放射性气溶胶监测仪探测限检测方法研究

研究了放射性气溶胶监测仪的检测方法 ,即天然本底检测法和衰变检测法。两种方法不仅可检测监测仪的探测限 ,而且对各种监测仪探测限指标的物理意义能给以正确判断。介绍了检测方法 ,讨论了方法必须遵循的规范性要求。

长寿命α放射性气溶胶监测方法测量灵敏度估算

放射性气溶胶监测方法主要有假符合法和能谱法,能谱法又有超道补偿和双道补偿2种方式。本文对这3种监测方法的测量灵敏度进行分析和估算。

核电厂放射性气溶胶监测仪不确定度评定

论文介绍了新标准对核电厂中应用的放射性气溶胶监测仪不确定度的量化要求,简述了对放射性气溶胶监测仪测量放射性气溶胶活度浓度及其测量不确定度的计算方法。重点分析了放射性气溶胶监测仪总测量不确定度的引入因素。最后,根据统计涨落、放射源标定、相对固有误差、取样流量测量、信号处理和信号输出等主要影响量以及试验偏差引入的不确定度数据进行计算,给出了放射性气溶胶监测仪总的测量不确定度值。

^(18)F气溶胶监测仪校准方法研究

压水堆冷却系统压力边界的泄漏会引发严重安全事故。冷却剂在反应堆高中子通量下会产生^(18)F,在泄漏后形成的放射性气溶胶可使用^(18)F气溶胶监测仪连续监测,以确认泄漏的位置与严重程度;监测仪测量结果的准确性关系到核电站的稳定运行,但目前尚缺乏可用的现场校准方案。本文对^(18)F气溶胶监测仪进行校准方法研究,使用放射性^(18)F标准滤膜源、22 Na及68 Ge/68 Ga标准点源对国内新设计的某型号^(18)F气溶胶监测仪进行计量校准,确定新测量方案下仪器的活度响应,研究不同校准方法对活度响应的影响。利用^(18)F标准滤膜源得到的活度响应的扩展不确定度为6.0%(k=2),满足监测仪校准的准确度要求。利用22 Na及68 Ge/68 Ga标准点源进行的校准研究还表明,正电子发射能谱对该监测仪活度响应的影响最大,应选取与^(18)F能谱接近的长寿命核素作为替代,现场校准推荐使用22 Na点源或标准滤膜源。

温度引起的放射性气溶胶连续监测仪峰位漂移修正技术

本工作研究放射性气溶胶连续监测仪中由半导体探测器的温度特性引起的α谱的峰位漂移对测量结果的影响,并采用温度跟踪方法和计算机软件处理技术消除这一问题。修正采取了2种方法：第1种是对峰位进行温度修正,得到修正过的各道计数；第2种是采用跟踪天然放射性核素^(214)Po峰位的漂移,再根据被测人工放射性核素能量与^(214)Po能量的相对值来进行修正。

高氡背景对α放射性气溶胶监测仪响应的影响

α放射性气溶胶监测仪广泛用于核设施、铀矿采冶、核燃料加工、核电站及核医学等行业领域的辐射安全防护,高氡背景会干扰监测结果的准确性。本研究以某型α放射性气溶胶监测仪为实验对象,制备^(239)Pu滤膜参考源为测量标准,利用标准氡室进行不同氡背景下表面发射率响应、非线性及判断限(95%置信水平)测试,结果显示:1)高氡背景影响下,表面发射率响应均大于本底条件下的响应,在相同测量周期内,连续测量模式下的表面发射率响应大于精确模式,精确模式下测量精度更高;2)当^(239)Pu滤膜的表面发射率大于10^(4)min^(−1)·2πSr时,高氡背景影响减小,表面发射率响应的偏差小于5.3%(精确模式下仅2.9%);3)为保证监测结果的可靠,α放射性气溶胶监测的单次测量时长宜大于60 min。存在较高的氡背景时,应使连续采样测量时间大于24 h。研究方法对α放射性气溶胶监测仪在计量、生产和算法改进等方面具有重要的参考价值。