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
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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。
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★
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
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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 ............................................
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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。