滤纸吸附氡子体气溶胶能谱的研究

通过使用在线监测仪在氡室中对氡子体气溶胶能谱进行测量,获取了滤纸吸附氡子体气溶胶能谱,研究了氡子体α能谱重叠的原因,找到了描述给定测量时间滤纸吸附氡子体气溶胶能谱的方法。采用离散化法处理滤纸上氡子体的累积过程,建立累积模型。该模型可以准确描述累积过程,得到给定取样时间下滤纸吸附氡子体气溶胶的累积能谱,为更准确地模拟氡子体的α粒子能谱提出了可行性方案。

新型蒸汽发生器泄漏监测仪及其能量刻度

一体化压水堆通常在压力容器内集成多个蒸汽发生器,快速、准确地定位发生泄漏的蒸汽发生器对反应堆安全尤为重要。介绍了一种新型蒸汽发生器泄漏监测仪,可通过蒸汽发生器二回路侧蒸汽取样及^(16)N核素探测的方式定位发生泄漏的蒸汽发生器。为证明其可实现^(16)N核素探测的功能,使用Pu-C源等放射源对其进行能量刻度。在4~7.5 MeV的能窗范围内,峰能量的拟合值和真实值的相对误差小于0.5‰,两者具有很好的一致性。

SiPM用于闪烁探测器的性能研究

为进一步发挥硅光电倍增管(Si PM)在闪烁探测器体的作用。采用Si PM与塑料闪烁体光导耦合搭建的探测器,对Si PM的偏压特性、温度特性、抗磁场性能和耐辐照性能进行了实验测试,给出相应的测试数据并对测试数据进行分析,分析结果表明该测试数据可用于指导Si PM在实际工程中的应用。

G-M计数管中锡封装工艺的改进

G-M计数管广泛应用于特定区域的剂量率监测,具有结构简单、输出信号幅度大和高性价比、能适应恶劣的环境等优点。但在核设施环境监测、核事故监测等场所低能段时,存在过响应的现象。为了消除该影响,提高其灵敏度,本文采用在G-M计数管外层包裹金属锡,对计数管进行补偿,经比较分析,确定锡带的最佳宽度;并改进胶封固定的方式,从而在使用时更方便、性能稳定、且封装后的尺寸不会明显增大。

基于PIPS半导体探测器的核电站放射性气溶胶测量系统设计

分析了PIPS半导体探测器的优点。基于该探测器设计了一套放射性气溶胶测量系统,对基于新型PIPS半导体探测器的放射性气溶胶探测装置的内部结构、探测原理进行了介绍,并对测量能谱的数据分析方法进行了阐述。

核电厂TEP排放监测装置设计

针对核电厂硼回收系统大修期间放射性气体排放高放、易爆情况,提出了一种氮吹扫在线监测装置设计,结合核电厂大修期间硼回收系统放射性排放试验,给出了氮吹扫在线监测装置的排放阈值及排放时间.对监测装置的探测效率、可靠性、稳定性进行了测试并分析了测试结果.将所设计的监测装置用于核电厂硼回收系统实际测量,有效避免KRT通道误报警.

基于数字多道NaI(Tl)探测器的死时间研究

在放射性测量中,有时候需要对计数率进行精确的测量,因此需要对探测器死时间效应进行修正处理。本文基于DMCA-iCore数字化多道模块,从理论出发分析了数字多道NaI(Tl)探测器产生死时间效应的原因,得出数字多道死时间也服从扩展型分布的结论;同时根据牛顿迭代法推导了死时间修正函数,在计数率较高、探测器死时间较大时该修正函数依然有较好的修正效果。基于双源法测试了系统的死时间,死时间=20.6μs,最后在137 Cs标准剂量场中对NaI(Tl)探测器进行了测试,进一步证明了修正方法的有效性。

G-M计数管死时间固定电路设计

针对OM计数管存在一致性差、量程范围窄、时间测W:精度低等问题,设计了G-M计数管死时间固定电路。该电路通过调节和控制OM计数管的死时间,使计数管量程在原置程基础上再扩展2〜3个数量级,量程范围内线性优于10%,且计数管一致性也得到了提高,同时具有良好的稳定性。

手持式低功耗多功能辐射监测仪设计

为满足核电站运行、同位素生产、放射性治疗等辐照环境的α、β和Y的放射性污染测量,本研究设计了一种手持式低功耗多功能辐射监测仪,其探测装置由两个φ30mm的ZnS(Ag)塑料闪烁体、光电倍增管、GM计数管等组成。探测装置测量窗口直径为30mm,放置有厚度为2.4μm的铝膜和30μm的钛膜,可分别进行a、β放射性污染测量,同时内置计数管可实现对由Y干扰引起a、β放射性测量误差的修正。经实验验证,G-M计数管对γ射线的测量相对误差为9.432%,对a粒子的2π探测效率为32.02%,对β粒子的2π探测效率为32.33%,结果表明本研究设计的多功能辐射监测仪具有较好的a、β和r探测性能。

摇摆运动下大空间内气泡浮升运动研究

气泡的浮升运动在除氧器和鼓泡塔饱和池式沸腾换热设备中非常常见.摇摆运动是一种最为常见的海洋条件,由于附加惯性力的存在,摇摆运动会对气泡的浮升运动产生一定的影响.文中对大容积内摇摆运动下的气泡浮升运动进行了理论分析,建立了摇摆运动下浮升运动气泡的受力模型,并根据该模型进行了数值计算.计算结果表明:摇摆运动下的气泡浮升运动与静止条件有很大的不同;气泡的运动轨迹、运动速度与摇摆运动的周期、振幅和初始相位有关;此外,系统的布置也会对气泡的浮升运动产生很大的影响.

MC模拟计算4πγ电离室活度测量影响因子

利用MC法模拟计算了4πγ电离室探测器对X、γ放射源的响应,对比分析了各因素对响应的影响。计算结果表明,4πγ电离室的能量测量范围可以覆盖29 keV~3 MeV,同时活度测量下限可以达到3.7×10^(4)Bq。

在线氚监测系统设计

为保证涉氚核设施工作人员的辐射安全,设计了一套对环境中的氚浓度进行实时监测的在线氚监测系统.该系统基于流气式丝壁电离室,可以大大降低氚的记忆效应,同时设计有密封的补偿电离室用于对环境中的γ本底进行测量.系统采用弱信号前置放大电路对电离室给出的微弱信号进行放大及转换.测试结果表明,该系统测量误差小于±20%,γ本底补偿效果可以达到90%以上,同时系统具有优异的环境可靠性与稳定性.

SIPM低功耗阵列全身表面污染检测仪设计

通过探测单元设计,并配以FPGA特殊上电模式,实现了设备小型化、低功耗、耐高大气压功能,并对特殊上电模式各阶段功耗进行了计算.最后通过实验对所研制设备的功耗、耐高大气压、核测量等性能进行了测试及分析.测试结果表明:在0.7 MPa的大气压下设备最大功耗为2.35 W,整个加压及保压过程对^(90)Sr测量值的最大偏差为9.93%,该全身表面污染检测仪可满足海上综合救援高压氧舱的使用要求.

一种核电站事故工况下安全壳内剂量率的估算方法

目的通过估算冷却剂丧失事故(LOCA)时间内的安全壳内剂量率,推测事故的大小和发展趋势,为防止事故扩大、保护公众辐射安全提供依据。方法根据国内某核电站安全分析报告及LOCA事故应急演习的实际情况基础上,提出了冷却剂丧失事故工况序列MCNP耦合计算方法,将该计算方法用于LOCA事故实际演习边界条件计算。结果计算结果与现场事故期间安全壳内γ辐射剂量率监测通道的实际读数比对,数据匹配较好。结论该计算方法经验证可以用于类似事故工况下安全壳内剂量率的估算,为事故工况下安全壳内的放射性变化情况提供参考。