气体裂变产物88Kr半衰期测量

为准确测定气体裂变产物⁸⁸Kr的半衰期,本工作从辐照铀靶中分离得到3个放化纯的⁸⁸Kr气体测量源。以⁸⁵Kr作内标监督源,¹³⁷Cs或⁵⁷Co作外标监督源,使用多个HPGe探测器分别采用单探测器位置接力法和双探测器位置接力法跟踪测量⁸⁸Kr 196.3 keV能量的特征γ射线,跟踪时间均在8个半衰期以上,以获得其半衰期数据。对3次独立测量数据用多种方法进行处理,最终得到⁸⁸Kr半衰期测定结果为（2.796±0.015） h。     

~(75)Se和~(113)Sn的KX射线发射几率测量

用54 Mn、57Co、6 5Zn、85Sr、10 9Cd、137Cs等核素发射的KX射线和I(KX) /I(γ)比值法在 5～ 4 0keV范围内对Si(Li)探测器的效率进行了刻度 (不确定度小于 2 % )。在此基础上 ,用Si(Li)X射线谱仪系统和HPGeγ射线谱仪系统对核素75Se和113Sn的主γ射线和KX射线进行了测量 ,获得了75Se和113Sn的KX射线发射几率 ,并与文献报道值进行了比较     

87Krγ射线发射几率的测定

用相对效率为60%的HPGe探测器测量⁸⁷Kr的相对γ射线发射几率和用内充气正比计数管绝对测量⁸⁷Kr放射性浓度。实验上测得了⁸⁷Krγ射线发射几率。其中，402.6keVγ射线发射几率的测量结果为（49.9±1.2）％。      

~(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%)。     

~(142)La活度及主要γ射线发射几率实验测量

利用数字符合方法对短寿命核素142La的活度和641 keV的γ射线绝对发射几率进行了实验测量。142La活度测量结果的合成标准不确定度小于0.46%,641.285 keV的γ射线发射几率测量结果为0.473±0.005(k=1),与《同位素表》第8版推荐数据0.474±0.005的相对偏差为-0.24%。此外,还依据γ射线发射几率测量工作中获取的数据,得到了142La的半衰期为(91.0±0.7)min,与《同位素表》第8版推荐数据(91.1±0.5)min的相对偏差小于0.2%。     

~(161)Tb低能γ射线发射几率的精确测量

利用4疴-γ符合装置和低能光子谱仪精确测量了161Tb衰变γ射线的发射几率。对于25.7 keV、48.9 keV和74.6 keV的低能γ射线,测定结果分别为0.2327 0.0053、0.1700 0.0031和0.1001 0.0019。表明本测量结果的不确定度明显减小。     

147Nd 531 keV γ射线发射几率的精确测量

用4πβ-γ符合装置和HPGe γ谱仪精确测量了 147Nd 531 keV γ射线的发射几率,测量结果为(13.11±0.17)%.与以往报道的数据相比较,本测量结果的准确度明显改善.     

基于内充气正比计数器长度补偿法测量85Kr放射性活度浓度

放射性惰性气体活度浓度的绝对测量是进行其量值传递的基础。为实现放射性惰性气体⁸⁵Kr活度浓度的定值,本工作基于内充气正比计数器长度补偿法,进行了⁸⁵Kr放射性活度浓度的绝对测量。结果表明,在气压56.15 kPa、工作电压1675 V和 1700 V条件下,⁸⁵Kr放射性活度浓度为10.64 Bq/mL,合成标准不确定度为0.60%,与国际先进核素计量实验室关于⁸⁵Kr的测量结果的合成标准不确定度水平相当。     

101Moγ射线发射几率测定

¹⁰¹Mo是裂变燃耗诊断的重要核素之一，它的半衰期短，准确测定¹⁰¹Mo核衰变数据的难度大。本工作采用强度平衡法和全程记录法测量¹⁰¹Mo和¹⁰¹Tc的γ射线发射几率P_γ。¹⁰¹Mo P_γ的强度平衡法测量结果比全程记录法的测定结果高5%，而¹⁰¹TcP_γ的两种方法测定结果在不确定度范围内一致。有关¹⁰¹Mo的γ射线发射几率测量方法及其测定值有待进行进一步研究和测定。      

Half-life Determination of Gaseous Fission Product 88Kr

To determine the half-life of gaseous fission product ⁸⁸Kr accurately, three purified ⁸⁸Kr sources were prepared from irradiated uranium targets by using a radiochemical separation process. With ⁸⁵Kr as the internal monitor, ¹³⁷Cs/⁵⁷Co as the external label sources, both single detector position relay method and double detectors position relay method were applied to track the characteristic 196.3 keV gamma rays by multiple high purity germanium detectors covering more than eight times half-lives. The results from three separate determinations were discussed, and a half-life of (2.796±0.015) h for ⁸⁸Kr was presented.     

固体219Rn源的γ能谱法放射性纯度检验

对利用从铀矿石中提取得到的²²⁷Ac制备的固体²¹⁹Rn源进行了γ能谱分析,确定了²²⁷Ac的4个子体核素²²⁷Th、²²³Ra、²¹⁹Rn和²¹¹Bi的活度,并分析了能对²¹⁹Rn造成干扰的²²²Rn、²²⁰Rn母体核素²²⁶Ra、²²⁴Ra的活度。待²²⁷Ac及其子体达到放射性平衡后,通过测量²²⁷Th的235.97、256.25 keV,²²³Ra的154.21 keV,²¹⁹Rn的401.81 keV,²¹¹Bi的351.059 keV共5条γ射线,最终确定固体²¹⁹Rn源中²²⁷Th、²²³Ra、²¹⁹Rn和²¹¹Bi的活度为（1 069±3）、（1 079±5）、（1 095±13）、（1 096±14）和（11 089±4） Bq,固体²¹⁹Rn源的平均活度为（1 093±8）Bq;通过测量²²⁴Ra子体²¹²Pb的238.632 keV、²⁰⁸Tl的583.191 keV γ射线以及²²⁶Ra子体²¹⁴Bi的609.312、1 120.287 keV γ射线得到²²⁶Ra与²²⁴Ra的平均活度分别为5.12 Bq及0.433 Bq,远低于固体²¹⁹Rn源的平均活度,说明固体²¹⁹Rn源放射性纯度较高。以上结果表明,此源有望制成标准固体²¹⁹Rn源以用于延迟符合法测²²³Ra、²²⁷Ac装置的刻度。     

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。     

60Co γ射线辐照剂量对明胶特性和结构的影响

本文以0～60 kGy ⁶⁰Co γ射线辐照的明胶为对象,研究了辐照剂量与明胶的黏度、胶凝特性、力学性能、蛋白组分、分子质量的关系。结果表明：明胶的特性黏度、相对黏度、凝胶强度、断裂伸长率、分子质量与剂量呈良好的负相关;明胶的γ、β、α链含量随剂量的增加而减少,大分子链的降解伴随着小分子多肽链混合物的增加,相对分子质量分布逐渐加宽;明胶膜的断裂强度升高而断裂伸长率下降;辐照后明胶表面结构致密而平滑。在有限水和无限氧气存在条件下,辐照明胶以降解为主,同时伴随着少量的交联,剂量越大,反应程度越高。     

便携式γ谱仪对137Cs、131I液样探测效率的刻度

便携式γ谱仪主要用于主冷却剂水样中典型核素的现场辅助识别及其活度浓度的测量分析。为确定典型核素特征峰净面积和水样中该核素活度浓度的关系,必须进行源峰效率刻度。本文通过测量¹³³Ba、¹³⁷Cs、⁶⁰Co 3种核素的混合溶液得到效率刻度曲线,然后对不同活度浓度的¹³⁷Cs标准溶液、¹³¹I标准模拟溶液进行测量。结果表明,谱仪均能正确识别¹³⁷Cs、¹³¹I核素,活度浓度测量的相对误差均<10%,初步满足元件破损监测精度和灵敏度的需求。     

镧系元素模拟衰变子体对An_2Zr_2O_7固化体结构及其γ辐照性能的影响

锆基烧绿石An2Zr2O7以优异的抗辐照性能和化学稳定性成为高放废物中锕系核素的理想固化基材,高放废物固化体在长期贮存过程中不断衰变产生衰变子体,必将影响固化体的结构和性能。本文以镧系核素Nd模拟锕系核素Pu、Am,La模拟其衰变子体U、Np,通过溶胶凝胶方法合成了(LaxNd1-x)2Zr2O7模拟固化体。样品经高能γ辐照,辐照剂量为233.78kGy。利用X射线衍射、Raman振动光谱和结构精修方法对辐照前后的系列样品进行了分析。结果表明:(LaxNd1-x)2Zr2O7系列固化体均为单一的烧绿石结构相;固化体的晶格常数随La的增加呈线性增加,晶体结构趋于有序化,意味着衰变子体有助于固化体趋向于更加有序的烧绿石结构。γ辐照和结构精修结果表明,随着子体的增加,An—O48f键长增大,离子键结合力减小,在辐照情况下晶格易发生无序化,抗辐照能力减弱。     

基于碘化钠探测器的闪电γ射线爆发观测研究

本文采用NaI（Tl）探测器搭建了闪电高能辐射地面观测装置并进行了性能测试。于2016年夏季探测到1次自然负地闪过程中的两次回击之前产生的γ射线爆发信号,这是国内首次获得自然闪电高能辐射的实测波形数据。第1次γ射线爆发持续时间为563 μs,第2次γ射线爆发持续时间为353 μs,两次γ射线爆发的截止时间间隔为76.288 ms,与同步观测到的回击电场波形时间间隔一致。经分析发现,梯级先导的负脉冲信号与高能辐射的脉冲信号具有一一对应的特征,表明梯级先导是本次测量所获闪电高能辐射的产生根源。     

空气中γ辐照聚碳硅烷先驱丝的增重特性

利用γ射线在空气中辐照处理聚碳硅烷（PCS）先驱丝,采用凝胶含量、红外光谱、核磁共振、凝胶渗透色谱及理论计算等手段研究了PCS先驱丝在空气中的辐照增重特性。结果表明：吸收剂量为4 MGy时,PCS先驱丝的辐照增重为25.4%,Si-H键的反应程度为86.9%;Si-H键的反应程度与辐照增重呈很好的线性关系,R²=0.9972;在γ辐照作用下,空气中的氧通过与PCS反应形成了Si-OH、Si-O-Si、Si-O-C和C＝O结构而造成PCS先驱丝显著增重。理论计算表明,Si-CH₃上的C-H键与空气中的氧发生反应生成C＝O是增重的主要来源。     

γ射线闪烁体探测器响应函数模型研究

建立了一种可用于γ射线能谱分析的CsI(Tl)闪烁体探测器响应函数(DRF)模型,并对0.05~1.5 MeVγ射线能谱进行了拟合。描述γ射线能谱特征的每个函数均是基于对射线作用机制的分析,采用权重最小二乘法实现了22 Na、60 Co、137 Cs、238Pu实验能谱的拟合,并同时得到了函数中与射线能量相关的非线性参数。最后利用该DRF模型对CsI(Tl)探测器测量152 Eu源的γ射线能谱进行了拟合,结果表明,此DRF模型可较好地应用于γ射线能谱的分析。     

气体裂变产物88Kr的放化分离方法

为了制备满足88Kr核参数测量的样品,本工作研究了88Kr的放化分离方法。以85Kr、125Xe为放射性示踪剂研究了活性炭柱对Kr和Xe的吸附分离条件。结果显示,在0℃下Xe能被活性炭柱快速吸附而Kr不吸附。研制了一套适用于短寿命气体裂变产物分离的装置系统,使用辐照的铀靶进行了88Kr样品的分离。Kr的收率大于90%,Xe及I的去污因子大于1×104,整个操作过程可在5min内完成。