CTBT气溶胶γ能谱的能量漂移校正方法

CTBT放射性核素台站气溶胶样品通常采用HPGe γ谱仪系统测量,能量刻度是核素识别的关键。针对放射性核素台站气溶胶γ能谱存在的能量漂移问题,提出了一种基于²¹²Pb、²¹²Bi、²⁰⁸Tl、²¹⁰Pb、⁴⁰K和⁷Be等天然放射性核素γ射线的能量漂移校正方法。测试结果表明,该能量漂移校正方法能有效校正能谱中γ峰能量偏差。     

基于数字脉冲成形技术的HPGeγ谱仪系统研究

为满足高能量分辨率γ能谱测量要求,设计了基于数字脉冲成形技术的HPGe γ谱仪系统。该系统由前端电路、数字信号处理模块和上位机软件3部分组成,实现了8192道能谱测量。本文对前端电路的设计及数字脉冲成形参数的选择进行了介绍,并用⁶⁰Co、¹³⁴Cs、¹³⁷Cs和¹⁵²Eu源对该系统进行了初步测试。测试结果表明,基于数字脉冲成形技术的HPGe γ谱仪系统对1 332 keV能量峰的能量分辨率为1.8 keV;¹⁵²Eu特征能量峰与相应道址的线性拟合参数R²=0.999 993。该系统可满足高能量分辨率γ能谱测量要求。     

在线式放射性液态流出物监测仪研制

本文针对核设施中液态流出物关键伽马核素⁶⁰Co、¹³⁷Cs的测量,采用自主专利等多项技术设计样机,基于NaI(Sodium Iodide)闪烁体探测器的自动核素识别,开发了探测灵敏度更好、质量更轻便且满足通用的建筑承载能力的在线式液态流出物监测装置。设计加工集成的样机经过能量刻度、效率刻度、感兴趣区自动划分核素识别测试,并通过国家一级计量站校准测试,经过超过500多小时实验,其性能稳定可靠,具有核素识别能力,测试显示⁶⁰Co、¹³⁷Cs探测限小于0.088 Bq/L。对比国内传统监测技术,质量减轻接近1个数量级,探测灵敏度提升超过2个数量级,监测技术及其样机从技术能力而言也适用于饮用水伽马关键核素活度浓度监测。     

核燃料棒芯块235U丰度检测方法研究

核燃料棒中UO₂芯块的²³⁵U丰度检测是保证核反应堆正常运行的重要环节,根据铀样品能谱谱形,通过迭代拟合算法精确选取目标信号的能量范围,减少了测量精度受UO₂芯块年龄的影响,扩大了目标信号能量选取范围,基于小波变换法,过滤无关频率信号,提高了突变信号的识别精度,进一步提高了检测速度。通过模拟存在异常丰度芯块燃料棒检测验证了方法的可行性。     

FL-PFS法快速识别γ谱中低计数率核素

探讨了一种基于模糊逻辑与概率因子迭加算法识别γ谱中低计数率核素的分析方法。对²⁴¹Am、¹³³Ba、¹³⁷Cs、⁶⁰Co、¹⁵²Eu五种核素不同测试时长的多核素实测谱进行测试。结果表明,本算法随着迭加次数的增加,核素识别率迅速上升。概率因子迭加次数达到15次以上时,核素识别准确率增长趋势变缓,对不同测试样本的识别率均在98%以上。该算法比传统算法具有更高的识别率,尤其在对多核素混合的复杂核素谱识别方面表现出较强的优势。     

低本底高分辨测量技术在16N衰变的出射α粒子测量中的应用

¹⁶N的β延迟α衰变能谱在E_c.m.≈1.2 MeV处有一低能峰,该α峰的形状和高度可用于约束¹²C(α,γ)¹⁶O反应截面的E1部分,对其进行测量具有重要意义。本工作尝试采用重离子注入法对其进行测量,在兰州重离子加速器国家实验室RIBLL1放射性束流线上产生了¹⁶N放射性束流并将其注入到双面硅微条探测器(DSSD)中,利用DSSD对其β延迟α能谱进行了测量。通过选用薄的DSSD探测器、DSSD正反面能量符合关系以及DSSD点火数约束等方法,显著减小了¹⁶N衰变产生的电子对α能谱测量的干扰,将α能谱的测量阈值降低到800 keV左右,成功观测到了E_c.m.≈1.2 MeV处的低能峰。该方法为间接研究¹²C(α,γ)¹⁶O反应率开辟了一条新的实验方法。     

基于G(E)函数法的就地NaI谱仪剂量率测量

在核应急监测中常用NaI谱仪实现剂量率的监测和γ放射性核素识别。本研究利用G(E)函数法对一款3″×3″的NaI谱仪进行能谱-剂量直接转换的刻度。利用¹⁵²Eu、¹³³Ba、²⁴¹Am、¹³⁷Cs、⁶⁰Co标准点源获得不同能量下的标准能谱数据,并采用Geant4程序计算其他能量下的能谱数据,实现能谱信息与空气吸收剂量率的转换。结果表明,在一定的剂量率范围内,采用G(E)函数法实现能谱信息与剂量率的转换结果可以接受,满足应急监测要求。     

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。     

γ探测器水下就地测量比计数率及有效探测距离MC计算

选取¹³¹I、¹³⁷Cs、⁴⁰K、²⁰⁸Tl等核素所发射的不同能量的γ射线,通过MC模拟,获得三种闪烁探测器在就地测量时获取的水体中放射性核素的γ能谱。以此为基础获取其全能峰比计数率随测量水体半径变化的情况,最终获得比计数率饱和值及有效探测距离随射线能量的变化趋势,并得到闪烁探测器用于海洋放射性污染监测时的布放深度。通过MC模拟获得多种闪烁探测器对不同放射性核素的比计数率及有效探测距离,为海洋放射性监测提供参考。     

能谱-剂量转换法用于环境辐射剂量测量

为准确测量环境水平剂量率,基于无卷积全谱转换法,通过测量X/γ能谱和剂量率,开展能谱-剂量转换系数求解并实现能谱-剂量的转换。结果表明,能谱-剂量法计算剂量率与实测剂量率的残差近似为0,证明该方法在能谱-剂量求解过程自洽;在¹³⁷Cs、⁶⁰Co标准参考辐射场下的剂量率线性测试结果与标准值的最大相对误差为±10%,表明无卷积全谱转换法用于能谱-剂量转换系数的求解可行。     

BaF2闪烁体探测器信号数字化方法研究

应用数字化方法对BaF₂闪烁体探测器脉冲信号进行了研究,信号的测量通过FADC和计算机系统实现,并对所采集的脉冲波形进行了离线分析。通过计算脉冲波形的面积提取了射线的能量信息,重建了能谱,并与传统电子学模拟信号测量方法得到的能谱进行了比较;应用过阈定时方法提取了脉冲的时间信息,测量并给出了4πBaF₂探测器系统的时间分布谱;应用脉冲形状甄别法对α粒子和γ射线进行了鉴别研究,根据脉冲信号快/慢成分比的差别清楚地将α粒子从γ射线中鉴别开来。本工作为在γ全吸收型4πBaF₂探测器系统中应用FADC进行多通道、多参数、大数据量数字化数据获取积累了经验。     

提高HPGe γ能谱法测量131Xem和133Xem探测灵敏度的方法研究

放射性氙同位素（¹³¹Xe^m、¹³³Xe^m、¹³³Xe和¹³⁵Xe）具有化学惰性、裂变产额大、易释放的特点,是监测核试验尤其是地下核试验最关键的核素之一。¹³¹Xe^m和¹³³Xe^m的γ射线发射概率小,X射线能量完全相同,致使HPGe γ能谱法测量¹³¹Xe^m和¹³³Xe^m活度的探测灵敏度低。针对这一技术难题,本文研究建立了¹³¹Xe^m和¹³³Xe^m活度测量的X/γ射线交互分析方法。利用贝叶斯方法推导了γ能谱中净峰面积概率分布,根据得到的¹³¹Xe^m和¹³³Xe^mX射线和γ射线净峰面积分布构建了活度分布的似然函数,采用最大似然法得到了¹³¹Xe^m和¹³³Xe^m活度。相对于仅用γ射线分析,提高了¹³¹Xe^m和¹³³Xe^m的探测灵敏度。     

γ能谱法分析放射性核素时对γ射线全能峰干扰的修正

针对在中核集团公司核电厂和“两厂两院”环境监测实验室比对中γ能谱分析存在的γ射线全能峰干扰问题,开展土壤中铀、钍、镭、钾、铯等γ核素测量实验。天然土壤标准源对谱仪进行效率刻度时,分析γ射线特征峰是否受到其它射线干扰,对受到干扰的γ射线通过修正代入效率计算的核素活度值以实现效率的拟合。由谱仪分析软件分析样品核素活度时,当利用不同特征γ射线计算的核素活度相差较大时,应进行活度修正。分析用于核素活度计算的γ特征峰(如²³⁵U 185.7 keV,²³⁸U 92.6 keV)受到的干扰峰,计算干扰峰对测量能谱峰(重峰)活度贡献,扣除干扰峰活度,即为γ特征峰贡献,由此给出样品核素活度值。这种方法在中核集团土壤样品比对中报出的²³⁸U、²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K和¹³⁷Cs数据全部合格。     

兰州大学的中子发生器研制及应用展望

1988年兰州大学成功研制了3×10¹² s^-1的ZF-300强流中子发生器,主要用于核数据测量、材料辐照损伤等研究。为进一步开展活化法中子核数据测量、裂变物理等研究,兰州大学启动了基于倍压加速器的ZF-400强流中子发生器研制工程,该中子发生器的设计指标为D束流能量400 keV、D束流强度大于30 mA、D-D中子产额大于5×10¹⁰ s^-1,D-T中子产额大于5×10¹² s^-1。在裂变物理研究方面,已成功发展了描述裂变核断点裂变势的势驱动模型(potential-driving model),并开展了中子诱发典型锕系核素裂变发射中子前裂变产物的质量分布计算研究;将potential-driving model植入Geant4程序,发展了用于裂变发射中子后裂变产物质量分布、动能分布、裂变中子能谱等模拟的蒙特卡罗方法,并开展了可靠性评估研究;研制了一套用于裂变产物实验测量的双屏栅电离室(TFGIC),并完成了初步实验测试。在中子应用技术方面,为满足小型...     

TRPO萃取单酰胺反萃/α能谱法分析低放废液中的237Np、239+240Pu、241Am、244Cm

采用TRPO萃取—单酰胺(NA)反萃—电沉积制源,以α谱仪测定²³⁷Np、^239+240Pu、²⁴¹Am、²⁴⁴Cm等常见核素的活度。该方法在事故应急监测以及液态流出物监测中,对低放废液中上述主要α核素的定性识别和定量分析有较好的应用。     

220Rn子体气溶胶粒径分布测量的方法研究

应用ELPI系统、α谱仪和能量甄别法测量程序,建立了1套²²⁰Rn子体气溶胶活度粒径分布的测量方法;利用该方法收集了南华大学²²⁰Rn实验室不同粒径的²²⁰Rn子体气溶胶,并进行了²²⁰Rn子体气溶胶活度粒径分布测量。实验结果表明：ThB气溶胶的活度中位粒径(AMAD)平均值为237 nm,ThC气溶胶的AMAD平均值为245 nm。该方法简便易行、测量周期短,能实时得到²²⁰Rn子体气溶胶粒子数粒径分布的情况,能同时得到ThB和ThC气溶胶的活度粒径分布情况,且能谱法的测量精度也相对较高。     

基于Windows CE的便携式核素识别仪的设计

为满足便携测量γ能谱并识别核素的功能要求,设计了一种基于Windows CE的手持便携式γ能谱核素识别仪。为了达到快速、准确识别核素的目的,根据Windows CE系统的轻便、性能稳定及功能丰富的特点,采用了基于RISC微处理器(Advanced RISC Machine Cortex-A8,ARM)的S5PV210嵌入式核心板作为主控板,定制底板、外扩通讯接口等,使得仪器轻巧便携、操作方便以及低功耗。在整机平台测试中,对处理程序中运用萨维茨基第一类滤波器的谱线光滑,对称零面积法寻峰以及核素识别等效果进行了评估。实验结果表明:仪器能快速、准确识别基本核素。     

基于概率神经网络的放射性核素快速识别方法研究

针对传统神经网络在核素识别中训练效果弱,易陷入局部极小、收敛速度慢等问题,提出了基于概率神经网络的核素识别方法,采用样本的先验概率和最优判定原则对新的样本进行分类。该方法利用能谱预处理过程获得的谱峰宽度、特征能量射线强度、峰面积等特征信息建立训练与测试样本,采用训练样本对概率神经网络模型进行训练,并进行了分类识别仿真实验。通过CZD探测器对3种核素不同组合的实测能谱进行测试,并与传统的神经网络算法进行对比表明:此方法具有较高的识别效率及准确率,可应用于安全监控、失控放射物探测等快速核素识别领域。     

基于金刚石超短超强激光脉冲X射线剂量仪研制

基于金刚石探测器研制了脉冲X射线剂量测量仪，并对其性能进行进一步研究测试，使用蒙特卡罗软件FLUKA对测量仪进行了全装置建模，基于该模型完成了能量和角响应模拟。在中国计量科学院对仪器进行了实验校准，实验内容包括仪器对于¹³⁷Cs、⁶⁰Co的能量响应以及剂量率响应校准，以及仪器对于¹³⁷Cs的角响应校准，结果表明仪器输出电流与剂量率具有较好的线性，仪器未表现出明显的饱和现象，且仪器对¹³⁷Cs具有较好的角响应，最大差异不超过18%。基于3、6 MV电子脉冲加速器和“XG-III”等激光装置开展了相关验证实验，获得了与Unidos标准电离室、TLD较为一致的结果，最大误差分别为7%和36%。基于以上模拟和实验，进一步验证了本仪器应用于超短超强激光装置致脉冲辐射场剂量实时测量的可行性，为此类脉冲辐射场提供了剂量率测量手段。     

α能谱法测量222Rn/220Rn气体活度浓度过程中的拖尾修正

α能谱法是环境中²²²Rn/²²⁰Rn气体活度浓度测量的重要方法之一。吸收层及探测器能窗等导致的α能谱低能拖尾是影响²²²Rn/²²⁰Rn活度浓度准确测量的重要因素。为修正α能谱法对²²²Rn/²²⁰Rn气体活度浓度的测量结果,本文从原理上探讨了拖尾形成的原因及其对²²²Rn/²²⁰Rn气体活度浓度测量的影响。结合商用测氡仪,实验修正了²²²Rn/²²⁰Rn气体活度浓度的测量结果,对修正前后的结果进行了实验比对。研究表明,经准确刻度后的修正因子和刻度因子能很好地用于修正²²²Rn/²²⁰Rn气体活度浓度的测量结果,保证了测量结果的准确性。建议在对α能谱法测量²²²Rn/²²⁰Rn气体活度浓度的仪器进行刻度检定时,必要情况下需对拖尾修正因子和刻度因子进行适当刻度。