MeV能区HPGeγ探测器本征效率和γ剂量的确定
地质样品中天然放射性核素含量的HPGe γ能谱分析方法及影响因素
地质样品中天然放射性核素含量的HPGe γ能谱分析方法及影
响因素
随着人类对核技术运用日益广泛,放射性分析方法也更加成熟,在众多的分析方法中,γ能谱分析测量具有采样制样简单、测量时间较短、费用经济、结果准确并能同时测量多个放射性核素等优势而被广泛应用。
室内HPGeγ能谱法分析天然放射性核素含量,是通过测量天然放射性核素或系列子体发射的γ射线特征峰,实现地质样品中放射性核素238U、226Ra、232Th、40K的定性和定量解释,是一种比较准确的分析方法。
本文采用室内低本底HPGeγ能谱仪对地质样品进行测量,得到测量的γ能谱,对能谱数据处理中几个关键性的问题(谱线光滑、寻峰及确定峰区、扣除本底及求取净峰面积)进行分析研究,首先对标准源及待测样品的γ能谱进行平滑降噪,利用一阶导数法确定峰位及峰边界,求出净峰面积。
然后,将扣除本底后的净计数进行高斯函数拟合,得到高斯拟合函数,拟合的相关系数都在99%以上,采用高斯函数99.73%(μ±3σ)的置信区间重新划定边界,利用新边界再次计算净峰面积。
同时使用SNIP算法对原始谱进行全谱本底扣除,得到不同迭代次数(m)下的净峰面积,通过净计数保留率r(m)和本底扣除率t(m)两个参数进行评价,得出采用新方法(高斯函数拟合加SNIP算法)在迭代次数大约为全能峰宽度的70%-80%之间时,能取得更好的本底扣除效果。
最后,采用理论相对比较法,得出了待测地质样品中天然放射性核素238U、226Ra、232Th、40K的含量。
实验结果表明,利用高斯函数拟合确定峰区边界加SNIP算法扣除本底,若迭代次数取得适当,地质样品中天然放射性核素238U、226Ra、232Th、40K的定量
较之峰面积法和化学分析法得出的结果更准确。
空气中放射性核素的γ能谱分析方法
空气中放射性核素的γ能谱分析方法1 范围本标准规定了高纯锗（HPGe）γ能谱仪测定空气中γ放射性核素组成及其活度浓度的方法，Ge（Li）探测器和碘化钠探测器可参照本标准执行。
本标准适用于空气中放射性核素的γ能谱分析。
2 规范性引用文件下列文件对于本文件的应用是必不可少的。
凡是注日期的引用文件，仅注日期的版本适用于本文件。
凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。
GB/T 11713—2015 高纯锗γ能谱分析通用方法GB/T 11743—2013 土壤中放射性核素的γ能谱分析方法3 术语和定义下列术语和定义适用于本文件。
3.1气溶胶 aerosol固体或液体微粒物质在空气或其他气体介质中形成的气体分散体系。
含有放射性核素的气溶胶称为放射性气溶胶。
3.2空气取样器 air sampler利用抽吸的方法把气溶胶微粒或气态碘等收集或阻留在过滤介质上的装置。
3.3呼吸带 breathing zone操作人员的口腔和鼻孔附近的区域。
操作人员在完成规定任务的过程中，该处的空气经口和鼻吸入人体。
3.4个人空气取样器 personal air sampler工作人员个人佩带的空气取样器，用以得到有代表性的呼吸带的空气样品。
4 材料与设备4.1 空气采样系统空气采样系统主要包括空气取样器、流量测量与控制装置和抽气动力。
4.2 过滤介质应根据取样目的和采集对象，选用合适的过滤介质。
过滤介质的有效采样面积应与空气取样器采样窗面积相符。
本文件推荐常用的三种用途的过滤介质：a）超细玻璃纤维滤纸：用于采集气溶胶微粒；b）活性炭滤纸：用于采集气态元素态碘和气溶胶微粒；c）活性炭滤筒：用于采集气态有机碘化物。
4.3 流量测量与控制装置流量测量与控制装置宜具有即时流量显示、流量调节和采集体积累积等功能，流量测量装置应经法定计量单位标定，精度应好于5%。
4.4 抽气动力抽气动力应与流量控制装置联动实现流量调节和维持流量恒定功能。
γ 能谱仪快速效率校准数据库
13
表 A.1 相对效率为 40%的 P 型同轴型探测器在不同几何位置的推荐效率
ɛ(Ex)=e(-0.7376×ln(Ex)-4.0323)
ɛ(Ex)=e(-0.8069×ln(Ex)-3.4538)
ɛ(Ex)=e(-0.8069×ln(Ex)-3.4538)
ɛ(Ex)=e(-0.7083×ln(Ex)-4.0907) ɛ(Ex)=e(-0.681×ln(Ex)-4.5501)
探测器垂直上方不同距离换 算系数
20 40 80 120 mm mm mm mm 0.57 0.37 0.19 0.11 0.57 0.37 0.19 0.12
0.57 0.37 0.19 0.12 0.48 0.28 0.12 0.07 0.57 0.37 0.19 0.12
14
表 A.3 相对效率为 60%的 P 型同轴型探测器在不同几何位置的推荐效率
目前，实验室用于应急监测的 γ 谱仪主要分为同轴型的 N 型、P 型两种类型。选择系列 典型效率，对可能涉及的测量条件，采用蒙特卡罗方法模拟计算，获得效率校准结果。选择 的系列典型探测器效率，包括 4 种 P 型探测器，相对效率分别为 40%、50%、60%和 70%； 5 种 N 型探测器，相对效率分别为 30%、40%、50%、60%和 70%。涉及 5 个典型测量几何， 分别为探测器探头表面及垂直上方 20、40、80 和 120mm。
附录 A （资料性附录） γ 能谱仪快速效率校准数据库
用蒙特卡罗程序对HPGeγ谱仪做能谱模拟和探测效率计算
每种样 品制 备标 准 物质 用 于 探测 效 率 的 测 量 ， 这将
对测量 结果 的准 确度产 生很 大 的影 响 。为 了解 决这
一
标 准土 壤装 在 ０ ５ｍ ×５ ｍ 的圆柱 体 塑料 ７ ｍ ０ｍ 盒 内， 主要成 分 为 ＳＯ 、 １ Ｏ 、 ｅ Ｏ 、 ｅ Ｍ Ｏ和 ｉ ２ Ａ ３ Ｆ 。 Ｆ Ｏ、 ｇ Ｃ Ｏ。 光 子在标 准土 壤 内各 向同性 ， 匀分 布 。用 ａ 均 ＭＮ Ｐ所建 立 的模 型见 图 １ Ｃ 。
作描 述 。
２ １ 探 测 器 ．
因此被广 泛 应 用 于 能 谱 测 量 和 分 析 工 作 中 。 由
于 射线与物质的相互作用 主要有光电效应、 康
普 顿效应 、 电子 对效 应 ， 输 出能谱 颇 为 复 杂 ， 能 其 在 谱 中形成 全 能 峰 、 普 顿 坪 、 逃 逸 峰 和 双逃 逸 峰 康 单 等 。除 以上 ３种 效 应 ， 还有 散 射 光子 、 致 辐射 、 韧 累
收稿 日期 ：０ ０ ０ － １ ２ １ —３ Ｏ
是否 进入探 测器 晶体 ， 定是 否 与 晶 体 发生 相 互 作 确
朱国锋 ： 用蒙特 卡罗程序对 ＨＰ ｅ 谱仪做能谱模 拟和探测效率计算 Ｇ＇ ， ／
３ ７
开发 的一个 大 型 、 功能 的蒙特 卡罗 中子 、 多 光子 及 电 子耦合 输运 程序 。运 用 该 程 序 可 实 现 能谱 模 拟 ， 编
在 核应急 监测 工作 中 ， 以用 谱 仪 对环 境 气 可 溶 胶等 样 品 进行 测 量 和 分 析 。在 放 射 性 常 规 监 测 中 ， 以用 谱仪 对 生 物 、 、 可 水 土壤 等 样 品做 精 细 分
析， 准确 判断环 境辐射 水平 是否 发 生变 化 ¨ 。Ｈ Ｇ Ｐｅ
点源效率函数确定大体积样品的HPGe探测器γ射线峰效率
ＴＩ ＡＮ — ｉ ｇ， ＺＨＡＮＧ ｎｇ， Ｊ Ａ ｉ ・ ａ Ｚｉｎ ｎ Ｙａ Ｉ Ｍ ｎｇ ｙ ｎ， Ｓ ＨＥＮ ａ — ｕａ Ｍ ｏ ｑ ｎ， ＬＥＩＺｈｅ ｎ
（ ｏ ｔｗ ｓ ｓｉ ｔ Ｎｕｌ ｒ ｅｈ ｏｏｙ Ｘｉ ｎ７ ０ ２ ， ｈｎ ） Ｎ ｒ ｅｔｎｔｕｅ ｆ ｃｅ ｃ ｎ ｌ ， １０ ４ Ｃ ｉａ ｈ Ｉ ｔ ｏ ａＴ ｇ ａ
ＨＰ 探测器 丫射线 峰效 率 Ｇｅ
田 自宁，张 洋 ，贾 明雁 ， 申茂泉 ，雷 震
（ 西北核 技 术研 究所 ， 陕西 西安 ７０ ２ ） １０４
摘要 ：利用 ＨＰ ｅ 谱仪 ，用 Ａ Ｃ 、６ ｏ混合 点源 分别测量样 品在 ５个 高度 上、不 同剖面 、不 同 Ｇ 丫 ｍ、 ｓ ｏ Ｃ 位 置 的全 能 峰效 率 ，通 过 最 小二 乘拟 合 确 定 了点 源 峰效 率 函数 的拟合 参 数 ，用 该 点源 效 率 函数 对
HPGeγ谱仪点源效率与探测高度的相关性研究
表 ３ Ⅲｃ 射线 的效率测量 和拟合参数
２ 实验 结 果
２ １ 曲线拟 合及 结 果 ．
１ １． ７ １ ７ ． ３ １ ３ ． １ １ ０ ． ８ｋ Ｖ 处 效 ｌ ２ ０ 、 １ ３ ２ 、 ３ ２ ５ 、４ ８ ０ ｅ
率 ￡随探 测 距 离 Ｈ 的变 化 曲线 ； ３中 给 出 图
间距离的变化 ， 建立 了ｅ ～Ｈ 的拟合关系， 并采 用 样 品源 及标 准源对 实验 结果 进行 验证 。
ｒ 的函数 ， 同时又与 ７ 射线能量有关 ， 即可表示 为 ｅ Ｅ ｈ ｒ， （ ， ， ） 结合点源效率实验测量 曲线， 我们取下列形式的点源效率函数 ：
１ 实验方法与结果
７ ， 与参考值有较好的符合 。 关键词 ： Ｃ ７谱仪 ｝ ＨＰ － ｅ 探测效率 ； 探测高度
中 图 分 类 号 ： Ｔ １ ＋． Ｌ８７ ２ 文献标识码 ： Ａ 文 章 编 号 ： ０ ５ －９４ ２ １） ７０ ６－４ ２８０ ３ （ ００ ０ －９ ００
在 ＨＰ ７谱 仪 分 析 测 量 过 程 中 ， 源 在 Ｇｅ 点 空 间位置的变 化直 接 影 响 ＨＰ ７探 测 器对 点 Ｇｅ
１ ２ 效 率刻 度 ．
为点源到探 测器 上 表 面 的距 离 ；ｒ为点 源 到 探 测 器轴线距 离 ； 一 １ ２ 口（ ， ，… ，） 待定参 数 ， ５为
效率 刻度 时选 用 的标 准源 及 １ ４种特 征 能
且与 ｙ 射线能量及探测器 的性能有关 。 若在测
量过程 中 ａ（— ｌ ２ ｆ ， ，… ， ） ５ 已知 ， 确定 测 量 且 源的轴线距 离 ， 探 测 高度 ｈ将 成 为影 响 探 测 则 效 率的关键 因素 。本 实验 主要 研究 在 ｙ射线 能 量 、 测 器 的性 能确 定 及点 源 到 探测 器 的 轴线 探
高纯锗γ能谱仪在铀矿石镭测定中的应用
高纯锗γ能谱仪在铀矿石镭测定中的应用作者：薛文浩来源：《科学大众》2019年第06期摘; ;要：高纯锗γ能谱仪在地质找矿、环境监测等领域中的应用越来越普遍，特别是对于铀矿石中放射性元素的测定，具有精确度高、测量能谱范围宽、操作简便等特点。
文章采用蜡封法，将样品压实密封在样品盒内达到平衡，通过152Eu 对外界电磁感应进行能量刻度，在高纯锗（HPGe ）γ谱仪内测定铀矿石中Ra 的含量。
測定结果相对误差在﹣4.28%～2.63%之间，满足分析要求，并提出了减小测量误差的方法。
关键词：高纯锗γ能谱仪;铀矿石;镭目前在测量铀矿石中镭的含量时，通常使用射气法、高纯锗能谱法两种方法。
射气法需要经过熔融、富集等比较复杂的程序，而高纯锗能谱法步骤简便，只需将待测样品密封一段时间后，即可直接测量。
HPGeγ能谱法可用于测量矿石、土壤、建材以及水中的镭含量，也可运用于测量较低核素含量，分析精度要求不高的样品，结果一般满足分析要求。
HPGeγ能谱法的测定结果合格率通常为80%，本实验采用蜡封法，将样品压实密封于样品盒内，放置半个月后进行测量。
用152Eu进行能量刻度，对高纯锗γ能谱仪测量条件进行探索，经多种方法验证，测量结果准确可行。
1; ; 实验仪器及方法原理1.1; 实验仪器高纯锗探测器技术始于20世纪70年代中期，锗晶体的杂质浓度可降到1 010原子cm-3的水平，以其高探测效率等优点广泛应用于伽马能谱测量等领域[1]。
本次实验中所用到的仪器是美国ORTEC公司生产的GMX-50型高纯锗γ能谱仪，该谱仪对60Co1332.51 keV的能量分辨率为2.19 keV，相对探测效率为50%，康峰比为58∶1。
使用X-COOLER电制冷进行探头冷却。
标准源采用Cs和Eu，铀矿标准物质采用国家一级标准物质GBW 04110，镭含量为8.98×10-11 g/g。
1.2; 实验方法及原理高纯锗探测器的核心是PN结，通过锂蒸汽扩散法在晶体表面高度掺杂的N+层电极。
环境γ能谱测量方法分析
环境γ能谱测量方法分析发布时间：2021-05-19T11:36:10.617Z 来源：《基层建设》2020年第31期作者：马雪萍[导读] 摘要：通过环境γ能谱的测量，能够准确得到环境中放射性核素活度浓度或者γ放射性，是目前辐射环境中一种相对较为高效、经济的放射性测量方案。
辽宁省生态环境监测中心辽宁大连 116007摘要：通过环境γ能谱的测量，能够准确得到环境中放射性核素活度浓度或者γ放射性，是目前辐射环境中一种相对较为高效、经济的放射性测量方案。
文章首先介绍了环境γ能谱测量的原理与影响因素，并从仪器设备选择、γ能谱仪刻度以及空气吸收剂量率等方面分析了环境γ能谱测量的方法。
关键词：γ能谱；吸收剂量率；放射性引言自古以来电离辐射就广泛存在于自然环境中，只是到了近现代人们才开始逐渐认识到放射性核素的危害以及重要用途。
十九世纪末X射线和放射性元素镭的发现，开创了现代放射性元素研究与利用的先河，自此放射性在医疗、工业以及战争中得到广泛的开发与应用。
近年来，随着人们对核素研究的深入，核能控制技术得到了较快的发展，其应用也逐渐成熟，尤其是在核能发电方面更是获得了巨大的社会效益。
但是，如果不能有效控制核能的放射性，可能会对人们的生命健康与环境造成不可挽回的伤害。
因此，目前针对环境放射性的测量仍是一项重要的课题。
1环境γ能谱测量概述1.1γ能谱测量原理目前，环境γ测量主要是通过γ能谱仪来完成的，其中的主要检测元件为NaI（TI）闪烁探测器或者是高纯锗(HPGe)探测器，通过这两种探测元件可以直接获得环境中放射性核素活度浓度以及γ放射量大小。
环境γ能谱测量过程中，γ射线中的能量经过闪烁体后会以荧光的形式发出，荧光经过光电倍增管时会在阴极上激发出电子，运动的电子经过放大后产生电压脉冲。
测量中，γ光子中的能量越大，探测器端部输出的脉冲幅度越大。
通过微机多道分析处理系统进行脉冲幅度的分析，就可以得到γ射线能量分布图，即γ能谱。
HPGe γ谱仪测量级联γ辐射^(152)Eu、^(133)Ba、^(60)Co核素活度的方法
HPGe γ谱仪测量级联γ辐射^(152)Eu、^(133)Ba、
^(60)Co核素活度的方法
杜云武
【期刊名称】《辐射防护》
【年(卷),期】2017(37)2
【摘要】给出了HPGeγ谱仪测量级联γ辐射核素活度的一种实用方法,在探测器与样品之间放置一定厚度的水吸收层,能够很好降低探测效率,显著降低级联γ符合效应和偶然符合效应的影响。
实验表明,TC-45样品中^(152)Eu、^(133)Ba、
^(60)Co核素活度的探测效率和测量活度相对偏差随水吸收层厚度增加遵循指数衰减规律,当厚度增加到70 mm以上,其测量活度相对偏差小于4%。
【总页数】5页(P116-120)
【关键词】吸收层;偶然符合;γ级联符合
【作者】杜云武
【作者单位】四川省辐射环境管理监测中心站
【正文语种】中文
【中图分类】R144
【相关文献】
1.152Eu、58Co、88Y和166mHo核素活度测量比对 [J], 谭金波;李彦禄;李作前
2.用高纯锗(HPGe)γ谱仪测量天然放射性核素活度 [J], 彭崇;赖晓洁;陈晶
3.HPGeγ谱仪测量水中天然放射性核素比活度方法探讨 [J], 辜汉华;王啸
4.H PGeγ谱仪测量水中天然放射性核素比活度方法探讨 [J], 辜汉华;王啸
5.环境电离模型辐射体源放射性核素活度浓度的HPGeγ谱仪就地测定 [J], 肖雪夫;张积运;马国学;黄清波;王仲奇;张家秋;王朝辉;望新兴;文富平;王军
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
超大流量气溶胶自动连续采样分析系统监测方法研究
㊀第43卷㊀第3期2023年㊀5月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation ProtectionVol.43㊀No.3㊀㊀May 2023㊃辐射防护监测㊃超大流量气溶胶自动连续采样分析系统监测方法研究曹龙生,廖宇航,吕安标,周㊀颖,周㊀峰(生态环境部辐射环境监测技术中心,国家环境保护辐射环境监测重点实验室,浙江省辐射环境安全监测重点实验室,杭州310012)㊀摘㊀要:超大流量气溶胶自动连续采样分析系统因样品静置衰变时间不同,会对探测下限产生较大影响,可能导致空气中人工放射性物质含量极低时,因探测下限较高而无法监测到㊂为了研究出一套较为优化完善的监测方法,该实验通过对不同天气情况的样品进行不同放置时间的测量,研究主要影响其本底的天然放射性核素,及其随放置时间的变化情况,并进一步分析核设施外围主要关心的人工放射性核素探测下限随放置时间的变化情况㊂结果表明常规环境监测时,晴天样品采集完成需放置2天后再进行测量;雨天情况下样品采集完成放置1天后再进行测量;应急情况下需要采样后直接测量时,晴天样品的探测下限大约为最低值的4~5倍,雨天样品的探测下限大约为最低值的2倍,可以考虑先直接测量后,再静置衰变充分后进行复测验证㊂关键词:气溶胶;连续监测;天然放射性核素;放置时间;探测下限中图分类号:X830文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2022-01-26基金项目:浙江省生态环境科研和成果推广项目(2022HT0059)㊂作者简介:曹龙生(1987 ),男,2009年毕业于兰州大学核科学原子核物理专业,获学士学位,2012年毕业于东华理工大学核技术及应用专业,获硕士学位㊂E -mail:525467701@通信作者:周峰㊂E -mail:zhoufeng150027@㊀㊀近年来,核电站作为可靠㊁低碳电力供应的重要组成部分得到稳步发展[1]㊂我国 十四五 规划将 碳达峰 ㊁ 碳中和 作为污染防治攻坚战的重要目标,首次写入政府工作报告㊂随着核能得到越来越广泛的应用,为社会创造了大量的财富,也给人们带来巨大的便利㊂但与此同时也增加了放射性物质向大气释放的可能,若释放到环境中的放射性物质浓度过高,则可能对公众健康和环境安全产生不利的影响㊂为了能及时有效地对大气放射性浓度水平作出评估,需要对大气环境中放射性水平进行长期监测[2]㊂现阶段我国已经在各核电站外围地区及国内主要城市建立了较为完善的大气气溶胶监测网络,其主要的监测方法是在固定的监测站点采集气溶胶样品,然后送至实验室分析,这个过程气溶胶样品从采集到测量完毕需要半个月的时间㊂除此之外,现行环境放射性监测和环境质量监测均以一定频次采样分析,多为每月一次或每季度一次[3]㊂显然,这种模式的最大问题在于留下了大量采样和监测空白时间,从时间序列上为突发事件的监测留下了盲区㊂针对上述情况,对大气气溶胶放射性核素进行连续监测,以保证监测数据的及时性和完整性是十分必要且迫切的㊂从生态环境部新发布的‘辐射环境监测技术规范“(HJ 61 2021)[4]和生态环境部辐射环境监测技术中心制定的‘全国辐射监测方案(2021版)“[3]可以看出连续监测将成为一种趋势,放射性气溶胶实时连续监测也将作为事故预警和人员防护的一项重要措施[5]㊂目前国内外已有一些气溶胶在线连续监测研究,但还仅限于总α㊁总β测量[5-13],无法获知空气中具体放射性核素的含量情况㊂为此,生态环境部辐射环境监测技术中心引进了一台超大流量气溶胶自动连续采样分析系统进行气溶胶的全自动连续监测㊂但现阶段针对该系统并没有相应的监测方案,系统探测下限较高,可能导致空气中人工放射性物质含量极低时,因低于探测下限而无法监测到,但并不㊃532㊃㊀辐射防护第43卷㊀第3期能判定样品中就不存在人工放射性物质[5,12]㊂本文通过对超大流量气溶胶自动连续采样分析系统进行了一系列的实验和研究,得出主要影响该系统探测下限的天然放射性核素,并分析了不同天气情况下,探测下限随样品放置时间的变化㊂通过实验分析给出常规监测和应急情况下该系统的监测方法,为今后超大流量气溶胶自动连续采样分析系统的更好应用提供有益的参考㊂1㊀仪器与方法1.1㊀仪器介绍㊀㊀超大流量气溶胶自动连续采样分析系统由方舱㊁控制系统㊁电源㊁采样单元㊁样品前处理单元㊁样品测量单元㊁数据分析单元等部分组成,如图1所示㊂采样单元包含采样头㊁进气管道㊁出气管道㊁真空泵㊁减压阀等;样品前处理单元包含操作机械臂㊁切割头㊁真空泵和样品存储盒;样品测量单元包含电制冷的HPGe谱仪探测器㊁低本底铅室和配套γ能谱分析软件㊂采样单元采用一台超大流量风机,采样气体流量为0~1050m3/h,采样时间为24小时,颗粒物采集效率为ȡ95%;样品前处理单元采用芬兰国家核安全中心STUK研发的CINDERELLA JL-500全自动机械臂制样系统;样品测量单元为一台N型高纯锗探测器,型号为GEM70,相对效率为70%,对1.332MeV峰(Co-60)能量分辨率为1.95keV,铅屏蔽10cm,内覆盖1mm铜和2mm锡㊂该系统通过真空泵抽气采样,将采集好的滤纸样品送入到前处理单元进行切割,再将切割好的滤纸堆叠放入样品盒中,一并移送至衰变模块静置,最后将滤纸放入到铅室中用高纯锗γ谱仪进行测量㊂整个过程均为自动化进行,无需人工干预㊂A为空白滤纸单元;B为采样单元;C为样品前处理单元;D为使用过的滤纸夹单元;E为测量单元(HPGe)㊂图1㊀超大流量气溶胶自动连续采样分析系统Fig.1㊀The ultra-large flow aerosol automatic continuous sampling and analysis system ㊃632㊃曹龙生等:超大流量气溶胶自动连续采样分析系统监测方法研究㊀1.2㊀监测方法㊀㊀采用超大流量气溶胶自动连续采样分析系统进行连续监测,每24h采集一个样品,标准采样体积约12000m3㊂采集多个样品后,选取2个较具代表性的样品进行分析,1号为晴天采集样品,2号为雨天采集样品㊂样品采集完成后,用高纯锗谱仪对每个样品连续进行5次测量,每次测量时间为24小时㊂1.2.1㊀采样方法㊀㊀采样系统用PLC对流速和泵的开关进行控制,采用SIEMENS真空泵,配套变频器,由380V㊁50Hz三相交流电供电,功耗9kW,用压差流量计测量流速,保持采样流量500m3/h,24小时采样总量为12000m3,流量测量精度优于+5%,瞬时流速㊁总采样量(STP)和采集时间在就地显示单元上实时显示㊂采样头经过特殊的设计,并在芬兰国家计量实验室中进行过风洞试验,可达到最好的颗粒物采集效率ȡ95%(气溶胶粒径范围10-3~ 103μm)㊂通常采用玻璃纤维滤纸进行采样,滤纸尺寸:460mmˑ285mm,效率ȡ97%(气溶胶粒径Φ=0.2μm)㊂滤纸被放入铝制夹具中,夹具中内置蒙版,将滤纸分成15个圆孔(直径77mm)㊂采样时,空气从这15个圆孔中流过,气溶胶颗粒物即附着在这15个圆孔区域内,总体采样面积为700cm2㊂采用全自动机械臂切割制样,将滤纸切割成15片小滤纸(82mmˑ84mm),并将其放入滤纸盒内,移送至样品静置衰变单元临时存放,等待测量㊂1.2.2㊀仪器刻度㊀㊀采用中国计量科学研究院专为本系统设计生产的标准物质气溶胶滤膜源(编号BW150716-2),对高纯锗γ谱仪进行能量和效率刻度,确保测量结果的真实可靠㊂标源成分为:241Am(1.11ˑ103Bq),133Ba(1.13ˑ103Bq),60Co(1.36ˑ103 Bq),137Cs(6.98ˑ102Bq),152Eu(1.81ˑ103Bq),参考日期2015年7月16日㊂1.2.3㊀本底测量㊀㊀开机前探头冷却6小时以上,并开机预热8小时㊂样品测量前,先进行空白样品本底谱测量,测得本底谱50keV~2.2MeV平均积分本底计数率为3.16s-1㊂1.2.4㊀样品测量㊀㊀各特征核素的计数采用全能峰净面积法,求样品谱中全能峰净面积时,扣除相应空白样品本底计数㊂根据效率曲线或效率曲线的拟合函数求出相应能量γ射线的全能峰效率值,然后用式(1)计算气溶胶样品中核素的浓度:AC=Kˑ(n s-n b)V nˑεˑFˑγ(1)式中,AC为样品中待测核素的活度浓度,Bq/m3; n s为样品中待测核素特征γ射线全吸收峰净计数率,s-1;n b为与n s相对应的特征γ射线本底净计数率,s-1;V n为标准状态下的采样体积,m3;ε为待测核素特征γ射线全吸收峰效率,s-1㊃Bq-1;F 为样品相对于效率刻度源自吸收和高度修正因子;γ为待测核素特征γ射线的发射概率;K为待测核素衰变修正因子㊂1.2.5㊀探测下限㊀㊀气溶胶样品中的放射性核素的活度须大于仪器的探测下限(LLD)方能识别[14],LLD是分析低水平特征放射性核素慎重考虑的指标㊂样品中待测核素活度浓度的探测下限LLD计算公式为:LLD=4.66ˑKˑNt sˑV nˑεˑFˑpγ(2)式中,LLD为置信度为95%时,样品中待测核素活度浓度的探测下限,Bq/m3;N为样品中待测核素特征γ射线全吸收峰对应的本底计数;t s为样品测量活时间,s;其余参数同式(1)㊂1.2.6㊀衰变修正㊀㊀衰变修正因子按照公式(3)计算:K=K CˑK WˑK D=λˑt C1-e-λˑt Cˑ1e-λˑt Wˑλˑt D1-e-λˑt D(3)式中,K C为采样开始至结束待测核素衰变修正因子;K W为采样结束至测量开始待测核素衰变修正因子;K D为样品测量期间待测核素衰变修正因子;t c为采样开始至结束的时间,s;t W为采样结束至测量开始的时间,s;t D为测量开始至结束的时间,s;λ为待测核素衰变常数,s-1㊂㊃732㊃㊀辐射防护第43卷㊀第3期2㊀测量结果与分析2.1㊀气溶胶样品测量结果㊀㊀空气中存在的天然放射性核素,尤其是氡的子体核素,在γ能谱中净峰面积较大,如:Pb-212㊁Bi-212㊁Tl-208㊁Pb-214和Bi-214等会使能谱的康普顿平台抬高,在很大程度上影响需要探测的人工放射性核素的探测下限㊂因此,如何在测量中消除这些天然放射性核素对监测目标核素探测的影响非常重要㊂如图2所示,采集好的样品直接测量时,晴天情况下Rn-220的子体Pb-212㊁Bi-212和Tl-208核素特征峰净峰面积范围为82496~1887770;Rn-222的子体Pb-214和Bi-214核素特征峰净峰面积范围为25780~61365,可以看出晴天情况下,气溶胶样品中Rn-220的子体对样品谱计数的影响明显高于Rn-222的子体㊂雨天情况下,Rn-220的子体Pb-212㊁Bi-212和Tl-208核素特征峰净峰面积范围为6737~ 158223;Rn-222的子体Pb-214和Bi-214核素特征峰净峰面积范围为23477~42738,可以看出雨天情况下,气溶胶样品中Rn-220的子体对样品谱计数的影响与Rn-222的子体影响比较接近㊂放射性核素衰变服从指数衰减规律,且同一衰变链中,短半衰期的子体按照长半衰期母体的半衰期衰减,满足以下公式:N=N0e-λt=N0e-ln2ˑt/T1/2(4)式(4)中,N0为t=0时刻衰变开始时的放射性核素的原子数,N为经过t时间的衰变后放射性核素的原子数,λ为核素衰变常数,T1/2为核素半衰期㊂各子体随放置时间的衰变情况实际测量与理论保持相当一致,如图2(a)-(f)所示,对于Rn-220的子体Pb-212㊁Bi-212和Tl-208核素,随着放置时间的增加,其特征能量峰净峰面积均出现较为明显的下降,当放置时间大于3天后,其特征峰净峰面积趋于稳定㊂如图2(c)㊁(e)所示,Rn-222的子体Pb-214和Bi-214,放置1天和直接测量比较,其特征峰净峰面积出现较为明显的下降;放置1天后其特征峰净峰面积趋于稳定㊂分析其原因,Pb-212半衰期为10.64h,放置3天后接近7个半衰期,此时样品中的Pb-212活度处于较低水平,其特征峰净峰面积开始趋向于平缓变化; Bi-212和Tl-208均为Pb-212的子体,且半衰期远小于Pb-212,按照Pb-212的半衰期衰减,所以其变化趋势基本与Pb-212的衰减保持一致;由于Pb-214的半衰期为26.8min(Bi-214为Pb-214的子体),经过24h后已经有134个半衰期,所以放置1天后已经衰变至极低水平,其特征峰净峰面积已基本处于稳定㊂对于样品1(晴天)和样品2(雨天)的对比可以发现,雨天时,由于空气中氡子体随着雨水降落到地面,所以气溶胶样品中的氡子体明显减少㊂对于Rn-220的子体Pb-212㊁Bi-212和Tl-208核素其特征峰净峰面积下降非常明显;而对于Rn-222的子体Pb-214和Bi-214核素特征峰净峰面积只是出现略微的减少㊂分析可能的原因, Rn-220的半衰期很短为55.6s,远小于其子体的半衰期,晴天情况下环境中存在较多的子体,雨天情况下子体被雨水冲刷夹带至地面,导致计数差别很大;环境中大部分氡以Rn-222的形式存在, Rn-222的半衰期为3.8d,远大于其子体的半衰期,雨水将子体冲刷夹带至地面,仍不断有子体产生,导致晴天和雨天情况下Rn-222子体计数差别较小㊂2.2㊀人工放射性核素探测下限变化㊀㊀在气溶胶监测时,常需要分析多种人工放射性核素,根据所监测项目的不同,分析核素的种类会略有变化㊂本实验选取核电站外围辐射环境监测中主要关注的人工放射性核素进行举例分析,有:I-131㊁Cs-134㊁Cs-137㊁Zr-95㊁Co-58㊁Mn-54㊁Zn-65和Co-60等[14]㊂在一般情况下,核电站排放这些人工放射性核素的量较少,在核电站外围气溶胶监测中,这些核素的含量往往都处于探测下限以下,因此测量时探测下限的高低对能否探测到这些人工放射性核素起着至关重要的作用㊂根据探测下限计算公式,得出样品1和样品2中常见的几种放射性核素探测下限变化,如图3 (a)和图4(a)所示㊂为了更直观的表达探测下限变化,实验将直接测量㊁放置1天测量㊁放置2天测量和放置3天测量与放置4天测量(探测下限最低值)进行比较,如图3(b)和图4(b)所示㊂可以看出,对于样品1(晴天):直接测量与放置4天测量相比,各人工放射性核素探测下限的比值范围为3.59~4.42;放置1天测量与放置4天㊃832㊃曹龙生等:超大流量气溶胶自动连续采样分析系统监测方法研究㊀图2㊀样品1(晴天)㊁样品2(雨天)中Pb -212等核素特征峰面积随放置天数的变化Fig.2㊀Variations of the characteristic peak area of Pb -212and other nuclidesin sample 1and sample 2with placement days测量相比,各人工放射性核素探测下限的比值范围为1.73~2.16;放置2天测量与放置4天测量相比,各人工放射性核素探测下限的比值范围为1.11~1.32;放置3天测量与放置4天测量相比,各人工放射性核素探测下限的比值范围为1.02~1.09㊂对于样品2(雨天):直接测量与放置4天测量相比,各人工放射性核素探测下限的比值范围为1.85~2.04;放置1天测量与放置4天测量相比,各人工放射性核素探测下限的比值范围为1.05~1.14;第放置3天测量与放置4天测量相㊃932㊃㊀辐射防护第43卷㊀第3期图3㊀样品1(晴天)中人工放射性核素探测下限随放置天数的变化Fig.3㊀Variations of detection limit of artificial radionuclides in sample 1with placementdays图4㊀样品2(雨天)中人工放射性核素探测下限随放置天数的变化Fig.4㊀Variations of detection limit of artificial radionuclides in sample 2with placement days比,各人工放射性核素探测下限的比值范围为0.96~1.08;放置3天测量与放置4天测量相比,各人工放射性核素探测下限的比值范围为0.95~1.08㊂通过实验可以得出,晴天情况下,放置3天各人工放射性核素探测下限与放置4天探测下限基本接近;放置2天时,人工放射性核素I -131㊁Cs -137的探测下限较高,分别为放置4天探测下限的1.32倍㊁1.27倍;放置1天各人工放射性核素探测下限约是放置4天探测下限的2倍左右,仍处于较高水平㊂雨天情况下,放置1天的各人工放射性核素探测下限已基本与放置4天探测下限相同㊂超大流量气溶胶自动连续采样分析系统在样品采集后放置3天开始测量,探测下限接近最低值㊂考虑到部分人工放射性核素半衰期较短,放置2天后测量,这时候探测下限处于比较合理的值,更容易探测到人工放射性物质㊂直接测量和放置1天后测量,探测下限还是处于较高值㊂而雨天情况下,放置1天后测量,探测下限已与放置4天基本相同㊂3㊀结论㊀㊀对核设施外围大气中气溶胶进行连续监测非常重要,能及时有效地对大气放射核素性浓度水平作出评估,避免产生突发事件的监测盲区㊂空气中存在一些短寿命的天然放射性核素,会在监测过程中影响到目标监测核素的探测下限,进而㊃042㊃曹龙生等:超大流量气溶胶自动连续采样分析系统监测方法研究㊀影响到监测结果的准确性,在实际测量时需要尽量消除这些影响㊂本文通过对超大流量气溶胶自动连续采样分析系统进行了一系列的实验和研究,采集并选取了晴天㊁雨天两种样品,分析样品测量过程中对康普顿平台影响较大的天然放射性核素随放置天数不同而引起的特征峰净峰面积变化情况,符合理论计算变化趋势㊂同时分析核电站外围辐射环境监测中主要关注的人工放射性核素的探测下限随样品放置天数不同而引起的变化情况㊂最后得出结论:超大流量气溶胶自动连续采样分析系统对核设施外围辐射环境进行常规监督性监测时,晴天情况下建议在样品采集完成放置2天后再进行测量,关注的人工放射性核素探测下限处于比较合理的值,更容易探测到人工放射性物质;如果放置3天探测下限基本接近最低值;雨天情况下建议样品采集完成放置1天后再进行测量,探测下限已基本接近最低值㊂如果开展应急监测,早期需要采样后直接测量时,晴天情况下探测下限大约为最低值的4~5倍,可以考虑先直接测量后,再静置衰变充分后进行复测验证,避免低浓度人工放射性核素未能被识别;雨天情况下直接测量探测下限大约为最低值的2倍,可以考虑先直接测量后,再静置衰变充分后进行复测验证;应急监测的中后期,晴天放置2天后再进行测量,雨天放置1天后测量㊂以上监测方法可用于核设施外围辐射环境气溶胶连续监测和应急情况下气溶胶连续监测,为将来超大流量气溶胶自动连续采样分析系统更好的普及及应用提供了基础㊂参考文献:[1]㊀Chung Y,Park D,Kim H,et al.The impact of gamma-irradiation from radioactive liquid wastewater on polymericstructures of nanofiltration(NF)membranes[J].Journal of Hazardous Materials,2021,403:123578.[2]㊀常印忠,王旭辉,王军,等.大气气溶胶样品中放射性核素分析(Ⅰ)气溶胶样品中放射性γ能谱分析方法[J].核技术,2004,27(6):430-434.CHANG Yinzhong,WANG Xuhui,WANG Jun,et al.Radionuclides analysis of air aerosol samples(Ⅰ)The gamma-ray spectrometric method[J].Nuclear Techniques,2004,27(6):430-434.[3]㊀监测网络管理室.全国辐射环境监测方案(2021版)[R].浙江:生态环境部辐射环境监测技术中心,2021.[4]㊀生态环境部.辐射环境监测技术规范:HJ61 2021[S].北京:生态环境部环境标准所,2021.[5]㊀孟丹,杨柳,马英豪,等.高氡环境下放射性气溶胶在线监测仪的研制[J].辐射防护,2020,40(6):571-576.MENG Dan,YANG Liu,MA Yinghao,et al.Development of an on-line continuous aerosol monitorsuitable for high radon environment[J].Radiation Protection,2020,40(6):571-576.[6]㊀张富国,张志龙,杨屹,等.氡浓度对气溶胶监测仪判断限的影响及分析[J].辐射防护,2021,41(2):119-123.ZHANG Fuguo,ZHANG Zhilong,YANG Yi,et al.Discussion on the influence of radon concentration on the decision threshold of aerosol monitors[J].Radiation Protection,2021,41(2):119-123.[7]㊀孟丹,马弢,李建伟,等.短寿命核素气溶胶监测相关问题探讨[J].辐射防护,2020,40(6):565-570.MENG Dan,MA Tao,LI Jianwei,et al.Discussion on short-lived radionuclide aerosol monitoring[J].Radiation Protection,2020,40(6):565-570.[8]㊀李建龙,谭玲龙,王彦,等.新型放射性气溶胶连续监测仪的实验研究[J].核电子学与探测技术,2009,04:921-924.LI Jianlong,TAN Linglong,WANG Yan,et al.Study of an advanced continuous radioactive aerosol monitor[J].Nuclear Elect ronics&Detection Technology,2009,04:921-924.[9]㊀李爱武,张志龙,傅翠明,等.高灵敏度的放射性气溶胶连续监测仪[J].核电子学与探测技术,2001,21(5):356-361.LI Aiwu,ZHANG Zhilong,FU Cuiming,et al.A high sensitive radiodctive aerosol monitor[J].Nuclear Electronics& Detection Technology,2001,21(5):356-361.[10]㊀傅翠明,张志龙,李静,等.放射性气溶胶连续监测仪专用滤纸性能测试[J].原子能科学与技术,2010,44(2):243-247.FU Cuiming,ZHANG Zhilong,LI Jing,et al.Performance test of special filter paper for continuous radioactive aerosols㊃142㊃㊀辐射防护第43卷㊀第3期monitor[J].Atomic Energy Science and Technology,2010,44(2):243-247.[11]㊀张志龙,傅翠明,陈宝维,等.温度引起的放射性气溶胶连续监测仪峰位漂移修正技术[J].原子能科学技术,2006,40(6):752-755.ZHANG Zhilong,FU Cuiming,CHEN Baowei,et pensation technology on peak shift caused by temperature effect inthe continuous radioactive aerosols monitor[J].Atomic Energy Science and Technology,2006,40(6):752-755.[12]㊀卢正永,李爱武,张志龙,等.放射性气溶胶监测仪探测限检测方法研究[J].原子能科学技术,2001,35(06):518-524.LU Zhengyong,LI Aiwu,ZHANG Zhilong,et al.Study on verif ication methods for the detection limit of radioactive aerosolmonitors[J].Atomic Energy Science and Technology,2001,35(06):518-524.[13]㊀Vargas A,Arnold D,Ortega X,et al.Influence of natural radioactive aerosols on artificial radioactivity detection in theSpanish surveillance networks[J].Applied Radiation &Isotopes Including Data Instrumentation &Methods for Use inAgriculture Industry &Medicine,2008,66(11):1627-1631.[14]㊀周程,张起虹,蒋云平,等.大气中放射性气溶胶的监测和评价[J].核技术,2011,34(11):866-871.ZHOU Cheng,ZHANG Qihong,JIANG Yunping,et al.Evaluation of radioactive aerosols in nuclear accident monitoring[J].Nuclear Techniques,2011,34(11):866-871.Study on monitoring method of automatic continuous sampling and analysis system for ultra-large flow aerosolCAO Longsheng,LIAO Yuhang,LV Anbiao,ZHOU Ying,ZHOU Feng(Radiation Monitoring Technical Center of Ministry of Ecology and Environment,State Environmental ProtectionKey Laboratory of Radiation Environmental Monitoring,Key Laboratory of RadiationEnvironmental Safety Monitoring of Zhejiang Province,Hangzhou 310012)Abstract :Due to different Placement decay time of aerosol samples,the detection limit of automatic continuoussampling and analysis system for ultra-large flow aerosol will be greatly affected.High detection limit may causethe fact that very low content of artificial radioactive substances in the air can not be detected.In order todevelop an optimized and perfect monitoring method,this experiment studies natural radionuclides that mainlyaffect the background and their changes with the placement time,and further analyzes the changes of thedetection limit of artificial radionuclides around nuclear facilities with sample placement time,by measuring thesamples in different weather conditions for different placement time.The results show that for routineenvironmental monitoring,the samples on sunny day need to be placed for 2days after collection;On rainydays,the collected samples shall be placed for 1day before measurement;For emergency monitoring ,direct measurement after sampling is required,the detection limit of sunny day samples are about 4-5times of theminimum value and rainy day samples are about 2times.It can be considered to measure the samples directlyfirst and then conduct verification measurement after sufficient decay time.Key words :aerosol;continuous monitoring;natural radionuclide;placement time;detection limit㊃242㊃。
HPGe伽马谱仪的源峰探测实验结果分析
HPGe伽马谱仪的源峰探测实验结果分析本实验通过对标准源伽马能谱的测量得出HPGe伽马谱仪的源峰探测效率，同时也对HPGe伽马谱仪的源峰探测效率进行了MCNP模拟，模拟的结果表明由于厂商给出的探测器尺寸不够精确从而导致了模拟结果和实验结果相差很大，通过调节探测器的死层，铝包层，距离等参数使模拟结果与实验值的趋势相同。
在双对数坐标下同时也可以看出在能量大于200keV效率与能量大致成线性关系，同时由此给出效率随能量变化关系形式，通过origin8计算给出拟合结果。
4.1实验过程4.1.1 标准源实验使用的标准源分别是60Co，137Cs，133Ba和152Eu，其中152Eu和133Ba 所包含的射线能量较多基本覆盖了从能量几十keV到MeV的能量范围，是较为理想的效率刻度标准源。
源的半径为1mm，源的活度、质量等具体信息见表4.1。
表4.1 标准源详细信息表4.1.2 实验实验对标准源进行了5cm，15cm，25cm三个距离的测量工作，同时对本底也进行了测量，通过测量获得了效率刻度源的能谱图。
测量详细过程如表4.2。
测量中为确保统计误差在1%以内，全能峰的计数保持在104以上。
表4.2 测量明细表图4.1 测量装置示意图图4.1为测量装置示意图，其中图中右侧的有机玻璃套筒是为了方便源的放置而设计的，主要是为了放置源位置的错动以减少源位置的误差，套筒的对光子的散射可以忽略不计。
杜瓦瓶中装有液氮，通过铜棒对HPGe晶体进行制冷。
其中探头部分也集成了前置放大器、偏压线路等。
从杜瓦瓶前端线路出来脉冲信号经过放大器、多道分析器进入到PC机中形成能谱图形。
4.2效率计算与MCNP模拟4.2.1 源的活度计算实验日期为2014年12月6日，由此可根据放射源的原活度计算出实验时源的活度。
表4.3 源的活度计算核素源号半衰期(年) 活度A0（Bq）日期日期与实验日期间隔ΔtEu-152 15# 13.573 132192 2000.5.25 14y+195d=14.534y Co-60 6# 5.2714 84763 2000.6.15 14y+174d=14.477y Cs-137 Cs1012-3 30.17 1.07E5 2014.11.05 31d=0.0849y210693.0,T e A A t ==-λλ （4.1）所以各个源的活度为： A(Eu-152)=62938Bq A(Co-60)=12638Bq A(Cs-137)=1.0679E5BqA(Ba-133)=1.8265E4Bq 4.2.2 效率计算在效率计算中主要使用了ORTEC MAESTRO-32读谱软件，该软件连同多道缓冲器（MCB ）和计算机对多道分析器进行了仿真，具有强大的功能和灵活性。
核工程与核技术毕业设计(论文)-几种不同规格HPGe探测器探测性能MCNP模拟
核工程与核技术毕业设计（论文）-几种不同规格HPGe探测器探测性能MCNP模拟题目:几种不同规格HPGe探测器探测性能MCNP模拟英文题:Several different specifications HPGesimulation detector performance MCNP学生姓名:专业:核工程与核技术班级:指导教师:二零一一年六月摘要高纯锗(HPGe)探测器是近几年来迅速发展的一种新型半导体探测器。
这种探测器克服了Ge(Li)探测器存在的生产周期长、需在低温下保存等缺点。
它的出现使得复杂核素的能谱定量分析成为现实。
大大推动了核能谱学的发展。
通过保持晶体的长度改变探测器晶体半径的大小，用光子和电子耦合输运MCNP程序的电子脉冲计数类型的能量展宽模拟计算HPGe探测器的γ能谱。
MCNP程序提供能峰高斯展宽的模拟方法也可以用于计算HPGe晶体对γ射线的探测效率等方面研究，对实验结果的可靠能量分辨率、峰康比、峰总比，与参考文性和准确性提供依据。
并通过MCNP计算，献的实验结果符合较好，显示了MCNP用于模拟可行性。
论文通过MCNP的模拟，比较不同规格的HPGe探测器γ射线探测性能，比与参考文献的实验结果一致，说明MCNP模拟得到的数据时可靠的，而且MCNP程序完全可以代替实验。
关键词:高纯锗探测器、蒙特卡罗模拟、探测性能AbstractHPGe is a high rapid development semiconductor detector in last few years. It overcomes the GE detectors (LI) detector long production cycle time and low temperatures storage, and so on disadvantage. It leads complex quantitative analysis of gamma spectrum radioisotope to realization. Immensely help the development of nuclear annihilation. MCNP program provides energy peak broadening Gaussian simulation method which can also be used to calculate the HPGe and to study the crystal on efficiency of γ-ray detectionthus provide evidence on the reliability and accuracy of the experimental results. Calculated by MCNP of energy resolution, peak health and than the peak, and in good agreement with the experimental results of references, which showing the feasibility of MCNP to simulationBy MCNP simulation and comparison of the γ-ray functions ofdifferent specificationsof the HPGe detector detection, this paper shows the reliablability of the simulation data. What’s more, the MCNP program can Completely replace the experiment.:、、KeywordsHPGe detector Monte Carlo simulation Detection performance目录绪论 ..................................................................... ........................................................................ (1)1 HPGe探测器的介绍 ..................................................................... .. (4)1.1 高纯锗探测器工作的基本原理 ..................................................................... . (4)1.2 高纯锗探测器的结构 ..................................................................... . (4)1.3 高纯锗探测器的性能 ..................................................................... . (7)1.3.1 能量分辨率 ..................................................................... .. (7)1.3.2 探测效率...................................................................... (8)1.3.3 峰康比 ..................................................................... ..................................................... 8 2 蒙特卡罗方法 ..................................................................... (9)2.1 蒙特卡罗方法简介...................................................................... .. (9)2.2 MCNP基础 ..................................................................... .. (9)2.3 MCNP误差的估计 ..................................................................... . (10)2.4 MCNP程序运行的结构 ..................................................................... . (11)2.5 MCNP应用 ..................................................................... (12)3 实验模拟 ..................................................................... . (14)3.1 建立蒙特卡罗模型...................................................................... (14)3.2 输入文件 ..................................................................... . (15)3.3 模拟不同规格的高纯锗探测器的计算 .....................................................................164 数据分析 ..................................................................... . (20)4.1 处理数据 ..................................................................... . (20)4.1.1 能量分比率 ..................................................................... . (20)4.1.2 探测效率 ..................................................................... .. (21)4.1.3 峰康比 ..................................................................... ................................................. 22 5 结论 ..................................................................... ........................................................................ . (24)致谢 ..................................................................... ........................................................................ . (25)参考文献 ..................................................................... ........................................................................ .. 26附录 ..................................................................... ........................................................................ .. (27)东华理工大学毕业设计(论文) 绪论绪论半导体探测器已经历了半个多世纪的不断发展，探测器种类不断丰富，性能不断提高。
HPGe探测器对圆柱型体γ源效率刻度的经验公式
HPGe探测器对圆柱型体γ源效率刻度的经验公式聂鹏;倪邦发;田伟之【摘要】介绍了HPGe γ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~(141)Ce(145.4keV)、~(51)Cr(320.8 keV)、~(198)Au(411 keV)、~(65)Zn(1115.5 keV)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.【期刊名称】《核技术》【年(卷),期】2010(033)001【总页数】2页(P79-80)【关键词】HPGeγ探测器;体源;效率刻度;经验公式【作者】聂鹏;倪邦发;田伟之【作者单位】中国原子能科学研究院核物理研究所,北京,102413;中国原子能科学研究院核物理研究所,北京,102413;中国原子能科学研究院核物理研究所,北京,102413【正文语种】中文【中图分类】O571.5在体源γ射线发射率的HPGe γ谱学测定中，通常采用点源近似法或相同几何和近似基体的标准体源比较测定的方法。
点源近似法是一种粗略的处理方法，不适合于精确的计算。
用相同体积和近似基体的标准体源进行探测效率的相对测定方法，虽然精确，但要制作满足上述要求的标准体源，既耗费劳力又浪费物力。
本文通过对体源放射性探测的物理过程、体源的几何特征以及体源与探测器的相对位置的分析，推导出以给定几何点源效率归一的、圆柱型体源中级联符合效应可忽略的、γ射线全能峰效率计算的经验公式以放射性水溶液体源141Ce (145.4 keV)、51Cr (320.8 keV)、198Au (411 keV)、65Zn (1115.5 keV)γ射线全能峰相对效率实测值与计算值的比较，证明了该公式的实用性和简便性。
设圆柱型体源的半径为R，高度为H，体源底部到HPGe探测器表面的距离为S，探测器的半径为R’，探测器的有效作用深度为S0[1]。
用于HPGe探测器效率标定的模拟气体刻度源的研制
用于HPGe探测器效率标定的模拟气体刻度源的研制王世联;李奇;樊元庆;刘蜀疆;常印忠;贾怀茂;陈占营;张新军;王军【摘要】准确校准测量系统的探测效率是HPGe探测器γ能谱法测量放射性气体活度的关键,放射性气体的半衰期一般较短且样品制备过程复杂,这些客观因素给效率校准工作带来很多不便.本工作提出了模拟气体刻度源的制备方案并进行了实验研究,所制备的模拟刻度源最小基质密度为0.043 g/cm3,自吸收的影响小于0.5%.通过与效率参考值的比较表明,模拟气体刻度源的制备方案简单可行,所制备的模拟气体刻度源可代替气体标准源实现气体活度测量中HPGe探测器的效率校准以及探测效率的日常监督.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2010(044)007【总页数】5页(P773-777)【关键词】模拟气体刻度源;活度;峰效率;HPGe探测器【作者】王世联;李奇;樊元庆;刘蜀疆;常印忠;贾怀茂;陈占营;张新军;王军【作者单位】清华大学,工程物理系,北京,100084;禁核试北京国家数据中心和北京放射性核素实验室,北京,100085;禁核试北京国家数据中心和北京放射性核素实验室,北京,100085;禁核试北京国家数据中心和北京放射性核素实验室,北京,100085;禁核试北京国家数据中心和北京放射性核素实验室,北京,100085;禁核试北京国家数据中心和北京放射性核素实验室,北京,100085;禁核试北京国家数据中心和北京放射性核素实验室,北京,100085;禁核试北京国家数据中心和北京放射性核素实验室,北京,100085;禁核试北京国家数据中心和北京放射性核素实验室,北京,100085;禁核试北京国家数据中心和北京放射性核素实验室,北京,100085【正文语种】中文【中图分类】TL331核爆炸过程中,235U和239Pu等核燃料裂变产生大量的固体裂变产物及裂变气体。
由于稀有气体氙同位素(131Xem、133Xem、133Xe和135Xe)的裂变产额大且易挥发,较易释放到大气中,且半衰期适中,是CTBT(全面禁止核试验条约)核素监测中重要的放射性气体核素。
HPGe γ谱仪无源效率刻度软件验证
HPGe γ谱仪无源效率刻度软件验证钟军;郭翔博;王玮;罗老永【摘要】本文通过制作一系列不同密度、不同形状、不同厚度的标准源,测量得到HPGe谱仪效率,并与无源效率刻度软件计算结果比较,验证无源效率刻度软件的准确度.【期刊名称】《科技视界》【年(卷),期】2016(000)018【总页数】2页(P14-15)【关键词】无源效率刻度;γ谱分析;验证【作者】钟军;郭翔博;王玮;罗老永【作者单位】中国核动力研究设计院,四川成都610005;中国核动力研究设计院,四川成都610005;中国核动力研究设计院,四川成都610005;中国核动力研究设计院,四川成都610005【正文语种】中文在核设施退役、环境监测、实验室测量等领域,需使用高纯锗γ谱仪对所取样品进行核素分析及活度测量，而γ谱仪为相对测量装置，测量前需对仪器进行效率校准。
由于样品种类多，样品尺寸变化大，全部采用实验校准方法工作量巨大，难以实施。
为了解决这一问题，可采用无源与有源相结合的方法对谱仪进行校准，即通过一系列试验，验证计算方法准确性，确认计算方法可行的前提下，对其余类型样品可采用无源效率刻度方法进行效率计算。
首先制作标准样品，采用γ谱仪对标准样进行测量，得到试验效率，然后采用无源效率刻度软件，计算得到该条件下效率值，通过两者比较，验证无源效率刻度软件的准确性及适用范围。
采用已知活度152Eu溶液制作所需标准源。
标准源分为平板状、柱状、管状等。
所制作标准样编号及活度值见表1。
3.1 平板状样品效率3.1.1 不同尺寸平面源样品效率将A13样品放入谱仪进行测量，对所获取谱数据进行处理，得到谱仪对50×50mm平面源效率曲线。
分别将60×60mm、70×70mm、100× 100mm平面源放入谱仪进行测量，得到谱仪对不同尺寸平面源不同能量点探测效率（见表2）。
由表中数据可知，谱仪对平面源效率先随尺寸增大而增加，然后随尺寸增大而减小。
利用 HPGe 铀能谱88～100 keV 能区确定铀富集度方法研究
利用 HPGe 铀能谱88～100 keV 能区确定铀富集度方法研究周浩;赵永刚;李建华;金惠民【摘要】利用铀材料γ能谱88～100 keV能区中γ、X射线重峰分解确定同位素丰度的方法，是铀同位素分析商用软件MGAU、MGA＋＋等的核心技术。
本文建立了γ、X射线峰形模型，提出了效率拟合因子修正效率的方法，并自行编写了铀富集度分析程序。
用 H PGe γ谱仪对两种化学形态、铀富集度范围为1.80％～90.1％的铀样品进行了测量，以验证自编程序的可行性。
利用本文所编写的程序分析实验能谱，得到的芯块样品分析结果与标称值的相对偏差小于2％，粉末样品分析结果与标称值的相对偏差小于1％。
%T he method w hich is used to determine uranium enrichment by deconvoluting complex peak clusters in 88-100 keV region of γ/X spectrum of ur anium materials is the key technique of some uranium enrichment determination software ,such as MGAU , MGA + + ,etc .According to the basic principle of this method ,a code to analyze the spectrum was written ,in which peak shape model of γ/X ray was built to fit the spec-trum and efficiency fitting factor was developed to make efficiency correction . Two types of uranium samples with enrichment ranging from 1.80% to 90.1% were meas-ured by a HPGe detector and analyzed by the code . For the samples measured , the uranium enrichment was determined with relative deviation of about 2% for pellet and 1% for pow der samples .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2014(000)007【总页数】6页(P1159-1164)【关键词】铀富集度测量;峰形模型;重峰分解【作者】周浩;赵永刚;李建华;金惠民【作者单位】中国原子能科学研究院放射化学研究所，北京 102413;中国原子能科学研究院放射化学研究所，北京 102413;中国原子能科学研究院放射化学研究所，北京 102413;中国原子能科学研究院放射化学研究所，北京 102413【正文语种】中文【中图分类】O657.35γ能谱法是测量铀富集度的首选方法之一，其所用探测器和分析技术取决于应用场景和被测对象。
便携式HPGeγ谱仪能谱剂量转换函数计算
便携式HPGeγ谱仪能谱剂量转换函数计算
李惠彬;贾明雁;吴睿;冯天成;苏川英
【期刊名称】《核电子学与探测技术》
【年(卷),期】2013(033)006
【摘要】便携式γ谱仪是测量环境γ辐射的有效设备,除了用于定性或定量分析放射性核素外,也可以用于空气γ吸收剂量率测量.如果要求精确测量,需要使用能谱剂量转换函数,即G(E)函数进行能谱处理.首先使用6种标准点源刻度了一台HPGe γ谱仪对各种能量γ射线的能谱响应,然后使用最小二乘法计算了其G(E)函数,并分析了G(E)函数的特点.最后,根据电离室的空气γ吸收剂量率测量结果检验了计算结果的正确性.
【总页数】6页(P699-704)
【作者】李惠彬;贾明雁;吴睿;冯天成;苏川英
【作者单位】西北核技术研究所,西安841700;清华大学工程物理系辐射防护研究室,北京100086;西北核技术研究所,西安841700;西北核技术研究所,西安841700;西北核技术研究所,西安841700;西北核技术研究所,西安841700
【正文语种】中文
【中图分类】TL817
【相关文献】
1.HPGeγ谱仪γ能谱高能端探测效率校准 [J], 杨波;魏强林;吴和喜;刘玉娟;刘义保
2.MCNP模拟HPGe谱仪γ能谱的初步实验验证一例 [J], 张立国;刘宇;肖志刚
3.干扰核素对便携式HPGeγ谱仪全能峰效率的影响 [J], 陆小军;何林峰;徐一鹤;赵超;宋家斑;韩刚;唐方东
4.基于Gaussian-LM算法的便携式多道γ能谱仪自动稳谱研究 [J], 段金松;李婷;王玮;麻金龙;武旭东
5.用蒙特卡罗程序对HPGeγ谱仪做能谱模拟和探测效率计算 [J], 朱国锋
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。