GM计数管能量响应测定
辐射防护监测
闪烁探测器组成示意图
10
闪烁体按化学组成可分为两大类：无机闪烁体、 有机闪烁体。
常用的无机闪烁体有下列三种：NaI（T1）晶 体，CsI（T1）晶体，ZnS（Ag）闪烁体。有机闪 烁体按其状态可以分为三类：有机晶体、塑料闪烁 体、液体闪烁体。塑料闪烁体是一种含有有机闪烁 物质的固溶体，目前应用相当广泛。它的主要特点 是：发光衰减时间短，在ns级；透明度高，光传输 性能好；耐辐照性能良好，性能稳定，机械强度高， 耐潮湿，不需封装；制作简便，成本低廉，易于加 工成各种形状和尺寸的闪烁体。已有各种规格的塑 料闪烁体可用于β，γ射线的测量。
27
❖ （4）环境特性：对于温度，要求在-10℃-40℃的温度
范围内仪器读数变化在±5%以内；对于相对湿度，要 求在10%到95%范围内读数变化在±5%以内。此外， 应考虑气压及电磁场的影响。
❖ （5）对其它辐射的响应：实际测量条件有时比较复杂， 如高能γ射线和β射线都能穿射场。所以一般γ辐射监测 仪应对能量直到2.27MeV的β射线（90Sr/90Y源， Emax=2.27MeV）无响应。
性，是很优良的剂量率仪表，已得到广泛应用。Nal
闪烁体因其有效原子序数高，能量特性较差，测得
的数据不能直接用于剂量评价，需对仪器的电子线
路加以改进或对数据进行校正。
18
★
常见的国产闪烁剂量率仪表
型号及 名称
探测器
量程
能量响应
BH3103A
塑料闪烁 体
36KeV～3MeV 0～100μGy·h-1
JW3104 型
塑料闪烁 体
36KeV～3MeV 0～100μGy·h-1
JB4000 系列
Nal闪烁体
0.05μSv/h~200 μSv/h
不同辐射监测仪器对宇宙射线响应值的测量
不同辐射监测仪器对宇宙射线响应值的测量摘要：根据《环境辐射剂量率测量技术规范》（HJ 1157—2021）在进行环境辐射剂量率测量时，应扣除仪器对宇宙射线的响应部分。
本文使用2种辐射监测设备BH3103B型便携式X-γ剂量率仪和AT1123型X、γ辐射剂量当量率仪，通过对相同条件下的宇宙射线响应值的测量，再选取固定地点采用扣除宇宙射线的方法进行验证监测对比，从而得出不同辐射监测设备对宇宙射线响应的差异，为以后环境辐射剂量率监测过程中扣除宇宙射线的响应部分提供数据支持。
关键词：环境；辐射剂量率监测；辐射监测仪器；宇宙射线响应值；对比用于环境辐射剂量率监测的常用探测器有：电离室、闪烁探测器、具有能量补偿的G-M计数管和半导体探测器等[1]，本监测实验使用的2种辐射监测设备：BH3103B型便携式X-γ剂量率仪和AT1123型X、γ辐射剂量当量率仪均为闪烁探测器。
在正常的天然辐射环境中，宇宙射线是天然辐射环境本底的主要组成部分，约占天然辐射环境本底外照射剂量率的40%[2]。
宇宙射线的大小会随着海拔高度和地磁纬度的变化而变化，同时还会受到太阳活动周期的影响[3]。
而不同的仪器对宇宙射线的响应不同。
通过不同辐射监测仪器对宇宙射线响应值的监测，得到不同监测设备在同一监测条件下对宇宙射线的响应值，在以后环境监测工作中便可以通过计算扣除该监测仪器相应的宇宙射线响应值，使不同仪器的监测数据更具有可比性、科学性和准确性。
一．监测仪器本次监测实验各选取2台BH3103B型便携式X-γ剂量率仪和AT1123型X、γ辐射剂量当量率仪，其技术参数如表1：表1-1：监测仪器参数表检定证书编号检定字第2021-24号检定字第2021-19号检定字第2020-70号检定字第2020-72号检定日期2021年04月08日2021年03月26日2020年09月12日2020年09月12日有效日期2022年04月07日2022年03月25日2021年09月11日2021年09月11日校准因子1.00 1.010.860.93注：本次监测实验的监测时间均在表1-1中仪器检定证书的有效日期内进行。
G—M计数管能量响应的蒙特卡罗模拟及优化设计
第 １ 期 １ 月
核 电子 学 与探 测技 术
Ｎｕｃｅ ｒ Ｅｌｃ ｒ ｎ ｃ ＆ Ｄｅ ｅ ｔ ｎ Ｔｅ ｈ ｏ ｏ ｙ ｌ ａ ｅ ｔｏ ｉｓ ｔｃ ｉ ｃ ｎ ｌｇ ｏ
Ｖｏ ． Ｎ０ １３１ ．１
Ｊｎ ２ ｌ ａ． ０１
Ｇ —Ｍ 计 数 管 能 量 响应 的 蒙 特 卡 罗 模 拟 及 优 化 设 计
在 Ｇ—Ｍ计 数管 的外 壳加 上一层 屏 蔽材 料 。但
更趋于多样化。
１ 理 论 基 础
Ｇ—Ｍ 计 数 管存在 的一 个 主 要 问题 是低 能
是对于不同的 Ｇ— Ｍ计数管 ， 其尺寸大小 、 包壳
材料 、 内充 气体 、 体 压强 等 均 不 同 ， 进 行 大 气 需
段存在过响应 ， 实验所用 的计 数管是一种玻璃
Ｍ计 数 管 的设 计 制 作 进 行 优 化 。从 而节 省 时间和减小工作量 ， 并； 同时因其稳定性高、 制作简单、 价格低廉
等一系 列优点 而被 广泛 应用 于各 类 核辐射 测 量
中。但 Ｇ— 计数 管在低 能段 的能量响应较 Ｍ 差， 在实际制作过程 中， 改善能量响应 的方法是
王 玲 韩 刚 ， ， 杨 磊 刘 义保 ， 和 喜 ， ， 吴 杨 波２
（－ １东华理工大学 核资源与环境省部共建 国家重点实验室 ， 江西南 昌 ３ ０ １ ： ３０ ３
２ 东华理工大学核工程技术学院 ， ． 江西抚州 ３ ４ ０ ） ４０ ０
摘 要： 采用 蒙特卡罗方法 ， 通过入射粒子在灵敏体积内的能 量沉积 ， 模拟计算 Ｇ— 计数 管 的探测 Ｍ
Ｇ— Ｍ计数管直接测量量为注量 ， Ｇ— 当 Ｍ
计数 管 用 于辐 射 防 护 ， 量 量 表示 为 单 位 剂 量 测
不同探测器便携式X、γ辐射剂量当量(率)仪的计量特性
不同探测器便携式X、γ辐射剂量当量(率)仪的计量特性王遥;唐方东;白雪;孙训;袁杰【摘要】辐射防护用便携式X、γ 辐射剂量当量(率)仪通常采用电离室、GM计数管、闪烁体和半导体等探测器.实验测量并统计了应用不同探测原理的共14种型号、309台便携式X、γ 剂量当量(率)仪的相对固有误差和能量响应两项主要计量性能,依据JJG 393-2003《辐射防护用X、γ辐射剂量当量(率)仪和监测仪》进行分析评价.结果表明,相对固有误差合格率为88％,能量响应在0.60～1.40之间为60％,相对固有误差和能量响应同时满足技术要求范围的为55％,表明辐射防护用便携式X、γ 辐射剂量当量(率)仪检定校准的必要性与重要性显著.【期刊名称】《上海计量测试》【年(卷),期】2018(045)002【总页数】3页(P2-4)【关键词】X,γ剂量当量(率)仪;探测器;相对固有误差;能量响应【作者】王遥;唐方东;白雪;孙训;袁杰【作者单位】上海市计量测试技术研究院;上海市计量测试技术研究院;上海市计量测试技术研究院;上海市计量测试技术研究院;上海市计量测试技术研究院【正文语种】中文0 引言辐射安全保障是核与同位素技术应用的必要前提，核与辐射监测结果的准确性是辐射安全保障的重要基础。
便携式X、γ剂量当量（率）仪是辐射防护领域应用最广的辐射监测仪器，其常用的探测器类型有电离室、GM计数管、闪烁体和半导体探测器等，最主要的计量性能为相对固有误差和能量响应。
JJG 393-2003《辐射防护用X、γ辐射剂量当量（率）仪和监测仪》规定了便携式X，γ剂量当量（率）仪的检定项目、检定方法与技术要求[1]。
实验将测量并统计各仪器的相对固有误差与能量响应两个主要计量性能参数，分析评估不同探测器性能差异与合格率水平。
1 实验条件与方法1.1 环境条件实验室环境温度为18～22 ℃，相对湿度为50%～70%，大气压为100～103 kPa，γ辐射本底为空气比释动能率为 0.14～0.19 μGy/h。
mc法模拟g-m计数管材料的能量沉积特性研究
MCNP5软件，模拟了阳极、阴极、包壳材料各自 对能量沉积的影响。
在此仅根据理论推论出由于相同电压对不同材 料使其产生的电场强度不同，所以会使内部电 子产生不同的运动轨迹,故阳极材料对G-M计 数管的能量沉积有一定的影响。
参考文献：
[1] 王文炜.蒙特卡罗方法在G-M计数管优化设计中 的应用研究[D].衡阳:南华大学,2011.
[2] 王玲，韩刚，杨磊，等.G-M计数管能量响应的蒙 特卡罗模拟及优化设计[J].核电子学与探测技 术,2011,31(1) ：44-47.
外径 7.5 mm
总长 55 mm
起始电压 350 V
表1 J614型G-M计数管参数
最小坪区
最小坪斜
工作电压 Y灵敏度(^Co)
100 V
15%
420 V
10 s_1
死时间 15 |xs
工作温度 -40-50 °C
3模拟结果与分析
基于此裸管模型，在只改变单一条件阳极材 料、阴极材料、包壳材料这三种结构材料，模拟 G-M计数管的结构材料对其能量沉积的影响。 3.1不同阳极材料对能量沉积的影响
度对能量沉积模拟结果。由图3可知：无论厚 度大小Sn的相对响应都高于Pb的响应，即Pb
的屏蔽效果较Sn而言更好。因Pb为高Z材 料,在理论与实际中也是Pb的屏蔽效果要优 于Sn,因此使用Pb材料更多。
4结论
通过对阳极材料、阴极材料、包壳材料这三 类结构材料的模拟对比发现:在同厚度情况下， 包壳材料铅的屏蔽效果比锡更好,满足高Z材 料对光子吸收能力大这一理论,从阴极材料的 均一性及响应效率和经济价格而言,铸相对更 加适用于实际的工作生活，而阳极材料的影响 还需实验验证其相同电压下不同阳极材料对能 量沉积的影响，这需要一些实验条件，所以阳极 材料对能量沉积的影响还需进一步验证，所以
辐射测量技术课后题答案
2.1核辐射测量的分类：一是测量核辐射的粒子数如放射源活度、射线强度及通量密度等；二是测量核辐射粒子的能量。
2.2测量装置包括：辐射源、探测器、电子学记录系统及计算机系统。
2.3低水平放射性测量：辐射防护、环境检测、核电站的辐射测量等通常都是极其微弱的放射性测量被称作低水平放射性测量。
2.4低水平放射性测量通常分3步进行：1.在所关心的地点采集具有代表性的样品；2.用物理或者化学方法处理样品3.测量样品并对测量结果作统计学方面的分析判断。
2.5用于低水平放射性测量的测量装置应该具有这样的特点：能用最少的测量时间得到满足测量精度要求的测量数据，可以探测到的最少样品的放射性活度要大。
（这就需要定义优质因子）2.6本底的主要来源：宇宙射线、周围环境的放射性核素、屏蔽材料及探测器件中的放射性核素2.7降低本底的措施：降低本底，要根据本底的来源，采用不同的措施。
1.铅屏蔽材料中有微量放射性核素，选择放置较长时间的老铅或特殊精练过的铅，可使本底降低2.为减少氡钍射气造成的本底，可以采用有效的通风3.为了降低探测元器件的放射性核素带来的本底，可以采用以石英玻璃代替玻璃壳的光电倍增管，可以先对NAI（T1）晶体经过去钾提纯4.降低宇宙射线中的硬成分的影响可采用反符合屏蔽5.对于接地不良造成的对电子学线路的干扰，可以尽可能缩短放大器与探测器之间的距离，所有电子学仪器都一点接地。
4.1、燃料元件破损监测的方法？①一回路冷却剂γ放射性的连续监测②一回路冷却剂放射性的采样测量③辐照后燃料元件包壳破损的啜漏检测2、燃料元件包壳破损的啜漏检测系统的组成和工作原理？在线：固定在装卸料机上的压缩空气注入单元和抽真空单元；控制和测量单元；记录单元。
离线：水循环采样回路、气体回路、隔热回路；啜漏套筒、过滤器原理：在停堆期间，根据一回路冷却剂放射性跟踪监测提供的信息，将全部或部分燃料燃耗未达到额定值的燃料组件从反应堆卸到燃料水池，先采取在线检测系统对元件包壳破损泄漏监测，进而把泄漏的有破损燃料组件和不带泄漏的完好燃料组件区分开，然后采用离线检测系统定量的测定破损情况。
应急防护用γ辐射剂量率仪高量程区校准因子测量方法
*基金项目：上海市质量技术监督局青年科技启明星项目(QMX20I8001)；匕海市科委科技计划项目(19DZ2292600)
1 4 国内统一刊号CN31-I424 ' TB 2019/2总第273期
ห้องสมุดไป่ตู้
上渎针童测試
源.配有三片厚度不同的铅辐射衰减片现有治疗 水平"'Co参考辐射发生装置一套，内置1013 Bq活 度级"Co源.配有五片相同钩合金辐射衰减片，厚 度为8 mm 通过切换射线出「I前衰减片组合和改变 测量点与源的距离，可产生一系列不同周围剂量当 量率的参考剂量点，如表1. 2所示。
学术论文 Academic Papers
上海针蚩测試
应急防护用Y辐射剂量率仪高量程区校准因子测 量* 方法
王遥 韩刚 孙训 袁杰 白雪 陈建新 唐方东/上海市计量测试技术研究院
摘 要 实验尝试采用治疗水平“Co参考辐射的剂量当量率覆盖高剂量率区，采用防护水平®Cs 参考辐射覆盖中低剂量率区，实验测量并计算得到FHZ612-10型号仪器对60Co参考辐射响应转换
2.00 2392.770 895.566 354.145 143.486 57.920 23.746
4.00 603.098 225.095 87.184 34.374 13.792 5.606
9.00 119.942 44.556 17.232 6.730 2.722 1」34
10.50 8&554 32.936 12.603 4.980 2.029 0.863
ICRP建议，对于应急防护用仪器剂量当量率 在1 mSv/h~10 Sv/h|l］范围，其最小测量范围包含四 个数量级，IEC相关标准和IAEA技术报告推荐使用 137Cs参考辐射叫 这对应急防护用光子剂量率仪的 测量校准提出了宽量程的要求。与便携式X, 丫辐射 剂量当量(率)仪的探测器多探测原理，多产品型 号情况不同巴目前常用的应急防护用X、丫剂量率 仪型号种类不多，有德国Thermo Fisher Scientific的 FHZ612-10 系列,Automes 公司的 Teletector 6150 系列, MIRION 公司的 RADIAGEM 2000 系列,Saphymo 公 司的SEC探测器等，仪器构造多采用探测器与主机 分离形式，且探测器的类型均为GM计数管⑷。国 内相关机构也开始研究开发高量程光子剂量率仪
6150AD操作手册
相关型号 6150AD1~6150AD6， 6150AD1/H~6150AD6/H 6150AD1/E~6150AD6/E
济南中威仪器有限公司
目
录
1． 应用 ........................................................................................................................... 4 2．6150AD 型号 .................................................................................................................. 5 3．结构 3.1 外层结构 ................................................................................................................ 8 3.2 探头位置 ................................................................................................................ 8 3.3 显示 ......................................................................................................................... 9 3.4 扬声器 ............................................
基于RS-485总线的双G-M计数管γ剂量率探测器研制
为将所传送的地址 编码、 类型 、 数据进行相加 ，
取其最后一个字节 的数据作为校验数据。数据 包接收后 ， 先通过校验和判断该数据包的有效
３ 软件设计
３ １ 程序 流程 ．
性， 若数据包校验有效 ， 再对数据包进行分析和
探测器软件运行 于单 片机 内， 主要完成读 取地址编码、 串口参数 设置、 控制高压逆变器、
行 了校 准 。
校 准 时 选 定 了 ８个 数 据 点 ：０ ４ ／ ｙｈ １． ｘ ／ 、 Ｏ
０ ０ ． ３ ５ ． ９ ． 、 ６ 、 ０ ｙ １ ４ ７ １ ９ ６、 ６ ８ ９ ０ ５ ４ １ ０ ４ ｍＧ ／
准》 在 国防科技 工业 电离 辐射一 级计量站 进 ，
—
制 电路 如 图 ２所 示 。
图 ３ 计数管工作 电路
Ｈ曲 Ｖ ｉ
．
电路中 ， 待高压逆变器输出高压稳定后 ， 单
２
片机输 出控制信号 ， 首先使 Ｊ０ 计数管开始工 ４５
作， 判断量程 ， 若剂量率不在高量程 内， 则停止 ＪＯ ， ４ ５然后选通 Ｊ０ ， ３５ 使其工作 。
量程 选择 与 控 制 、 时 计 数 测量 、 据 编解 码 、 定 数
处理 ， 若校验无效 ， 则抛弃该数据包 ， 该方 式可
有效降低数据传输误码 ， 以避免对测量结果造 成影响。
３ ３ 量程判 别 ．
通信等功能。为减轻单片机 的工作 负荷 ， 提高
探测器采用高、 ２个量程 的计数管， ２ 低 这 个计数管量程有一定 的交叉。在监测过程 中， 判别 ＾剂量率在哪个量程范围内的方法为 ： ｙ （） １ 设定阈值 Ｎ 。以２个计数管交叉量程
图 ６ 程 序 流 程 图
放射诊疗工作场所在线监测系统的设计与技术配置
学术论著119*基金项目：江苏省医学创新团队(CXTDA2017029)“生物监测在职业病中的应用”①江苏省疾病预防控制中心放射防护所 江苏 南京 210009作者简介：曹兴江，男，(1981- )，硕士，副主任医师，从事放射卫生与辐射防护研究工作。
[文章编号] 1672-8270(2021)01-0119-04 [中图分类号] R14 [文献标识码] ADesign and technical requirements of online monitoring system for workplaces of radiological diagnosis and radiotherapy/CAO Xing-jiang, YANG Chun-yong, ZHOU Yuan-yuan, et al//China Medical Equipment,2021,18(1):119-122.[Abstract] Objective: T o design an online monitoring system for the surrounding environment of the workplace of radiological diagnosis and radiotherapy, so as to timely and accurately master the radiation level of the workplace, and improve early warning capability for abnormal radiation levels. Methods: According to the three-tier structure design of "supervision department - institution of radiological diagnosis and radiotherapy - monitoring terminal", the online automatic monitoring instrument was used as the core, and the modern sensor technique (radiation detector), automatic measurement technique, computer application technique and related special analysis software and communication network technique were applied to design the online monitoring system for the surrounding environment of the workplace of radiological diagnosis and radiotherapy so as to provide early warning of abnormal radiation of the workplace. Results: At present, 11 institutions of radiological diagnosis and radiotherapy in Jiangsu Province have successfully installed the online monitoring system in the workplace of radiological diagnosis and radiotherapy, and set up a management platform and a supervision platform for medical institutions. According to the type of radiation, energy and radiation level, as well as the range and energy response of the detector, the detectors that were suitable for different workplaces of radiological diagnosis and radiotherapy were selected. The detector should also be equipped with the functions of sound and light alarm and should be set threshold value of alarm. Conclusion: The online monitoring system of the workplace of radiological diagnosis and radiotherapy is helpful to improve the management level of radiation protection in medical institutions, and enhance the scientific and effective supervision of health supervision departments, and improve the early warning ability of abnormal radiation levels in the workplaces of radiological diagnosis and radiotherapy.[Key words] Radiological diagnosis and radiotherapy; Ionizing radiation; Online monitoring; T echnical configuration; Workplace[First-author’s address] Radiation Protection Institute, Jiangsu Provincial Center for Disease Control and Prevention, Nanjing 210009, China.[摘要] 目的：设计放射诊疗工作场所周围环境在线监测系统，及时准确掌握放射诊疗工作场所辐射水平，以提升异常辐射水平的预警能力。
G-M计数管在环境γ辐射连续监测中的应用研究
G-M计数管在环境γ辐射连续监测中的应用研究摘要：在环境γ辐射连续监测方面，G-M计数管得到了一定程度的应用。
基于这种情况，本文对G-M计数管的工作原理和信号输出特点展开了分析，在此基础上从灵敏度、能量响应和测量范围三个方面对计数管应用问题展开了分析，并且提出了应对措施，为环境辐射连续监测工作的开展提供参考。
关键词：G-M计数管；环境连续监测；γ辐射引言：环境中γ辐射强度过大，将给人体健康带来威胁，所以需要通过实现连续监测保证环境安全。
而目前在环境辐射连续监测方面，G-M计数管凭借结构简单、成本低、信号幅度大等优势得到了应用，但同时也出现了一系列的测量问题。
因此，还应加强G-M计数管在环境γ辐射连续监测中的应用分析，以确保计数管得到科学应用。
1 G-M计数管原理及特点1.1工作原理G-M计数管从结构组成上来看，包含高压模块、信号甄别、信号整形、反符合处理和单片机处理等部分，其中高压模块负责为探测器提供380V工作电压，确保计数管稳定工作。
在对放射源周围剂量进行探测时，通过阴极和阳极可以分别引出信号，然后利用甄别电路进行甄别。
经过反符合处理，信号可以得到整合，并经过整形后传送至单片机，经过处理后可以对放射源现状进行判断。
按照固体吸收辐射能量的原理，探测器内部存在充气微小空腔，初级辐射和次级辐射在其中能够得到分布[1]。
在穿过管腔的过程中，无论能量损失多少都会产生大致相同脉冲输出，能够使射线强度或通量得到反映。
因此采用G-M计数管对γ射线能量进行探测，在一定范围内能够得到式（1），式中n为计数率，ε为探测效率，S指的是管轴横截面积，φ指的是射线粒子注量率，hv指的是γ射线能量，hvφ为射线能注量率，满足式（2），指的是照射率，ψ为射线能注量，（μen）A指的是γ射线空气中的线能量吸收系数。
因此确定γ射线能量和计数管的管型，能够确定（μen）A、S和ε的数值，可以得到照射率与计数率成正比，继而通过测量计数率得到γ射线的照射率。
Χ-γ个人剂量报警仪 辐射剂量报警仪参数
FJ376G3Χ-γ个人剂量仪/个人剂量报警仪参数▉技术指标1．探测器：GM 计数管（经能量平衡）。
2．显示：2.4” LCD 彩屏，全屏显示个人剂量率、累积剂量、实时时钟、测量时间和报警阈值。
3．测量范围：累积剂量：Hp(10)0.0μSv -- 9999mSv剂量率：Hp(10)0.1μSv/h 99.99mSv/h4．测量时间：1秒--3600秒(自动)。
5．剂量当量率响应：≤±20％（1μSv/h -- 99.99mSv/h ）。
6．能量响应：≤±30％（50KeV -- 1.3MeV ）。
7．基本误差：≤±20％（137Cs ）。
8．报警功能：剂量率和累积剂量在测量范围内可设置报警阈值，报警方式：a: 剂量当量率：当大于设定阈值时，喇叭鸣叫。
b: 累积剂量：当大于设定阈值时，喇叭鸣叫，显示闪动。
9． 智能阻塞报警。
10. 附 2G 高速U 盘。
11．电池指示： 有实时电量指示。
12. 标准USB 通讯接口，数据通讯简便，无需外部读出器。
13．功耗：使用1000mAh 可充电锂电，无需经常更换电池， 通用USB连接线充电，环境本底下，可连续工作30小时以上。
14．温度特性：≤±10% -30℃ ~ +50℃ 。
15．湿度特性：≤±10％ 0～95％RH(+35℃)。
16．外形尺寸：92（长）×61（宽）×13（厚）mm 。
17．重量： ≤60克。
▉主要特点1.灵敏度高，对环境本底有响应； 2.报警阈值连续可调 ； 3.彩屏一次显示全部测量信息； 4.功耗低、体积小、携带方便； 5.智能阻塞检测；标准USB 通讯口， 6.可作为U 盘用； 7.符合国际、国家相关标准。
GM计数管能量响应补偿研究的新思路
根据 Ｉ Ｅ Ｃ ６ １ ５ ２ ６ —２ ０ １ ０中对 能量 响应 的要 求： 入射粒子能量范围满足 ５ ０ ｋ ｅ Ｖ一 】 ． ３ Ｍ ｅ Ｖ ，
测 量结 果对 ” Ｃ ｓ 归一后 ， 能量 响 应 相 对 于 ” Ｃ ｓ
的误差应该在 ± ３ ０ ％ 以内。即能量响应的参考 标准为” ｃ ｓ ， 将其定义为 １ ， 那么相对 于它的各
ＧＭ 计 数 管 能 量 响 应 补 偿 研 究 的 新 思 路
王成竹 ， 张佳 ， 沈杨 ， 白宁 ， 任熠 ， 任鸿
（ 山西 中辐核仪器 有限责任公司 ， 太原 ０ ３ ０ ０ ０ ６ ）
摘要 ： 对Ｇ Ｍ计数管 进行补偿是 为 了消除低 能段能量 的过 响应影 响 ， 从 而 提高其 灵敏 度。如果 通
定性地研究空隙率 Ｐ与屏蔽层 的厚度 ｔ 两者对 计数管能量响应的影 响， 并从实验上试探 ， 来找
出较 为理 想 的条 件 。对 于 不 同类 型 的 Ｇ Ｍ管，
Байду номын сангаас
器中， 但因固有的低 能响应过高 ， 影 响其测量准 确度的问题却一 直存在 。上世 纪五六 十年代 前， 人们通常用一薄层重金属材料如铅或锡将
的低能成份全部屏蔽 ， 甚至测量不到数据 ， 为解 决这个矛盾 ， 上世纪六十年代后 ， 有人提 出多用
一
需要寻求一种简便 的方法进行计算。
１ 理论计算方法
１ ． １ 能量 响应 要 求
个参数即空隙率的概念来控制计数管的能量
响应 ， 即计数管不是全部包裹 ， 而是预留一定的 空隙使辐射有一部分可直接到达计数管灵敏体 积， 产生响应 。能量响应 是指计 数管的辐射灵 敏度与射线能量之间的关系。简单来说 ， 是通
简化方法与规定程序下校准直读个人剂量仪的结果比较
简化方法与规定程序下校准直读个人剂量仪的结果比较白雪;陈建新;李燕飞【摘要】According to the experiment results, the calibration factor obtained using phantom under the specified procedure is bigger than that using the simplified method (calibrate free in air), the average deviations for different types are between 4.4%and 12.9%, the biggest deviation for the same type is about 10%. Considering the experimental conditions, scattering and the intrinsic energy response of the instruments are the most important reasons to influence the calibration results. In conclusion, to ensure the reliability and the unity of measurements the direct reading personal dose equivalent monitors for X and gamma radiation must be calibrated following the specifications.% 实验数据显示，直读式X、γ辐射个人剂量当量监测仪在使用体模的规范程序下，测量获得的校准因子大于简化方法（在自由空气中的校准）的校准结果，不同型号仪器校准因子平均相差4.4%~12.9%；同一型号的仪器，校准因子最大相差约10%。
辐射监测技术与方法(内容)
RAM ION辐射测量仪（型号：4-0042）
•测量γ射线、χ射线和 β射线的剂量率和累积 剂量 •探测器：电离室 •测量范围： 0.1mR/h～50R/h (1μSv/h～500mSv/h) •精度：读数的±15%； •γ能量响应(137Cs)： 好于±20%(20keV～ 1.3MeV)； •以色列ROTEM公司
硅探测器 PIN-二极管能量补偿
视觉报警
SDM2000 个人剂量仪
探测器：硅半导体探测器 测量范围：Hp(10): 0.0 Sv10 Sv
Hp(10): 1 Sv/h1 Sv/h
重 量：100 g
•MD-IIIA 个人剂量仪
测量范围： 累积个人剂量当量Hp（10）： 09999 mSv。 当时剂量当量率： 0.1 μSv/h500 mSv/h。 记录个人剂量历史：每3分钟一次连续记录8小 时。（剂量率≤300 mSv/h） 尺寸： 745020 mm 重量： 90 g
GH-102A型环境χ-γ剂量率仪
•探测器：塑料闪烁体 •剂量率线性范围：102mGy/h； •能量响应：25keV ～ 2MeV≤±15%（相对 137Cs）； •相对固有误差： ≤±10%（相对 137Cs）； •稳定性：正常使用条 件下工作8小时指示值 变化≤±5%。 青岛金仕达电子科技 有限公司
德国Berthold
Technologies公司
FJ-317C型可携式γ测量仪
•特点：仪器探头能在 60℃的高温下可靠工 作，并附有拉伸杆， 可改变探头的长度 •探测器：GM计数管 •测量γ射线、χ射线的 剂量率 •测量范围：10、100、 103、104、105 μGy/h •能量响应：0.3MeV～ 2 MeV； •基本误差：±20% （105μGy/h量程，为 最大值的±30%）； •国营二六二厂
物理实验报告（精选11篇）
物理实验报告物理实验报告（精选11篇）在现实生活中，越来越多人会去使用报告，写报告的时候要注意内容的完整。
你知道怎样写报告才能写的好吗？以下是小编整理的物理实验报告，仅供参考，大家一起来看看吧。
物理实验报告篇1实验课程名称：近代物理实验实验项目名称：盖革—米勒计数管的研究姓名：学号：一、实验目的1、了解盖革——弥勒计数管的结构、原理及特性。
2、测量盖革——弥勒计数管坪曲线，并正确选择其工作电压。
3、测量盖革——弥勒计数管的死时间、恢复时间和分辨时间。
二、使用仪器、材料G－M计数管（F5365计数管探头），前置放大器，自动定标器（FH46313Z智能定标），放射源2个。
三、实验原理盖革——弥勒计数管简称G－M计数管，是核辐射探测器的一种类型，它只能测定核辐射粒子的数目，而不能探测粒子的能量。
它具有价格低廉、设备简单、使用方便等优点，被广泛用于放射测量的工作中。
G－M计数有各种不同的结构，最常见的有钟罩形β计数管和圆柱形计数管两种，这两种计数管都是由圆柱状的阴极和装在轴线上的阳极丝密封在玻璃管内而构成的，玻璃管内充一定量的某种气体，例如，惰性气体氩、氖等，充气的气压比大气压低。
由于β射线容易被物质所吸收，所以β计数管在制造上安装了一层薄的云母做成的窗，以减少β射线通过时引起的吸收，而射线的贯穿能力强，可以不设此窗圆柱形G-M计数管计数管系统示意图在放射性强度不变的情况下，改变计数管电极上的电压，由定标器记录下的相应计数率（单位时间内的计数次数）可得如图所示的曲线，由于此曲线有一段比较平坦区域，因此把此曲线称为坪特性曲线，把这个平坦的部分（V1－V2）称为坪区；V0称为起始电压，V1称为阈电压，△V=V2-V1称为长度，在坪区内电压每升高1伏，计数率增加的百分数称为坪坡度。
G－M计数管的坪曲线由于正离子鞘的存在，因而减弱了阳极附近的电场，此时若再有粒子射入计数管，就不会引起计数管放电，定标器就没有计数，随着正离子鞘向阴极移动，阴极附近的电场就逐渐得到恢复，当正离子鞘到达计数管半径r0处时，阳极附近电场刚刚恢复到可以使进入计数管的粒子引起计数管放电，这段时间称为计数管的死时间，以td来表示；正离子鞘从r0到阴极的一段时间，我们称为恢复时间，以tr表示。
G-M计数管用作辐射剂量测量应解决的问题
１ Ｇ— 计数管输 出信号 的特 点 Ｍ
Ｇ— Ｍ计数管是工作在 盖革 一弥勒气体放 大区的一种计数管。当有辐射粒子射人管 内使
Ｇ— Ｍ计数管输出电路 的负载电阻一般为
数 兆 欧 ， 以 接 在 阳极 （ 上 ， 可 接 在 阴 极 可 Ａ） 也
第３卷 １
２１ 年 ０１
第９ 期
９月
核电子学与探测技术
Ｎｕ ｌａ ｌ ｃ ｏ ｉ ｓ＆ Ｄｅｅ ｔ ｎ Ｔ ｃ ｎ ｌｇ ｃ ｅ ｒＥ ｅ ｔ ｎ ｃ ｒ ｔ ｃｉ ｅ ｈ ｏ ｏ ｙ ｏ
Ｖｏ ＿ １ Ｎ ． ｌ３ ｏ ９ Ｓ ｐ ． ２ １ ｅｔ ０ １
Ｇ — 计数管用 作辐射 剂量测量应解决 的问题 Ｍ
仅起触发放 电作用 ， 计数管的输出电流或 电压 信号与入射粒子的种类 和能量无关 ， 由其工 仅 作 电压和外 电路输 出负载电阻决定 。
１１ 输 出脉 冲幅 度和 极性 ．
测。但是 由于 Ｇ— Ｍ计数管本身 的特性 ， 给 也 剂量仪器 的使用带来一些必须重视和必须解决
的问题 ， 如线性、 能量响应等。采取适 当措施进 行改进可 以更好地发挥 Ｇ—Ｍ计数管 的优势 ， 使之更 能满足不同使用场合的要求。 辐射剂量是表征 物质吸 收辐射 能的物理 量， 随着历史的沿革， 剂量的表示方法 、 名称、 单
为简化 。 １２ 输 出脉 冲幅 度谱 与分 辨 时 间 ．
一
＃
小幅度脉冲 比例很小 ， 脉冲幅度较为一致 ； 随着 计数率或剂量率 的增加 ， 幅度脉 冲比例也随 小 之增加 ， 脉冲幅度分布曲线峰位 向低端偏移 。
GM计数管辐射特性与能量补偿研究
GM计数管辐射特性与能量补偿研究
徐阳;高飞;赵瑞;倪宁;黄少鹏;王菲菲;林敏
【期刊名称】《计量学报》
【年(卷),期】2022(43)4
【摘要】基于国防科技工业电离辐射一级计量站X、γ射线参考辐射场,对某厂家生产的j613r型GM计数管的坪曲线、线性曲线等辐射特性进行实验研究;结合中国计量科学研究院CT成像系统精确测定计数管内部结构尺寸,并对灵敏区进行能量补偿。
结果表明:在10.62μSv/h~161.52 mSv/h范围内,计数管可用于剂量测定;采用厚度为0.81 mm的Pb补偿层开中央狭缝的方式时,灵敏区最佳补偿面积为88%~90%,补偿后,48~662 keV范围内相对于^(137)Cs偏差在±20%以内,可为个人剂量仪提供测量部件。
【总页数】6页(P554-559)
【作者】徐阳;高飞;赵瑞;倪宁;黄少鹏;王菲菲;林敏
【作者单位】中国原子能科学研究院计量与校准技术重点实验室;中国计量科学研究院
【正文语种】中文
【中图分类】TB98
【相关文献】
1.GM 计数管能量响应补偿的 MC 法模拟
2.GM 计数管能量响应补偿研究的新思路
3.运动补偿下成像光谱仪的辐射能量采集特性
4.基于GM计数管辐射剂量仪表
标定方法及注意事项5.基于BP神经网络的多GM计数器γ辐射定向测量算法研究
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GM 计数管的能量响应范围确认
如果要保证GM 计数管的剂量测量的置信度，就必须刻度出探测系统的γ能量响应。
由于没有合适的系列单能γ辐射源，为此利用康普顿散射原理将强60
Co 源释放出的γ射线转换为系列单能γ射线进行探测系统γ能量响应的标定。
然后拟合出能量响应曲线。
一、原理和方法
当辐射源（60
Co ）释放的γ光子与靶物质（一般选用Cu 或Al ）相互作用时，产生康普顿散射效应。
散射光子的能量为： 201(1cos )E
E E m c θ'=+- 0m 为电子静止质量，θ为散射γ光子的出射角。
由上式可知，当确定能量的入射光子与靶物质发生作用时，对于确定的θ角，就有与之相对应确定能量的散射γ光子产生。
二、主要事项
一般来说，对GM 计数管能量响应的测定，其要考虑的影响因素多。
首先即为辐射屏蔽，对辐射的屏蔽，由于实验环境中的墙壁和地面等散射物的影响，存在大量的空间杂散本底，一般来说在离散射靶70cm 测点处比本底信号强度高4个量级。
因此，减少本底干扰、提高信噪比是能量响应标定的关键技术之一。
为此可以做如下图所示的设计。
1、放射源；
2、准直器；
3、散射靶；
4、探测器
铅屏蔽的厚度一般为50cm ，用以阻挡放射源放出的γ射线直接到达探测系统产生干扰，屏蔽体后壁需开一斜喇叭口，以避免射线经后壁反照到散射靶。
同时，为了降低通道内本底的干扰，需对准直器进行特殊设计。
一般来说，根据GM 计数管灵敏区的大小，准直器前喇叭口直径为4cm ，中段口径为2cm ，使辐射源释放的γ射线照射到斜喇叭口的管壁后不再反射到散射靶上；准直器的后喇叭口直径为5cm ，放探测器一面的斜度要适当，一方面要阻挡辐射源释放的γ射线直接到达散射角为25°的探测器，另一方面要尽量减少γ射线经管壁到散射靶的量；不放探测器一面的斜度要以避免γ射线经准直器内管壁反射后到达探测器和散射靶上为宜。
另外, γ光子与靶物质发生作用产生散射了的同时, 还伴随有康普顿电子射线的产生。
因此在探测器与散射靶之间需放Fe （约1mm 厚度）吸收片以消除电子射线对探测器输出的影响。
对于底要求的能量响应标定一般可采用θ角为35°、50°、64°和87°，相应的能量为0.87、0.66、0.52、0.38MeV 。
提高探测器的能量分辨率：
由于探测器对散射靶以及散射靶对辐射源都有一定的张角，造成了一定程度的能量弥散，影响探测系统的能量分辨率。
因此提高能量分辨率是能量响应标定的另一关键技术。
在忽略散射靶对辐射源张角的情况下，散射γ能量弥散的量与散射靶和探测器的直径、探测器与散射靶的距离以及散射角度等因素有关。
探测系统的能量分辨率的计算公式为：
12202
0sin ()[1(1cos )]E r r m c E E E l m c θθ+'∆='+- 1r 、2r 分别为散射靶和探测器的半径，cm ；l 为散射靶与探测器的距离，cm ；从式中可知：在保证在保证探测器有足够输出的前提下, 适当减小探测器和散射靶的半径、增加散射靶与探测器的距离可以降低γ射线的能量弥散，提高系统的能量分辨率。
而对实验数据最简单的检验，即对采用137Cs （0.611MeV ）和60Co 采用康普顿散射而获得的能量为0.661MeV 的射线的灵敏度一致性比对。
三、具体操作：
1、需要设备：标准源（60Co 和137Cs ），铅板等
2、操作：
首先使用60Co 源搭建好实验设施，选取不同θ角，计算出确定的射线能量，测定GM 计数管输出脉冲数。
再与137Cs （0.661MeV ）的计数比对。
得出不同能量下的比值。
并作出拟合曲线。
一般要求能量响应在30%之内，即比值在0.7到1.3内。
四、能量响应扩展
GM 计数管对于能量响应存在的一个主要间题是低能段存在着过响应，对裸体计数管而言，无论是用于测量照射量或空气比释能量，还是用于测量新的实用辐射量，其低能段均因过响应而导致仪器能量响应的极大超差。
低能段的过响应主要是由于外壳的光电效应引起的。
最简单的处理办法即采用重金属包层可以十分有效地抑制GM 计数低能段（通常是指65～100keV ）的过响应。
但如果GM 计数管灵敏区全部被重金属包层（通常可选用铅、铅锡合金、锡、铜等重金属包层），则65keV 以下的γ射线基本上被吸收掉了，65keV 以下能量响应极低。
改善GM 计数管能量响应的方法。
重金属原子序数越高，厚度越大，抑制低能段响应的效果越强。
这就有个寻求选用哪种重金属以及选择最佳厚度的问题。
根据长期以来众多仪器选用铅皮作包层的成功经验，一般选用铅包皮，然后通过试验选择最佳厚度。
另一个问题是如何适当提高65keV 以下能量的能量响应，克服该能量段的过抑制问题。
其方法是计数管灵敏区适度裸露。
一般根据前人经验，对于国产GM 计数管采用0.3mm 铅包层和25%左右的灵敏区裸露较为合适。