第八章反应堆核测量与辐射监测分解
《核反应堆物理分析》名词解释及重要概念整理
E E r 第一章—核反响堆的核物理根底直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里放射出来，而中子却留在了靶核内的核反响。
中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反响过程。
非弹性散射：中子首先被靶核吸取而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并放射 γ 射线而返回基态。
弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。
微观截面：一个中子和一个靶核发生反响的几率。
宏观截面：一个中子和单位体积靶核发生反响的几率。
平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。
核反响率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。
中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内全部中子在单位时间内穿行距离的总和。
多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也渐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。
瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约 10-14s)放射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中放射出来的，把这些中子叫缓发中子。
其次章—中子慢化和慢化能谱慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。
集中时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。
平均寿命：在反响堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最终被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。
慢化密度：在 r 处每秒每单位体积内慢化到能量E 以下的中子数。
分界能或缝合能：通常把某个分界能量 以下的中子称为热中子， 称为分界能或缝合能。
c c第三章—中子集中理论中子角密度：在 r 处单位体积内和能量为 E 的单位能量间隔内，运动方向为 的单位立体角内的中子数目。
慢化长度：中子从慢化成为热中子处到被吸取为止在介质中运动所穿行的直线距离。
反应堆核辐射测量
在核电站中对于需要连续进行取样和测量的地方 （例如安全壳排气系统和烟仓等），通常对放射 性气体、β和γ气溶胶以及碘进行连续采样监测。 VI.衣服、 VI.衣服、工具等物体表面污染的测量 衣服 通常采用的方法使用表面污染测量装置进行直接 测量或者对于那些本底水平高又难于进行直接测 量的地方可以用“擦拭法”进行间接测量。所谓 “擦拭法”就是用微孔滤纸揩擦污染物的表面， 并用放射性测量仪器测定附着在纸上的放射性， 在经过修正后则可推算出物体表面被放射性污染 的程度。
VIII.环境放射性测量 VIII.环境放射性测量 核电站进行环境放射性监测的目的是：根据核 电站运行所释放的废气、废水、废物量，估算对 周围居民和生物构成的辐照；验证放射性同位素 排放率，以周围环境中放射性同位素的浓度和所 致的剂量对照国家规定的标准，定期向当地机关 及卫生机构提供数据，主动接受审查。 1.核电站运行前的资料调查和本地测量 2.核电站运行期间的常规测量 3.事故后的环境放射性监测
反应堆核辐射测量
一．反应堆放射性的来源
放射性来源（裂变反应）: 初级辐射（核燃料在裂变时及裂变后的产物放出的 辐射） 次级辐射（由初级辐射与物质相互作用产生的辐射） 1.反应堆堆芯中子和γ射线源 中子源 : I.瞬发裂变中子 :在裂变中子中占99％,裂变瞬间 （约10-14S）发射的中子，其能量十几kev到 18kev II.缓发裂变中子:在裂变中子中占1％,裂变碎片衰变 过程中发射出来的中子，其能量<0.7Mev
放射性气体
裂变直接变成放射性气体 131I、135I、85Kr、133Xe、135 Xe
放射性气溶胶
反应堆一回路总会有一些泄漏，固体放射性物质以直径为0.001— 0.1μm的颗粒悬浮在空气中，形成放射性气溶胶
辐射监测方案
辐射监测方案一、背景介绍辐射监测是指对环境中的辐射水平进行监测和评估，以保护公众和环境免受辐射的危害。
在核能、医疗、工业等领域，辐射监测是非常重要的一项工作，能够及时发现辐射源、评估辐射水平，为决策者提供科学依据，确保公众和环境的安全。
二、监测目标本次辐射监测方案的目标是对某核能发电厂周边环境进行辐射水平的监测，确保辐射水平在安全范围内，保护公众和环境的健康。
三、监测范围本次辐射监测方案的监测范围包括核能发电厂周边区域，包括但不限于核能发电厂的辐射区域、周边居民区、农田、水源地等。
四、监测内容1. 辐射源监测：对核能发电厂内部的辐射源进行监测，包括核反应堆、核燃料储存池等，确保辐射源的安全运行。
2. 环境辐射监测：对核能发电厂周边环境的辐射水平进行监测，包括空气中的γ射线、β射线、α射线等，土壤中的放射性元素含量，水源中的放射性核素含量等。
3. 辐射剂量监测：对核能发电厂周边居民和工作人员的辐射剂量进行监测，确保其辐射剂量在安全范围内。
4. 食品辐射监测：对核能发电厂周边农田产出的农产品进行辐射检测，确保食品的辐射水平符合国家标准。
5. 应急监测：在核事故或突发事件发生时，及时进行辐射监测，评估辐射风险，提供应急决策参考。
五、监测方法1. 采样：根据监测内容，采集空气、土壤、水源、食品等样品进行分析。
采样点位应覆盖监测范围内的各个重要区域。
2. 分析：使用专业的辐射检测设备和实验室设备，对样品进行辐射分析，测量辐射水平和放射性元素的含量。
3. 数据处理：对监测数据进行整理、统计和分析，生成监测报告。
报告中应包括监测结果、辐射水平评估和建议措施等内容。
六、监测频率1. 定期监测：根据监测内容的不同，制定定期监测计划，确保对辐射水平进行长期监测。
2. 不定期监测：根据环境变化、核能发电厂运行状态等因素，进行不定期监测，以评估辐射风险。
七、监测报告每次监测完成后，应及时编制监测报告，报告中应包括监测结果、辐射水平评估和建议措施等内容。
反应堆核辐射测量
在核电站中对于需要连续进行取样和测量的地方 （例如安全壳排气系统和烟仓等），通常对放射 性气体、β和γ气溶胶以及碘进行连续采样监测。 VI.衣服、 VI.衣服、工具等物体表面污染的测量 衣服 通常采用的方法使用表面污染测量装置进行直接 测量或者对于那些本底水平高又难于进行直接测 量的地方可以用“擦拭法”进行间接测量。所谓 “擦拭法”就是用微孔滤纸揩擦污染物的表面， 并用放射性测量仪器测定附着在纸上的放射性， 在经过修正后则可推算出物体表面被放射性污染 的程度。
0
Cd + n →114 Cd * →114 Cd + γ 10B＋n 7Li*＋α 7Li＋γ
113
2.一回路等系统中的放射性 2.一回路等系统中的放射性
16Nγ辐射源 16O(n，p)16N* 16N* 7.5Mev，6.1 Mev γ射线
利用监测16N的γ射线可以监测蒸汽发生器一回路侧的泄漏 13Nγ辐射源 16O（p，α）13N 13N是β＋发射体,
VIII.环境放射性测量 VIII.环境放射性测量 核电站进行环境放射性监测的目的是：根据核 电站运行所释放的废气、废水、废物量，估算对 周围居民和生物构成的辐照；验证放射性同位素 排放率，以周围环境中放射性同位素的浓度和所 致的剂量对照国家规定的标准，定期向当地机关 及卫生机构提供数据，主动接受审查。 1.核电站运行前的资料调查和本地测量 2.核电站运行期间的常规测量 3.事故后的环境放射性监测
137 53 137 53
II. 蒸汽发生器管子破漏的放射性监测 蒸汽发生器在正常运行期间，二回路侧通常是没有 人工放射源的，一旦蒸汽发生器的管子发生破损， 一回路冷却剂就会向二回路渗漏，使蒸汽带有放射 性，影响汽轮机及整个汽轮机装置的正常运行和检 修。 III.压力容器破损的监测 III.压力容器破损的监测 对一回路压力边界向安全壳内的泄漏，目前不仅依 靠KRT系统的安全壳空气辐射监测系统(包括安全壳 内气溶胶，惰性气体和 131I的测量系统)来进行，还 增设了堆本体及控制棒驱动机构泄漏监测系统，即 13N监测系统。
山东省考研核工程与核技术应用复习资料核反应堆与辐射防护知识梳理
山东省考研核工程与核技术应用复习资料核反应堆与辐射防护知识梳理核反应堆是核能利用的重要设施，它能够提供大量的热能和电能。
然而，核反应堆中存在放射性核材料，因此辐射防护是核反应堆工程中的重要环节。
本文将重点梳理山东省考研核工程与核技术应用方向的核反应堆与辐射防护相关知识点。
一、核反应堆的基本原理与分类核反应堆是通过控制核裂变反应和核聚变反应来释放和控制能量的装置。
按照能源来源分类，核反应堆分为裂变堆和聚变堆。
裂变堆以核裂变释放的能量为主要能源，聚变堆则以核聚变反应释放的能量为主要能源。
此外，核反应堆还可以按照中子速度分类，包括热中子堆、快中子堆和混合中子堆。
二、核反应堆的工作原理核反应堆实现能量转化的基本原理是控制中子链式反应。
核反应堆通过控制中子的速度、中子俘获和中子泄漏等过程来调节能量释放。
核反应堆中的核燃料经过裂变或聚变反应，释放出大量的能量，使冷却剂（如水或氦气）变热，再通过热交换装置释放出来。
三、核反应堆中的辐射防护措施核反应堆中存在大量的辐射，包括γ射线、中子和β射线等。
为保护人员和环境的安全，需要采取辐射防护措施。
辐射防护措施主要包括以下几个方面：1.屏蔽措施：采用合适的材料来遮挡和吸收辐射物质，如厚重的混凝土屏蔽墙和护罩等。
2.远离辐射源：将人员远离辐射源，减少接触辐射的可能性。
3.防护设备：工作人员在核反应堆周围需要佩戴适当的防护设备，如铅衣、防护面具等。
4. 辐射监测：对核反应堆周围环境和人员进行辐射监测，确保辐射水平在合理范围内。
四、辐射剂量和剂量限制辐射剂量是辐射对人体产生的影响的度量。
辐射剂量可以用剂量当量、有效剂量和等效剂量等进行评估。
为了确保人员和环境的安全，需要制定剂量限制。
不同的国家和组织对剂量限制有不同的标准，如国际原子能机构（IAEA）和国际委员会防护辐射(ICRP)等。
五、核反应堆事故与应急措施核反应堆事故可能会造成严重的辐射泄漏和环境污染。
因此，核反应堆工程中的应急措施十分重要。
核反应堆的热传导和热辐射
核反应堆的热传导和热辐射核反应堆是一种利用核能制造能量的装置。
它在运行过程中会产生大量的热能，这些热能需要通过热传导和热辐射来传递出去。
本文将简要介绍核反应堆的热传导和热辐射。
一、热传导热传导是指热能在不同温度体系之间由高温区向低温区传递的过程，也称为热传递。
对于核反应堆来说，热传导非常重要，因为如果热能不能通过热传导有效地传递到反应堆外围，就很容易引起反应堆失控。
核反应堆中，燃料棒是产生热能的核反应的主要场所，因此需要确保燃料棒与热流体(一般是水)之间能够良好地传热。
首先，燃料棒是一个环形空间，既然是空间，就需要一个物质来连接水和燃料棒，这就是热水道。
热水道的作用是把水导入燃料棒管内，然后再通过温度的提升，把热传递出去，由于水的比热较大，所以水具有很好的吸热作用。
此外，燃料棒管内还充满了气体，一开始充满的是氮气，而后改为氦气，氦气比氮气的分子量小，具有更好的渗透性，使得热能可以容易地从燃料棒管内传递到热传递媒介中。
再加上反应堆外侧还有一个厚重的加强壳，使得燃料棒、热水道、加强壳形成了非常完整的热通道，有助于热能的传导。
但这也不是意味着核反应堆的热传导问题就完美解决。
在核反应堆过热和降温的过程中，由于受热介质温度波动的影响，在燃料棒的一个截面位置上就会产生一个温度差。
然而，由于燃料棒内部填充有热传导系数较小、热阻较大的物质，如氢等，导致燃料棒内部的温度分布不均，甚至可能会产生热点，这样就可能会引起燃烧，导致反应堆失控。
因此，需要根据对核反应堆不同部位热传导规律的研究，对核反应堆进行有针对性的优化设计，以保证安全运行。
二、热辐射除了热传导，热辐射也是核反应堆热能传递的重要方式。
热辐射是物体热运动速度产生的电磁波辐射，不需要介质参与，因此热辐射可以在真空中进行。
由于核反应堆内部的高温区域，会产生大量的热辐射，热辐射会使反应堆内部温度不断上升。
在核反应堆中，由于核反应产生的能量是以高温方式释放的，如果不及时传出核反应堆，会导致反应堆失控，给反应堆带来很大危害。
核反应堆物理-复习重点--答案
第一章核反应堆的核物理基础（6学时）1.什么是核能？包括哪两种类型？核能的优点和缺点是什么？核能：原子核结构发生变化时释放出的能量，主要包括裂变能和聚变能。
优点：1）污染小：2）需要燃料少;3）重量轻、体积小、不需要空气，装一炉料可运行很长时间。
缺点：1）次锕系核素具有几百万年的半衰期，且具有毒性,需要妥善保存;2）裂变产物带有强的放射性，但在300年之内可以衰变到和天然易裂变核素处于同一放射性水平上；3）需要考虑排除剩余发热。
2.核反应堆的定义。
核反应堆可按哪些进行分类，可划分为哪些类型？属于哪种类型的核反应堆？核反应堆：一种能以可控方式产生自持链式裂变反应的装置。
核反应堆分类：3.原子核基本性质。
核素：具有确定质子数Z和核子数A的原子核。
同位素：质子数Z相同而中子数N不同的核素。
同量素：质量数A相同，而质子数Z和中子数N各不相同的核素.同中子数：只有中子数N相同的核素。
原子核能级:最低能量状态叫做基态，比基态高的能量状态称激发态.激发态是不稳定的，会自发跃迁到基态，并以放出射线的形式释放出多余的能量.核力的基本特点：1）核力的短程性2）核力的饱和性3）核力与电荷无关4.原子核的衰变。
包括：放射性同位素、核衰变、衰变常数、半衰期、平均寿命的定义;理解衰变常数的物理意义；核衰变的主要类型、反应式、衰变过程，穿透能力和电离能力。
放射性同位素：不稳定的同位素，会自发进行衰变,称为放射性同位素。
核衰变:有些元素的原子核是不稳定的,它能自发而有规律地改变其结构转变为另一种原子核，这种现象称为核衰变，也称放射性衰变。
衰变常数:它是单位时间内衰变几率的一种量度；物理意义是单位时间内的衰变几率，标志着衰变的快慢。
半衰期:原子核衰变一半所需的平均时间。
平均寿命：任一时刻存在的所有核的预期寿命的平均值。
衰变类型细分前后变化射线性质ααZ减少2，A减少4 电离本领强，穿透本领小ββ—Z增加1，A不变电离本领较弱,穿透本领较强β+ Z减少1,A不变电子俘获Z减少1，A不变γγ激发态向基态跃迁电离本领几乎没有，穿透能力很强5.结合能与原子核的稳定性。
第八章反应堆核测量与辐射监测
2019/11/25
核工程检测技术
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(二)正比计数管
正比计数器有以下几个特点
(1)正比计数器的脉冲高度比电离室增大A倍，因此降低了对 放大器的要求。
(2)由于在一定的工作电压下A是常数，所以正比计数器输出 脉冲幅度正比于入射粒子能量，因此，它和脉冲电离室 一样，具有较高的灵敏度。正比计数器原则只要有一对 离子就可能分辨出来，因此．适于探测低能或比电离低 的粒子。
(3)由于A随工作电压而变化，因此，工作中对电源电压的稳 定性要求很高，一般不稳定性＜0.1％。
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核工程检测技术
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第一节 核仪表 的工作原理
一、概述 在核电站中有各种核辐射测量任务，一个核辐射检
测装置通常由核辐射探测器、探测器输出信号的处理仪 器和其它一些附属设备组成,核辐射探测器是完成测量 任务的关键部件。
核辐射探测器的主要作用是使进入探测器灵敏区 域的核辐射转变为信号处理设备能够接收的信号，例 如电信号、光信号、声信号、热信号等。
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核工程检测技术
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探侧器把核辐射转变为电信号的物理过程在很大程度 上决定了探测器的主要技术性能和作用。
第一个阶段：入射的粒子，如果不是带电的，如γ光子和中 子，则通过与探测器物质的相互作用，转变或产生出带电 粒了，这些带电粒子在探测器内的一个特定区域使原子或 分子电离和激发；
第二个阶段：初电离或激发的原子，在探测器的外加电场 中作定向移动，因而在探测器外部负载电路中给出一个电 流信号，称为探测器的本征电流信号。
化学实验：核反应
实验结果与结论
核反应的实验结果：生成新的元素和能量
实验结论：核反应是原子核内部的变化，可以产生新的元素和能量
实验意义：核反应在科学研究、能源利用、医学等领域具有广泛的应用价值
实验注意事项：核反应具有放射性，需要采取安全措施进行实验
核反应的应用
核能发电
核能发电发展历程：从实验阶段到商业应用，技术不断进步和完善
核反应堆的设计和建造：必须符合严格的安全标准和规范
操作人员的培训和资格认证：必须经过专业的培训和考核，具备相应的操作技能和知识
应急处理措施：制定应急预案，确保在发生核事故时能够迅速采取有效措施，减少损失和影响
核废料的处理与处置
添加标题
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核废料的处理方法：固化处理、深地质处置、再处理
化学实验：核反应
汇报人：XX
目录
01
核反应的原理
02
核反应的实验设备
03
核反应的实验过程
04
核反应的应用
05
核反应的安全与防护
核反应的原理
核反应的定义
核反应是原子核内部的变化过程，涉及到原子核中的质子和中子。
聚变是指两个或多个较轻的原子核结合成一个较重的原子核，同时释放出大量的能量。
裂变是指一个重原子核分裂成两个或多个较轻的原子核，同时释放出大量的能量。
核反应可以分为两种类型：裂变和聚变。
核反应的类型
裂变反应：重原子核分裂成两个或多个较轻的原子核
聚变反应：两个或多个较轻的原子核结合成一个较重的原子核
放射性衰变：不稳定的原子核自发地放出粒子或射线，转变为稳定的原子核
核反应堆：可控的核裂变反应，用于发电和研究
核反应的能量来源
核反应堆测量技术及监管机制研究
核反应堆测量技术及监管机制研究随着核能作为一种清洁、高效的能源形式被广泛应用，核反应堆的建设和运行也越来越受到重视。
然而，核反应堆本身的特殊性质也给其安全运行带来了很大挑战。
因此，对核反应堆的测量技术和监管机制进行研究和改进，是非常必要的。
一、核反应堆测量技术核反应堆作为一种复杂的系统，其安全运行离不开对各种参数的实时监测和控制。
核反应堆测量技术主要包括温度、压力、辐射、流量等多个方面。
1、温度测量核反应堆中，温度是一个非常关键的参数。
核反应堆温度的大小直接影响核反应的强度和运行稳定性。
普通的温度计无法承受高温下的反应堆环境，因此在核反应堆中采用了特殊的测量方式。
较为常见的核反应堆温度测量技术主要包括红外线测温、半导体热电测量、热电偶等多种方式。
其中，热电偶因其受辐射损伤的问题，正在逐步被替代。
2、压力测量核反应堆内部物质的流动和状态，往往会受到压力的影响。
因此，在核反应堆中选择合适的方法对压力进行测量非常重要。
核反应堆中常见的压力测量技术主要包括压电式传感器、毛细压力计、电容式压力传感器等多种方式。
不同于温度测量，压力测量主要面临的是高辐照下防护的问题。
3、辐射测量核反应堆中，辐射测量可以提供重要的安全指标。
辐射测量不仅可以用于核反应堆本身的安全监测，也是判断周边环境辐射水平的重要手段。
辐射测量技术的发展也是核反应堆安全监管中的重要内容。
辐射测量主要有：阳极气体离子化探测器、NaI闪烁体探测器、γ射线电离室等测量手段。
目前较为常用的是电离室吸收法、放射性核素法、活动测量法、X射线测量法等。
4、其他测量方式除上述核反应堆的重要参数外，流量、浓度等参数在核反应堆的测量中也是非常重要的。
在同类参数中，核反应堆的测量通常都要考虑到高温、高压、高辐射等特殊条件。
二、监管机制的研究核反应堆是一个既敏感又不稳定的系统。
其安全运行不仅需要高质量的测量技术，也需要完善的监管机制。
监管机制概念上包括：制定有效的安全标准、完善的安全保护体系、强大的监督检查制度等几方面，在提高核反应堆的安全性方面发挥着重要作用。
核反应堆物理知识点总结
核反应堆物理知识点总结核反应堆的基本原理核反应堆是通过核裂变或核聚变反应释放能量，实现能量的控制和转换。
核反应堆中的燃料通常是放射性同位素，如铀、钚等。
在裂变反应中，这些放射性同位素被中子轰击后裂变成两个或更多的裂变产物，伴随着大量的能量释放；在聚变反应中，两个轻核子融合成一个重核子，同样伴随着释放大量的能量。
裂变反应的示意图如下所示，以铀-235为例：铀-235 + 中子→ 钒-141 + 锶-92 + 3中子 + 能量聚变反应的示意图如下所示，以氘与氚核聚变产生氦和中子为例：氘 + 氚→ 氦 + 中子 + 能量核反应堆的结构核反应堆通常由反应堆压力容器、燃料组件、控制棒、冷却剂、反应堆堆芯、反应堆容器等部件组成。
其中，反应堆压力容器是核反应堆的主要设备之一，用于容纳反应堆的燃料组件和控制棒，同时提供辐射屏蔽和冷却外壳。
燃料组件是反应堆的核心部件，包含了核燃料和结构材料，用于裂变或聚变反应产生能量。
控制棒是用来调节核反应堆功率的设备，通常由吸中子材料组成，可以调整中子通量，控制核裂变反应的速率。
冷却剂则是用来带走反应堆核心区的热量，防止核反应堆过热。
核反应堆的工作原理核反应堆的工作原理主要包括裂变链式反应、控制反应堆功率、调节中子通量、冷却反应堆核心等几个方面。
首先，核反应堆的工作是通过裂变链式反应来释放能量的。
在核反应堆中，加速中子被注入燃料组件，引发铀或钚等放射性同位素的核裂变，并释放更多的中子，在一连串的核裂变中，释放出巨大的能量。
其次，为了控制核反应堆的功率，需要调节中子通量。
一般情况下，核反应堆的功率是通过控制棒来调节的，控制棒的进出深度会影响中子的散射，从而调节核反应堆的功率。
最后，为了防止核反应堆过热，需要冷却反应堆核心。
核反应堆中通过冷却系统可以带走核反应堆核心的热量，防止核反应堆过热。
核反应堆的安全控制核反应堆的安全控制是核能工程的重要一环，主要包括核反应堆冷却系统设计、核反应堆辐射屏蔽设计、控制系统设计等。
核反应堆反应性测量技术研究
核反应堆反应性测量技术研究核反应堆反应性测量技术是指对于核反应堆中的核反应性进行测量和监测的技术。
核反应堆反应性测量技术是核反应堆运行安全的关键之一，通过测量和监测核反应堆的反应性，可以及时预警和掌握核反应堆运行中的问题，保障核反应堆的安全。
核反应堆反应性测量技术主要涉及到反应堆物理特性参数的测量和分析。
反应堆物理特性参数包括反应堆中的中子通量、反应率、反应器功率控制系统、反应堆中的热释放等等。
反应堆物理特性参数的测量需要使用一系列的探测器和测量仪器。
反应堆中的中子通量是反应率、功率控制系统等的基础。
中子通量的测量主要采用膜法和电池法。
在膜法中，用铝箔或者银箔等膜片在中子场中浸泡一段时间后，膜片中的核素会发生放射性改变，通过测量释放的放射性能量来计算中子通量。
在电池法中，利用中子和测量样品中的核反应产生的电离来测量中子通量。
反应堆的反应率反映了反应堆内燃料的利用效率。
反应率的测量多采用直接测量法和中子活度法。
直接测量法通过对反应堆中内部某些位置的核反应率进行直接测量，来计算反应堆的反应率。
中子活度法是一种间接测量反应率的方法，测量探头内部的核素活度，根据活度与核反应通量之间的关系计算反应堆反应率。
功率控制系统是反应堆控制的关键之一。
其测量方法主要有位置信号测量法和度电法。
位置信号测量法通过测量功率控制器中空气掠过的位置信号来精确控制反应堆功率。
度电法通过度电器来测量功率控制器中电路的电流，从而对反应堆进行功率控制。
反应堆放热是反应堆过程中的一种热力学现象。
测量反应堆放热可以更好地了解反应堆的工作状态，从而保证反应堆的安全运行。
测量方法主要有传感器测量法和流量测量法。
传感器测量法通过测量反应堆热释放的热量来计算热释放功率。
流量测量法则是通过测量反应堆过冷水的流量、温度差和压降等参数来计算出反应堆放热功率。
在核反应堆反应性测量技术研究中，需要结合实际反应堆的运行情况和特点，选择最适合的测量方法，同时需要不断更新和创新测量技术，提高核反应堆的运行质量和安全性。
核能反应堆在安全运行中的监测技术
核能反应堆在安全运行中的监测技术核能反应堆在现代社会中扮演着重要的角色，其作为一种高效清洁的能源供应方式得到了广泛的应用。
然而，核能反应堆的安全运营也成为了人们关注的热点话题。
在核能反应堆的安全运行中，监测技术是必不可少的一环。
本文将探讨核能反应堆在安全运行中的监测技术。
第一部分：核能反应堆的安全运行“核能反应堆”一词可能使人们联想到一种危险、不安全的堆，这一词汇背后的恐惧也限制了其在公众中的应用。
实际上，核能反应堆是一种相对安全的能源供应方式，它产生的辐射和化学污染远小于人们想象中的情况。
核能反应堆的安全运行是指让它在核反应产生的能量下自行燃烧、避免产生人为干扰或故障而引发可能的不安全措施，从而保持稳定且安全的运营状态。
这一过程需要多种技术手段和设备的支持。
第二部分：监测技术在核能反应堆安全运行中的作用反应堆运行过程中，各种参数变化都可能对核反应产生影响，从而导致反应出现偏差或失稳的结果。
因此，对于反应堆运行参数进行跟踪监测在预防和避免反应堆运行异常的情况下是非常重要的。
在核能反应堆运行中，监测技术扮演了重要的角色。
2.1 温度监测技术在核反应堆中，温度是一个非常重要的运行参数。
山西某核电站通过在反应堆某些区域部署高温传感器，收集反应堆中不同地区的温度数据。
这些传感器每分钟即时监测体温变化，并记录数据，以实时跟踪反应堆状态。
通过长期的数据分析，可以找出可能发生的问题，并通过修改其他参数恢复正常的运行。
2.2 辐射监测技术反应堆放射性物质的释放始终是人们担心的问题。
通过在一定距离外部环境放置多组灵敏度不同的辐射探测器，对反应堆周边辐射数值进行实时监测。
当探测器检测到异常辐射情况时，可立即对反应堆进行调整措施，有效避免反应堆在运行过程中出现异常事故。
2.3 燃料元件监测技术反应堆中，燃料元件是核反应的直接介质，燃料变形、燃料损坏或者其他不正常情况都可能引起反应堆运行不稳定，甚至是引起个护的事故。
通过在燃料元件上部署光学监视系统，对燃料元件的形态和燃尽度进行在线监测，在检测到不正常情况时报道，并采取紧急措施。
核反应堆的工作原理
核反应堆的工作原理核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应来产生能量的装置。
它是由核燃料、冷却剂、反应控制系统和辅助设备组成的。
核反应堆的工作原理可以分为以下几个方面进行说明：一、核燃料的选择与裂变过程核燃料是核反应堆中的重要组成部分，一般采用铀、钚等放射性物质。
核燃料的裂变是指通过中子轰击后，核燃料原子核发生裂变，释放出巨大的能量。
裂变反应产生的中子还会继续引发其他核燃料中的裂变反应，从而形成连锁反应，产生更多的能量。
二、冷却剂的运输与热传导核反应堆中的核燃料在反应过程中会产生大量的热量，为了保证核反应的正常进行，需要通过冷却剂来控制核燃料的温度。
冷却剂可以是气体、液体或者是固体，其主要作用是将核反应堆产生的热量带走，并将其转化为电力或其他可利用的能量。
冷却剂在核反应堆中的运输过程中需要满足一定的流速和温度控制要求，以保证核燃料的稳定工作和安全运行。
同时，冷却剂还可以通过热传导作用将核燃料的热量传递给热交换设备，使其产生蒸汽并驱动涡轮机转动，最终产生电力。
三、反应控制系统的作用为了控制和调节核反应堆中的反应过程，核反应堆设有反应控制系统。
反应控制系统一般由控制棒和反应控制系统组成。
控制棒是一种可以插入或抽出核燃料组件的装置，通过调整控制棒在核燃料中的位置来改变核反应堆的反应率。
反应控制系统的主要作用是控制反应堆核燃料中的中子流，以维持核燃料的临界状态。
临界状态是指核燃料中的裂变反应和中子释放保持平衡，即核燃料中每个反应产生的中子数等于引发下次裂变反应所需要的中子数，确保核燃料的稳定工作。
四、辅助设备的作用核反应堆还需要一些辅助设备来保证其正常运行。
辅助设备主要包括核反应堆的防护层、安全控制系统、辐射监测系统等。
防护层是为了防止辐射能量泄漏，保护人员和环境安全。
安全控制系统则负责监测核反应堆的运行状况，一旦检测到异常情况，及时采取相应的措施保障安全。
辐射监测系统用于监测核反应堆产生的辐射能量，及时发现和处理辐射泄漏等突发情况。
辐射计工作原理
辐射计工作原理辐射计是一种测量电离辐射的仪器，它通过测量电离辐射的能量和强度来评估对人类和环境的影响。
本文将介绍辐射计的工作原理和基本原理，以及其在辐射检测、核反应堆监测和医学放射线控制等领域中的应用。
一、辐射计的工作原理辐射计基于电离辐射产生的荷电粒子对电气测量的影响进行测量。
辐射计通过电离辐射产生的电子和正离子在强电场中移动时产生的电流来测量辐射剂量。
辐射计通常由两个电极组成，一个在辐射源的电离辐射之后收集电子和正离子，另一个用于吸收电离辐射的能量。
换句话说，每当荷电粒子穿过空气时，它们会产生一些自由的电子和正离子。
这些自由粒子会在强电场中移动，产生一个电子流，这个电子流是源辐射强度和辐射计放置位置的函数。
在辐射计的第一个电极上，所有的电离辐射产生的自由电子和正离子都被收集起来，形成了一个电子云，同时在电压的作用下，这些电荷向着第二个电极移动，产生一个电流。
第二个电极被设计为完全吸收电离辐射的能量，以确保只有来自第一个电极的电荷形成的电流得到测量。
辐射计的两个电极通常被分隔，以便对第一个电极收集的荷电粒子形成的电流进行放大和测量。
辐射计还可以根据用于收集荷电粒子的材料类型和探头安排来进行分类。
最常见的辐射计类型包括闪烁体计数器、GM计数器和光电计数器等。
二、辐射计的基本原理辐射计的工作原理基于辐射与物质相互作用的基本原理和电离辐射与电气测量的关系。
当辐射与物质相互作用时，可能会发生三种类型的相互作用：光电效应、康普顿散射和正电子湮灭。
这些相互作用的结果会在物质中产生能量沉积和电离。
当电离辐射与物质相互作用时，它会将一部分能量传递给物质，并通过电离离子对产生电离。
离子化作用产生的电离离子会激发周围分子，并激发剩余的电子。
这些自由的电子和正离子会在强电场中移动，并产生电流。
这些电流与辐射剂量的强度和类型相关联，可以用于测量辐射剂量。
电离辐射的强度通常用剂量率来表示，单位是戈瑞（Gray）每秒。
辐射剂量通过衡量辐射对物质的能量沉积来衡量。
核反应堆反应性测量技术研究
核反应堆反应性测量技术研究核反应堆反应性测量技术是核电站运行必备的技术之一。
反应堆中的反应性指的是反应堆在不同操作状态下，其反应率的变化情况。
反应堆中的反应性测量技术的开发和应用，对于保证核电站的安全和正常运行具有非常重要的意义。
反应性是反应堆在不同的操作状态下发生核反应能力的量度，其大小与核反应堆内的中子增长量有关。
因此，反应堆内的反应性测量可以用来判断反应堆内的核反应是否正常，以及当前的反应堆状态是否稳定。
为了确保反应堆运行安全，在核反应堆设计和运行过程中，需要对反应堆的反应性进行测量和分析，以及必要时调整控制棒的位置或者调整反应堆中的其他参数，以使反应堆达到预期的工作状态，从而保证反应堆的正常运行。
目前，反应性测量技术主要有“绝对”反应性测量和“相对”反应性测量两种方法。
绝对反应性测量通过测量中子注量的变化，来确定反应堆的反应性大小；而相对反应性测量则通过比较反应堆在不同状态下的反应率，来确定反应堆反应性的变化情况。
绝对反应性测量技术包括：反应堆动态特性测试、反应堆静态刻度和寿命测量、中子源测量和反应堆表征方法。
而相对反应性测量技术主要采用了不同的数据处理和分析方法，例如反应堆调节棒瞬态响应分析、功率峰诊断方法等等。
随着计算机技术和信号处理技术的不断发展，现代反应堆的反应性测量技术已经日益成为了高效、准确的分析手段。
基于“核反应堆动态特性测试”技术的核反应堆反应性测量方法已经成为了目前反应堆领域中的最新技术之一，并在核电站的反应堆动态特性分析和确立反应堆的安全分析方案中发挥了重要的作用。
当前，核反应堆反应性测量技术的发展主要具有以下几个方向：1、反应堆相对反应性测量技术的发展。
目前，反应堆的相对反应性是反应堆反应性的重要指标之一。
未来，反应性测量技术将继续改进，以提高相对反应性的测量精度和稳定性，并建立更加精确的反应性测量模型。
2、反应堆动态特性测量技术的发展。
核反应堆动态特性测量技术是指采用反应堆的辐射响应，通过频率分析、冲激响应等技术手段，来研究反应堆瞬态响应的变化情况。
核与辐射检查内容-概述说明以及解释
核与辐射检查内容-概述说明以及解释1.引言1.1 概述核与辐射检查是一项重要的安全措施，旨在确保核能和辐射活动的安全运行。
核能和辐射活动在现代社会中得到广泛应用，如核电站、医疗放射治疗和工业辐射应用等。
然而，由于核能和辐射活动可能造成的放射性污染和辐射危害，核与辐射检查成为必要的管理措施。
核与辐射检查的目的在于监测核能和辐射活动的运行状况，确保其在安全范围内进行，以保护人类和环境免受辐射危害。
这些检查包括对核设施、辐射源和放射性物质进行定期检测和评估，以确保其正常运行，同时遵守相关的安全法规和标准。
核能和辐射活动的检查内容涵盖了各个方面，例如核设施的结构完整性、辐射源的密封性、设备的运行情况以及操作人员的辐射防护等。
这些检查涉及到仪器设备的使用和维护、工作人员的培训和资质要求、辐射源的存储和处置等方面，旨在保障核与辐射活动的安全运行。
本文将详细探讨核与辐射检查的内容和重要性。
首先，我们将介绍核检查的背景和核检查的重要性，包括核能的意义和应用，以及核能事故的危害性。
其次，我们将探讨辐射检查的定义及其在不同领域的应用，如医疗、工业和环境保护等。
最后，我们将从总结核与辐射检查的必要性，并展望未来核与辐射检查的发展方向。
核与辐射检查作为一项重要的管理措施，对于核能和辐射活动的安全运行具有不可替代的作用。
通过本文的详细介绍和分析，相信读者能够更加了解核与辐射检查的内容和意义，并为我们应对核能和辐射活动带来的挑战提供有益的启示和建议。
1.2 文章结构本文将按照以下结构进行讨论核与辐射检查内容：第二部分为正文部分，将分为两个子节：核检查内容和辐射检查内容。
在核检查内容部分，首先将会给出背景介绍，包括核检查在现代社会中的重要性以及其相关领域的发展情况。
接着，将详细介绍核检查的重要性，包括其在核能安全、核材料利用以及核废物处置等方面的应用与作用。
通过对核检查的深入探讨，读者将能够全面了解核检查的重要性以及其对社会发展所带来的影响。
核辐射技术在核能发电中的应用
核辐射技术在核能发电中的应用核能发电是一种利用核能转化为电能的技术，它在现代社会中扮演着重要的角色。
而核辐射技术则是核能发电中不可或缺的一部分。
本文将探讨核辐射技术在核能发电中的应用，从核反应堆的设计到辐射监测与控制，展示核辐射技术的重要性和安全性。
首先，核辐射技术在核反应堆的设计中起着至关重要的作用。
核反应堆是核能发电的核心设施，它通过控制核反应的速率来产生热能，进而转化为电能。
在核反应堆的设计过程中，核辐射技术被广泛应用于反应堆的材料选择、燃料组成以及结构设计等方面。
通过对材料的辐射损伤性能进行评估和测试，科学家们可以选择合适的材料，以确保反应堆的安全运行和长期稳定性。
此外，核辐射技术还可以帮助优化燃料的组成，提高燃料的利用率和寿命，从而提高核能发电的效率。
其次，核辐射技术在核能发电中的应用也涉及辐射监测与控制。
核反应堆中产生的辐射是核能发电过程中不可避免的副产品。
为了保护工作人员和环境的安全，必须对核反应堆中的辐射进行监测和控制。
核辐射技术可以通过测量和分析辐射的类型、能量和强度等参数，提供准确的辐射监测数据。
这些数据可以帮助工作人员评估辐射风险，采取相应的防护措施，确保工作环境的安全。
此外，核辐射技术还可以用于辐射源的追踪和定位，以便及时发现和处理辐射泄漏事故。
除了核反应堆的设计和辐射监测与控制，核辐射技术还在核能发电中发挥着其他重要的作用。
例如，核辐射技术可以用于燃料元素的测定和分析。
在核能发电过程中，燃料元素的浓度和组成对反应堆的性能和安全性有着重要影响。
核辐射技术可以通过测量燃料中放射性同位素的活度和能谱，确定燃料元素的含量和比例，为反应堆的运行和维护提供重要的参考数据。
此外，核辐射技术还可以应用于核废料的处理和储存。
核能发电产生的废料中含有放射性同位素，对环境和人类健康构成潜在风险。
核辐射技术可以通过辐射测量和分析，评估废料的辐射水平和危害程度，为废料的安全处理和储存提供科学依据。
核反应堆反应性测量技术研究
核反应堆反应性测量技术研究
核反应堆是一种利用核反应进行能量转化的设备，对于核反应堆的反应性进行准确测量可以提高反应堆的安全性、效率以及可控性。
核反应堆反应性测量技术的研究变得非常重要。
核反应堆的反应性是指核反应堆在给定条件下反应率的快慢程度。
反应性的测量主要包括直接测量和间接测量两种方法。
直接测量方法是通过测量核反应堆中的反应速率或者反应物的消耗量来确定反应性。
传统的直接测量方法包括中子活性探测器、临界态热中子实验等。
中子活性探测器是通过测量中子与物质相互作用产生的次级粒子或者次级辐射而获得反应速率的。
临界态热中子实验是通过调整反应堆的几何形状来测量反应堆的反应性。
不过，传统的直接测量方法通常需要在反应堆中加入探测器或者改变反应堆的几何形状，对反应堆的运行造成一定的干扰，并且测量结果的准确性受到其他因素的影响。
间接测量方法是通过测量核反应堆中某些参数的变化来推测反应性。
常用的间接测量方法包括空间动力学测量、时间动力学测量以及反应堆振动测量等。
空间动力学测量是通过测量反应堆中不同位置的中子流动速率来确定核反应堆的反应性，常用的测量方法有反应物品涌现、空间动力学方程等。
时间动力学测量是通过测量反应堆中某一时刻的中子流动速率来确定核反应堆的反应性，常用的测量方法有中子发射体测量、中子倍增器测量以及控制棒响应测量等。
反应堆振动测量是通过测量反应堆的振动频率和振动幅度来推测反应堆的反应性，常用的测量方法有振动传感器测量和声学测量等。
反应堆辐射
反应堆辐射
反应堆辐射是指核反应堆在运行过程中释放出的辐射能量。
核反应堆中使用核燃料进行核裂变或核聚变反应，产生大量能量。
然而，这些反应也会产生各种类型的辐射，包括电磁辐射（如γ射线、X射线和紫外线）、粒子辐射（如α粒子、β粒子和
中子）以及中性原子和分子的活化产物。
反应堆辐射的主要危害是对人体和环境的辐射伤害。
高剂量的辐射可以导致细胞损伤、突变甚至死亡。
在较低剂量下，辐射可能导致基因突变、癌症和遗传损伤等长期健康问题。
此外，反应堆事故或泄漏也会导致辐射扩散，污染土壤、水源和空气，对生态系统和人类社会造成严重影响。
为了控制反应堆辐射，运营商通常采取了一系列的防护措施。
这些包括使用厚重的辐射屏蔽材料，如水、钢和混凝土，以阻挡辐射；建立安全控制系统，监测和控制反应堆的核反应过程；定期检查和维护反应堆设备，以确保安全运行；以及处理和处置辐射废物的方法。
值得一提的是，虽然反应堆辐射存在危害和风险，但在正常运行和适当管理的情况下，反应堆的辐射水平通常是可以控制在可接受范围内的。
国际核能机构和各国的监管机构对反应堆的安全性都有一系列的规定和标准，以确保公众和环境的安全。
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核工程检测技术
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使用最多的三类探测器：气体探测器、半导体探测 器和闪烁探测器。这三类探测器都是把核辐射转变成电 信号，再由电信号处理设备进行分析和处理。
在学习这三类探测器时需要了解和掌握的三个主要方面：
探测器把核辐射转变为电信号的物理过程； 探测器的输出回路及其与探测器输出电信号的关系； 探侧器的主要技术指标及其用途。
计数器脉冲计数与外加电压的关系
ⅤG－M区：是G－M计数管的工作区域，其特点是M保 持定值，仅由计数管的结构与外电压的数值决定，与N0 无关。
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1. G－M计数管的特点 (1)无法甄别射线的种类，若测β和γ混合场时则采用 吸收层甄别掉β射线，以达到测量β射线的目的； (2)不宜于测量强γ辐射场，因为存在约10－4秒的“失 效时间”，在测量强γ辐射时会有漏计数； (3)适用于低辐射场的测量，因为它具有较高的测量灵 敏度； (4)不需放大器，这就降低了计数设备的价格，因为气 体放大倍数很大； (5)只能用作粒子强度的测量，不能用于入射粒子能量 的测量。
暗电流对低能射线的测量影响较大，必须设法尽量减少，工作时仔细 挑选暗电流小的管子，采取冷却、清洁等措施，以满足工作要求。
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③光阴极 光阴极接受光子而放出光电子，是光电倍增管最 主要的部分，直接影响光电倍增管的灵敏度及分辨率。光阴 极的好坏主要是由阴极材料及窗材料所决定，一般应选用灵 敏度高(即光电转换效率高)、灵敏层均匀、与所用荧光体具 有合适的光谱响应的管子。
电离室的工作原理可简要地概括为： 当核辐射通过一个中间充有空气，两极加上电压的容 器时，容器内空气就产生电离。若容器两极间所加的电压 足够高的话，而且正负离子的复合和损失可以忽略不计， 即所有形成的离子几乎全部被收集，这时测量电路中的电 流达到饱和。电离室就是利用核辐射对物质的电离作用， 使其工作特性处于饱和电流区间的检测装置。 用电离室作辐射探测器，则可以用核辐射剂量单位直接 进行刻度，并且可以测量强辐射场，但要求具有高的绝缘性 能、这是由于它受温度和湿度的影响大，容易产生露电。
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第八章 反应堆核测量
与辐射监测
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反应堆运行监测包括功率(中于通量)监侧、辐射监 测和热工参数监测三部分。
功率监测系统的主要职能是监测反应堆从释热到发电的 整个过程，并为功率调节系统和保护系统输送信号，以 确保反应堆的安全运行； 辐射监测的任务是测量核辐射所造成的剂量和排放物的 放射性水平，防止工作人员遭受γ射线的外照射以及由 放射性气体或气溶胶引起的内照射所带来的危害，根据 辐射监测系统的指示也可以判断反应堆运行的安全性。
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闪烁体的分类 一般可分为无机和有机两大类。 无机晶体有单晶体(Tl激活的NaI和Tl激活的CsI)和粉末 晶体(Ag激活的ZnS)。 有机闪烁体又可分为有机晶体、有机溶液和塑料闪烁体 等。晶态闪烁体多数是由一些超纯物质加上微量的掺杂 物质在高温下结晶而成。
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计数器脉冲计数与外加电压的关系
Ⅲ正比区：这是正比计数管通常选择的工作区域，其特 点是N与N0的比值是个常数，M＝N/N0，M完全由探测 器的结构与外加直流电压的数值所决定，称为气体的放 大倍数。M不随N0而变化，即N总是N0成正比。
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Ⅳ有限正比区：其特点是M的数 值与N0大小有关。N0比较大时M 就比较小，即N与N0的正比关系 受到限制。
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④闪烁计数器的应用
(1)α粒子的探测 最有效的闪烁体是ZnS(Ag)，它对 α粒子发光效率高，探测效率几乎达100％．所以 当α、β同时存在时，α脉冲易与β区别。
(2)γ射线探测 用NaI(Tl)可做成不同大小的各种形 状，探测效率有的高达50％∽60％，设法降低本底 以后，可以进行很弱γ放射性的测量。
Ⅰ复合区：电极收集到离子对数 目N低于由带电粒子产生的总的 离子对数目N0。N0中有部分因为 复合而消失。
计数器脉冲计数与外加电压的关系
Ⅱ饱和区：这是电离室的工作区域，电极收集到的离子对数 目N正好等于带电粒子产生的总的离子对数目N0，即电极收 集到的离子对数目达到饱和。
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③光电倍增管
光电倍增管是闪烁计数器中最重要的部件之一，它 的作用是把闪烁体的光信号转换成电信号，并且充当一 个放大倍数大于105的放大器。
光电倍增管是一个光阴级和多个倍增电极(又称 打拿极)以及一个阳极组成。
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光电倍增管的工作电压(高压v)在实际应用中也要注 意选择。按与电极的接法有：正高电极和负高电极接法。 正高压的优点是可以减少光电倍增管的噪声，这是因为阴 极与外套(接地)之间是等电位的，没有微弱放电产生的噪 声，其缺点是输出端隔直电容要耐高压、又要接头绝缘可 靠，以免发生危险。 负高压：其接法是阳极接地，阴极加负高压，这样就避免了 正高压接法的缺点。但却增大光电倍增管的噪声，故在噪声 的要求不高的情况下可以使用。
④分辨时间 通常在10－9秒数量级。一般要求选用总灵敏度 高，暗电流及本底脉冲低，分辨时间短，光谱响应好，性能 稳定，能长期工作的光电倍增管。强放射性测量时，还应考 虑光负载能力大等性能。
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(2)光电倍增管使用时必须注意以下几点 ①在探头的暗盒透光的情况下(即使透光很少)，决不 能加高压； ②为了减少噪音，在正式开始上作前几小时先加上电 压，使光电倍增管达到稳定工作状态； ③如输出脉冲很大，在采取降低高压、选取用级数合 适的管子等措施后脉冲仍很大则可以把后几个极联 在一起。如要得到正脉冲，可把最后第二个打拿极 作为输出端；
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②闪烁体
闪烁体的发光是由于带电粒子通过闪烁体时，它的内 部原子或分子被激发处于高能级，而再随即恢复到低能级 (基态)时就辐射出光子；对γ射线来说，是由于γ光子在 闪烁体内产生次级电子，这些次级电子能使闪烁体内的分 子或原子激发而产生闪光。 闪光的持续时间一般为10－6秒的数量级或更短。
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第一节 核仪表 的工作原理
一、概述
在核电站中有各种核辐射测量任务，一个核辐射检 测装置通常由核辐射探测器、探测器输出信号的处理仪 器和其它一些附属设备组成,核辐射探测器是完成测量 任务的关键部件。
核辐射探测器的主要作用是使进入探测器灵敏区 域的核辐射转变为信号处理设备能够接收的信号，例 如电信号、光信号、声信号、热信号等。
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2. G－M计数管的特性 (1)坪特性 在放射源强度不变的情况下，
计数率随外加电压v变化的曲线称为 坪曲线，此曲线上计数率基本上不 随v而改变的一段直线称作计数管的 “坪”，其长度叫“坪长”，其斜 率称为“坪斜”，一个很好的计数 管必须具有很宽的坪。一般为 （100－300）V，坪斜不大于每 100V5 ％。
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G－M计数管的坪曲线
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Vs称为起始电压，VD－VG称 为“坪区”，即坪长，V0称为 实际工作电压。即有
G－M计数管的坪曲线
N D NG 坪斜 % NG (VD VG )
式中：ND和NG为对应于电压VD和VG的计数率。
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探侧器把核辐射转变为电信号的物理过程在很大程度 上决定了探测器的主要技术性能和作用。 第一个阶段：入射的粒子，如果不是带电的，如γ光子和中 子，则通过与探测器物质的相互作用，转变或产生出带电 粒了，这些带电粒子在探测器内的一个特定区域使原子或 分子电离和激发；
第二个阶段：初电离或激发的原子，在探测器的外加电场 中作定向移动，因而在探测器外部负载电路中给出一个电 流信号，称为探测器的本征电流信号。
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二、气体探测器
这里主要是指电离室、正比计数器和G－M计 数器等。因为这三种探测器将核辐射转变成为电信 号的物理过程都是在探测器内充特定气体的特定体 积中进行的，所以它们统称为气体探测器。气体探 测器的结构示意图如右上所示。
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(一)气体电离宝
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(二)正比计数管 正比计数器有以下几个特点
(1)正比计数器的脉冲高度比电离室增大A倍，因此降低了对 放大器的要求。 (2)由于在一定的工作电压下A是常数，所以正比计数器输出 脉冲幅度正比于入射粒子能量，因此，它和脉冲电离室 一样，具有较高的灵敏度。正比计数器原则只要有一对 离子就可能分辨出来，因此．适于探测低能或比电离低 的粒子。 (3)由于A随工作电压而变化，因此，工作中对电源电压的稳 定性要求很高，一般不稳定性＜0.1％。
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(2)死时间 死时间又称为失效时间，是G－M计数管不能对入射 粒子计数的时间，一般约在(100－300)μs间。 之所以有死时间，是因为计数管在“雪崩电离”之后， 正离子鞘屏蔽了电场，造成一定时间内计数的失效。 用τ表示死时间，对于辐射的绝对测量，可以按下列式 于对死时间的影响进行校正：
N N 0＝ 1 N
式中：N0为真正计数率；N为实测计数率。
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(3)探测效率
探测效率为一个粒子通过计数管的灵敏体积而能