环境样品自吸收因子的计算和实验测定

用γ谱仪分析大体积环境样品时,需要作自吸收修正。本文介绍用蒙特卡洛方法,计算以水、土壤、铝、铁为基质,直径为7.5cm,高为2、4、6、8cm的圆柱形体源在50—3000keV能区内的自吸收因子。在100—3000keV能区,考虑了Ge(Li)晶体影响的自吸收因子f_1与考虑了晶体及其死层和包装材料影响的自吸收因子f_2相等,它们均大于不考虑上述影响因素时的自吸收因子f_0;对于不同的基质,f_1、f_2与f_0之间的差别小于4.4％(不包括铁时小于2.1％)。在50—100keV能区,f_1与f_0近似相等,其偏差小于1.56％(不包括铁时小于0.93％);f_2与f_0之间的偏差可达10％(不包括铁时小于5％)。用NaI(Tl)代替Ge(Li)时,自吸收因子的变化小于0.23％。为了检验计算结果,用~(152)Eu点源模拟测量有基质和无基质时的体源效率,得到自吸收因子的实验值f_实,与计算值f_计相比,在2.6％之内一致。文中给出了几种不同成分、不同密度基质的体源在50—3000keV能区的自吸收因子f与线减弱系数μ_s的关系曲线,以及用实验方法确定待测样品基质的线减弱系数,以便用于环境样品测量中进行自吸收修正。     

蒙特卡洛法计算γ谱仪的源γ总效率

叙述了蒙特卡洛法计算γ谱仪源γ总效率和体源自吸收因子的基本原理及主要公式，采用了立体角加权技术。用Ｑｕｉｃｋ Ｂａｓｉｃ语言编制了ＨＰＧｅ深测器对“Ｍａｒｉｎｅｌｌｉ Ｂｅａｋｅｒ”型体源的计算程序。计算中细考虑了源盒，真空壳，死层及Ｐ型芯等影响，程序可给出源γ总效率，立体角因子，自吸收因子，γ射线穿过源，晶体等的几何距离和γ射线穿过源的等效距离等结果，计算结果与文献和实验作了比较。     

14MeV中子在φ600mm贫化铀球中造钚率测量

使用中子活化技术对２３８Ｕ（ｎ，γ）２３９Ｕ反应产物２３９Ｕ衰变后的２３９Ｎｐ子体的２７８ｋｅＶγ射线的绝对测量，获得了１４ＭｅＶ中子在６００ｍｍ贫化铀球中的造钚率。其实验测量值为２．４６±０．０９。２７８ｋｅＶγ射线用高纯锗探测器测量，探测器的有效计数效率用２４３Ａｍ源刻度。６００ｍｍ贫化铀球由７层贫化铀球壳组成，球心有一８０ｍｍ源腔，总重约２．１ｔ。     

基于概率密度的面源刻度法对碘盒中131I的定量监测

本文引入概率密度函数,对¹³¹I特征γ射线的面源效率与高度进行函数关系拟合,采用积分法对非均匀分布碘盒体源进行效率刻度,然后根据正反放置下的效率比值K与分布参数α联立构建数学模型,确定了碘盒中¹³¹I的活度。为了验证该方法在实验中的可行性,通过对气态碘采集实验获得的非均匀碘盒样品进行分析,采用概率密度面源刻度方法得到的碘盒总活度与碘盒拆解-搅拌-回填处理得到的总活度比较,以¹³¹I特征γ射线364.48 keV为分析射线,两者的均匀偏差为5.71%,最大偏差为8.54%。结果表明：通过概率密度函数的面源刻度方法,可以快速、方便地获得不均匀分布碘盒的探测效率,为实现气态碘的定量监测提供一条可行的途径。     

蒙特卡洛洁计算γ谱仪的源γ总效率

叙述了蒙特卡洛法计算γ谱仪源γ总效率和体源自吸收因子的基本原理及主要公式。采用了立体角加权技术。用ＱｕｉｃｋＢａｓｉｃ语言编制了ＨＰＧｅ深测器对“ＭａｒｉｎｅｌｌｉＢｅａｋｅｒ”型体源的计算程序。计算中仔细考虑了源盒、真空壳、死层及Ｐ型芯等的影响。程序可给出源γ总效率，立体角因子，自吸收因子，γ射线穿过源、晶体等的几何距离和γ射线穿过源的等效距离等结果。计算结果与文献和实验作了比较。     

HPGe探测器对圆柱型体γ源效率刻度的经验公式

介绍了HPGeγ探测器的圆柱型体源效率刻度的经验公式。利用单能量γ射线放射性源141Ce(145.4keV)、51Cr(320.8keV)、198Au(411keV)、65Zn(1115.5keV)的水介质体源对经验公式进行了检验。结果表明,用经验公式计算的相对效率与实验结果的相对偏差在5%以内,证明了该公式的实用性。     

中子活化分析中钐与铀的相互干扰

在钐与铀的不破坏中子活化分析中主要测量46.4小时~(153)Sm的103.2keVγ的光峰和56.4小时~(259)Np的277.6keVγ的光峰。但是,在~(239)Np的衰变中,由于内转换还有较大的几率发射99.5与103.7keV的X射线(~(239)Pu),它们与~(239)Np的106.1keVγ严重干扰钐的测量。用SCORPIO/SPECTRAN软件包中的γ谱单峰分析程序分析由SCORPIO-3000计算机程控Ge(Li)γ谱仪测得的经中子活化的纯铀的γ(X)谱,在所得的结果中,     

无源效率刻度法测量高浓铀浓缩度

利用HPGe谱仪测量了高浓铀样品γ谱,分析γ谱中235U的特征γ射线163和186 keV以及238U的特征γ射线1 001 keV的峰面积。利用ISOCS软件建立测量模型,对这几条γ射线进行了无源效率刻度。实验结果显示,测量值与参考值相差+1.1%,其误差主要来源于无源效率刻度计算和峰面积计算。     

铀样品自吸收修正因子与样品质量的相关性

探讨了中子活化法检测燃料棒235U富集度均匀性过程中,不同丰度铀样品γ射线自吸收修正因子与样品质量之间的相关性。采用装于相同规格样品盒的不同丰度和质量的铀样品,将一块发射多个γ射线的标准点源(152Eu+137Cs)放置在准直器上,用HPGeγ谱仪测量样品不同能量γ射线的自吸收修正因子F。将自吸收修正因子F与样品质量m进行回归分析,得到F-m直线回归方程,用此方法得到的修正因子对中子活化分析测量模拟样品丰度时的活度进行修正,分析结果与质谱法分析结果之间的偏差小于1‰。     

高纯锗探测器探测效率研究

利用系列标准γ射线源对高纯锗探测器的探测效率进行了各种测量,与蒙特卡罗计算程序相结合,对于高纯锗探测效率进行了分析和讨论.计算效率与测量效率在4%以内吻合.在一定探测距离条件下面源与点源的探测效率在1%以内吻合,而且面源的自吸收可以用平行束在材料中的自吸收来计算;当面源靠近探测器时,由于γ射线的倾斜入射,这种方法就不适用了,需要用蒙特卡罗方法进行自吸收较正.     

活化法区分浓缩铀与贫化铀数值模拟研究

铀材料的辐射探测方法是核查技术研究的重要内容,主动法是铀材料探测的有效方法之一.论文利用MCNP程序计算分析了活化法区分浓缩铀和贫化铀的可行性,研究表明通过铀材料的裂变率-慢化体厚度的关系曲线能够判断是贫化铀还是浓缩铀.计算分析了~(252)Cf和14MeV中子源在铀材料探测中的优缺点,结果表明~(252)Cf中子源优于14Mev中子源.最后从测量的角度,重点分析了探测对象--缓发γ射线和缓发中子,分析表明探测缓发中子优于缓发γ射线.     

大量铀溶液中~(237)Np含量的γ谱法测量

研究建立了γ谱法直接测定大量铀溶液中2 3 7Np的方法。利用2 3 7Np在 86keV附近的γ射线峰扣除其子体2 3 3 Pa的影响 ,可以定量测定2 3 7Np。铀溶液中的大量铀对 86keV附近的γ射线有较强吸收 ,86keV附近峰面积的对数与铀浓度呈线性关系 ,用最小二乘法进行拟合线性 ,对铀的影响加以校正。     

133Ba活性炭滤盒自吸收修正方法研究

为了¹³³Ba滤盒体源活度的准确定值以及提高对碘监测仪探测效率刻度的准确性,本研究采用粒径为20~40目,堆积密度为0.47 g/cm³的优质椰壳活性炭,对体源不同活性炭层厚度的自吸收修正进行研究。使用MCNP蒙卡模拟程序,计算面源在不同活性炭层厚度t下的探测效率ε_t,以及无填充介质时的探测效率ε₀,建立随活性炭层厚度变化的自吸收修正曲线F（t）,并通过实验验证模拟计算结果的有效性。通过模拟计算与实验,得到了面源在不同活性炭层厚度下的活性炭自吸收修正因子F（t）,结果表明,模拟计算与实验结果相差在1%左右符合。对于¹³³Ba的356 keV γ能点,得出滤盒中活性炭的自吸收修正因子F（t）,给出了活性炭滤盒体源自吸收修正的技术方法,并采用自吸收修正因子F（t）对自制的¹³³Ba活性炭滤盒体源的自吸收修正进行了理论计算,与实验测量结果比较,两者在2%以内符合,可利用实验得到的自吸收修正曲线F（t）进行活性炭滤盒体源的自吸收修正。     

阈探测器活化γ射线测量技术研究

采用实验测量和蒙特卡罗计算相结合的方法,较为系统地研究了在小空间、弱高能中子场等特定实验条件下的阈探测器测量技术。主要研究了γ射线自吸收、中子自屏蔽、阈探测器之间的扰动影响以及散射本底中子等因素。获得了自吸收、自屏蔽随活化箔厚度不同的变化规律。研究结果表明,选用合适厚度的活化片,可降低实验系统误差。用屏蔽法检验了散射本底中子影响,高阈能探测器本底中子的影响很小。     

可移动式高分辨率分段γ扫描现场测量装置的研制

描述了１台用于核设施、核材料现场测量的可移动式高分辨分段γ扫描装置。本装置用７５Ｓｅ和１６９Ｙｂ作为透射源测量样品对γ射线的透射率，采用近立体角三维自吸收校正模型计算样品自吸收校正系数ＣＦ（ＡＴ），较准确计算出样品对γ射线的自吸收校正量。本装置适合于准确测定中低密度非均匀核返料和核废物中核材料含量或裂变产物的含量，对２３５Ｕ硝酸铀酰均匀介质的盲样，测量结果与控制电位库仑测定的标准值之偏差小于１．４％。     

替代241Am低能光子源的准单色X射线机的研制

研究了用滤光片法产生50～60 keV的准单色X射线的条件,对输出的X射线进行了数种金属滤光片实验研究,选出合适的滤光片,通过实验对准直器的机械结构进行了确定。采用自行设计委托加工的X射线管、准直器和购买的高压电源,组装成符合实验要求的X射机。该装置输出了50～60 keV能量段的准单色光谱,在料位计上能替代²⁴¹Am低能光子源。     

铀基体中~(237)U208keV γ射线发射率的精确测定

运用高比放射性177Lu及主要γ射线能量(208.3664keV)与237U208.000keVγ射线的高度近似性,对U样品中208keVγ射线发射率测量中的自吸收效应,进行了校正。通过测量几何的安排,使级联γ射线的合峰效应可忽略。此法可用于高原子序数物质中低能γ射线发射率的测定。     

~(133)Ba活性炭滤盒自吸收修正方法研究

为了~(133)Ba滤盒体源活度的准确定值以及提高对碘监测仪探测效率刻度的准确性,本研究采用粒径为20～40目,堆积密度为0.47 g/cm~3的优质椰壳活性炭,对体源不同活性炭层厚度的自吸收修正进行研究。使用MCNP蒙卡模拟程序,计算面源在不同活性炭层厚度t下的探测效率ε_t,以及无填充介质时的探测效率ε_0,建立随活性炭层厚度变化的自吸收修正曲线F(t),并通过实验验证模拟计算结果的有效性。通过模拟计算与实验,得到了面源在不同活性炭层厚度下的活性炭自吸收修正因子F(t),结果表明,模拟计算与实验结果相差在1%左右符合。对于~(133)Ba的356 keVγ能点,得出滤盒中活性炭的自吸收修正因子F(t),给出了活性炭滤盒体源自吸收修正的技术方法,并采用自吸收修正因子F(t)对自制的~(133)Ba活性炭滤盒体源的自吸收修正进行了理论计算,与实验测量结果比较,两者在2%以内符合,可利用实验得到的自吸收修正曲线F(t)进行活性炭滤盒体源的自吸收修正。     

热释光剂量计能量响应特性研究

使用蒙特卡罗方法,计算出不同封装材料与剂量片组合成的剂量计对100keV以上γ射线的能量响应规律,从中选择出能量响应较平的一种组合。在几种能量下进行剂量计能量响应实验。在0．1～1．25MeV的能量范围内,其能量响应因子变化小于10％。     

用半导体探测器测量1.5-60keV的X射线

本文阐述X射线能谱测量用的半导体探测器,对硅与锗X射线探测器进行了比较。扼要介绍了X荧光分析用的探测器的制备方法和性能,分析了影响探测器效率的因素。实际量测了1.5-60keV的X和低能γ射线。对于能量>5keV的X射线,探测效率用~(241)Am源刻度,<5keV时,用玻璃荧光源测量窗吸收及其他效率损失的标准技术。测量结果与文献发表过的数据进行了比较。