快速求得探测效率矩阵。     

基于虚拟点探测器模型的HPGe探测器体源效率刻度

基于虚拟点探测器（VPD）模型应用平方反比定律,介绍了一种通过点源模拟实验进行HPGe探测器对圆柱体源样品的峰效率刻度方法。实验验证表明：在一定范围内利用该方法对圆柱体源进行效率刻度是合理可行的,并能获得较好的刻度结果,该方法可操作性强,可应用于工程实践。     

平板高纯锗探测器几何参数修正的解析方法

本文推导了1个用于计算平板高纯锗探测器对点源发射光子的探测效率的数值积分公式,并应用此积分公式进行了高纯锗探测器的几何参数修正。将²⁴¹Am、¹³⁷Cs点源分别置于平板探测器前端的不同距离（1~20 cm）处进行实验测量,以探测效率的实验结果为拟合真值,利用积分公式通过加权最小二乘拟合获得该探测器的几何参数。将修正后的参数应用于MCNP模拟计算,对59.5及661.6 keV光子,在1~20 cm探测距离范围内,探测效率的模拟值与实验值之间的相对偏差<1%。研究表明,此解析方法实现了对探测器几何参数的快速修正,结果准确可靠。     

惰性气体流出物离线监测仪的三种效率校准方法研究

介绍了3种替代的效率校准方法,并分别用它们计算1台HPGe谱仪测量1枚等效气体源时的探测效率曲线。蒙特卡罗（MC）法建立的探测器模型中所用尺寸参数为厂商提供的值,其计算结果不可靠,与实验值的最大相对偏差达130%。数值积分法和代表点法皆用了1枚多γ核素标准点源,同时还借助了MC模拟计算。当γ射线能量在60～1 836 keV范围时,代表点法计算结果的相对偏差≤±6%,数值积分法计算结果的相对偏差≤±4%,这两种方法均能满足现场工作对不确定度的要求,其中代表点法更易实施。     

~(87)Kr γ射线发射几率的重新测定

在以往87Kr的测量实验中,壁效应校正和HPGe探测器效率刻度结果不确定度均较大。本工作针对存在的问题,改进了实验装置,准确进行了壁效应校正,用长度补偿法测得了放射性活度浓度为100.87(1±0.86%)Bq/mL;重新设计加工了能准确标定HPGe探测器效率的源盒,测得87Kr402.6keVγ射线的发射几率为49.46%(1±1.9%)。