目前我国已在浙江省和深圳市分别建成了泰山核电站和大亚湾核电站，并即将运行发电。运行前做好核电站放射性排出物和周围环境的放射性监测及事故应急监测尤为重要。利用γ谱分析核电站放射性排出物及周围环境样品中的放射性水平是一种快速可靠的手段。

我们实验室于1989年4月对法国的某压水堆核电站的低水平液体流出物进行了γ谱分析，这一工作既检验了我们实验室分析多种低水平放射性核素含量的水平，同时也为今后我国核电站周围的平时和应急时的放射性监测建立一套可靠的γ谱分析方法。

一 样品的制备

核电站低水平液体流出物样品来源于法国某压水堆核电站，由世界卫生组织辐射参考中心(WHO-IRC)于1989年4月发给了三十五个实验室。样品量为100ml, 用HNO₃将溶液酸化，使其PH值为4~5。

将样品转入到ϕ75 × 75mm的塑料园柱形样品盒中，拧紧盖子并用石腊封好待测。要求分析样品中的⁵⁸CO、⁶⁰Co、¹²⁴Sb和其它放射性核素的比活度。

二 谱仪的刻度和活度计算

1. γ谱仪的刻度

按测量样品的几何条件对谱仪进行刻度用中国计量科学院标定的¹⁵²Eu、¹³³Ba和⁶⁰ Co标准溶液(溶液的不确定度为3~3.5%)，WHO-IRC提供的^l34Cs标准溶液制备了五个刻度仪器用的标准源。刻度源的活度列于表 1。首先将ϕ78 × 75mm的塑料园形样品盒清洗干净，然后加入100ml蒸馏水，用减重法将适量的标准溶液均匀地滴入装有蒸馏水的样品盒中，拧紧盒盖并密封，放置数天，使其均勻混合后再测量。

刻度源放在Ge(Li)探测器的上表面，每个源测量三次，每次测最2~3小时。刻度系数取其三次测量计算的均值。每个刻度源三次测量的分散度均小于2 %。

由刻度源的结果可计算相对比较法的刻度系数和刻度源各全能峰所对应的绝对效率值，然后用最小二乘加权曲线拟合程序进行曲线拟合并求出各能峰所对应的效率值。

2.样品的活度计算

测量刻度源后得出上述的效率曲线，求出所求能峰的效率值，然后按下式计算样品的中核素的活度。

式中Sij—样品的第j种核素的第i个能峰的净峰面积(计数/秒)；

Pij—第j种核素第i个能峰的发射率(%)；

ηi—第i个能峰所对应的效率值(%)；

V—样品的体积(L)。

样品放在置于铅室中的Ge(Li)探测器的上表面测量六次，每次测量时间为24~39小时。用上式计算品样中⁵⁸Co、⁶⁰Co、¹²⁴Sb、⁵⁷Co、¹²⁵Sb和¹³⁷Cs、⁵⁴Mn的比活度并求其均值。各核素的六次测量的分散度除¹³⁷ Cs外均小于10 %。

三 样品分析结果

核电站低水平液体流出物经γ谱分析测量可由γ谱图(附图)清楚地看到上述七种核素的特征峰。表 2列出了液体流出物的测量值、IRC参考值及测量值与IRC参考值的相对偏差，由表 2数据可看出本实验室的测量值与IRC参考值符合得很好，七种核素有四种核素的测量值与IRC参考值在1%以内符合，两种核素相对偏差小于1 %，一种大于10%。

IRC发放给35个实验室液体流出物样品，有23个实验室给出了分析结果，其中只有九个实验室给出了上述七种放射性核素的强度。表 3给出了九个实验室分析这七种核素的值与IRC的参考值的相对百分偏差的平均值(DA)和与这23个实验室的算朱均值、几何均值(有显著性差异的数据弃去)的相对百分偏差的平均值(DB、Cc)。即：

式中：D_A—某实验室的测量值与IRC参考值的n个百分偏差的均值。

D_Ai—第i种核素的测量值与IRC参考值的百分偏差。

n—测量的核素数目。

本实验室代号是18，由表 3可看出本实验室的各种核素的测量值与IRC的参考值和各实验室的算术均值和几何均值都符合得很好。

四 讨论

由对低放射性液体流出物的γ谱分析结果可以宥出，上述的刻度源制备、仪器的标定和γ谱分析方法是可靠的。尤其是对于低放射性核素的样品分祈，结果能与参考值很好地符合，这除上述原因外，与谱仪长时间运行的稳定性良好有关，本套γ谱仪装置在长时间测量情况下，对⁴⁸k的1460keV峰的道漂移小于1道。

在测量结果中¹²⁵Sb的比活度与IRC参考值偏差较大，其原因还有待于进一步分析。