The analyses of samples were carrie

The analyses of samples were carried out using a p-type coaxial
HPGe detector (EG&G Ortec; 57.5-mm crystal diameter and 51.5-mm
thickness, 30% efficiency relative to a 7.62 cm7.62 cm NaI (Tl)
detector). This was connected to an ADCAM data acquisition system,
a PCAII multichannel analyzer and Gamma Visison spectrum analyzer.
For the measurement of low level radioactivity, a counting system
retained within a well shielded arrangement is essential. Gross
reduction of background radiation was accomplished using a lead
shielding arrangement of thickness 7.5 cm. A cylindrical multi-nuclide
source (
241
Am (59.541 keV),
109
Cd (88.040 keV),
57
Co (122.061 keV;
136.474 keV),
203
Hg (279.1952 keV),
113
Sn (391.698 keV),
85
514.007 keV),
137
Cs (661.657 keV),
88
Y (898.042 keV; 1836.063 keV),
and
60
Co (1173.228 keV; 1332.492 keV)) having homogeneously distributed activity with the same volume and shape as the Marinelli
beakers containing the samples was used for detector energy calibration and efficiency determination, and the same procedure was
applied to the sample activity determination. The minimum detectable activity (MDA) for the γ-ray measurement system, at 95%
confidence level was calculated (0.7 Bq/kg for
226
Ra, 0.8 Bq/kg for
232
Th, and 2.4 Bq/kg for
40
K) according to the procedure followed by
Khandaker et al. (2012a). Each sample was counted for 12 h and
background counts for the samecounting time were deducted to
obtain the net activity.Table 3represents the situation, note being
made that some radionuclideγ-ray emission lines cannot be completely resolved by this or other typical HPGe detectors. As an
example, there is a probability of overlap of the 238.63 keVγ-line of
212
Pb and the 241.98 keV γ-line of
214
Pb. In such situations, the
emissions were separated following the procedure given in
Khandaker et al. (2012b). However, in order to reduce the error in
activity determination, only strong and independent characteristic
gamma lines (the γ-rays highlighted in bold in Table 3)ofthe
respective radionuclides were used to determine the net activity
concentrations

ผลลัพธ์ (ไทย) 3:

การวิเคราะห์ตัวอย่างทดลองใช้พีโคแอ็กเซียล
hpge ตรวจจับ ( เช่น&กรัม ortec ; 57.5-mm คริสตัล ขนาดเส้นผ่านศูนย์กลาง และความหนา 51.5-mm
30 % ประสิทธิภาพเทียบกับ 7.62 ซม.  7.62 เซนติเมตรใน ( TL )
ตรวจจับ ) นี้เชื่อมต่อกับข้อมูล adcam จัดหาระบบการ pcaii Multichannel Analyzer และแกมมา visison วิเคราะห์สเปกตรัม .
สำหรับการวัดกัมมันตภาพรังสีระดับต่ำ ระบบการนับ
ป้องกันการสะสมภายในก็เป็นสิ่งที่จำเป็น ลดรวม
ของรังสีพื้นหลังได้ ใช้ตะกั่ว
ป้องกันการจัดเรียงของความหนา 7.5 เซนติเมตร กระบอกมัลตินิวไคลด์ (


( เป็นแหล่ง 241 59.541 เคฟ )

ซีดี ( 109 88.040 เคฟ )
3
CO ( 122.061 Kev ;
136.474 เคฟ )

HG ( 203 279.1952 เคฟ )
0
SN ( 391.698 เคฟ ) 85


514.007 เคฟ ) 137
CS ( 661.657 เคฟ )
3
Y ( 898.042 Kev ; 1836 .063 เคฟ )


และ 60% CO ( 1173.228 Kev ; 1332.492 เคฟ ) มีการกระจายกิจกรรมเป็นเนื้อเดียวกันกับปริมาณเดียวกันและรูปร่างเป็นตัวแทน
บีกเกอร์ที่มีตัวอย่างที่ใช้สำหรับการสอบเทียบเครื่องตรวจวัดประสิทธิภาพพลังงานและความมุ่งมั่น และกระบวนการเดียวกันคือ
ใช้กับตัวอย่างกิจกรรมการตัดสินใจ กิจกรรมต่ำสุดพบ ( MDA ) สำหรับระบบวัดรังสีแกมมาที่ 95 %
,ระดับความเชื่อมั่นที่คำนวณได้ ( 0.7 Bq / kg 226

รา , 0.8 Bq / kg

232 , th และ 2.4 Bq / kg 40

K ) ตามขั้นตอนตามด้วย
khandaker et al . ( 2012a ) แต่ละตัวอย่างถูกนับ 12 H
นับและพื้นหลังสำหรับ samecounting เวลาหัก

ขอรับกิจกรรมสุทธิ โต๊ะ 3represents สถานการณ์ถูก
หมายเหตุทำให้บางรังสีรังสีแกมมาหลักล้านไม่สามารถได้รับการแก้ไขตามนี้หรือเครื่องตรวจจับ hpge ทั่วไปอื่น ๆ เป็น
ตัวอย่างมีความคาบเกี่ยวกันของ 238.63 เคฟγ - สาย

Pb ) และ 241.98 เคฟγ - สาย 214

ตะกั่ว ในสถานการณ์เช่นนี้
ปล่อยแยกกันทำตามขั้นตอนที่ระบุใน
khandaker et al . ( 2012b ) อย่างไรก็ตาม เพื่อลดข้อผิดพลาดใน
การกำหนดกิจกรรม แข็งแรง และเป็นอิสระ ลักษณะเส้น ( γ
แกมมารังสีเน้นเป็นตัวหนาในตารางที่ 3 ) ของ
นั้นใช้เพื่อตรวจสอบความเข้มข้นของนิวไคลด์กัมมันตรังสีกิจกรรม
สุทธิ