本文设计了一套安全壳卸压排放气体放射性活度测量监测仪,该监测仪包括测量探测器、铅屏蔽体、准直器、前置放大电路、就地显示单元、信息机柜等。其中测量探测器采用Φ50mm×50mmNaI (T1)闪烁体和宾松耐高温光电倍增管制成。在设计过程中利用内嵌准直器的罐状铅屏蔽体包住测量探测器,并保证准直器与碘化钠晶体正对。用Geant4软件对铅屏蔽厚度、准直器长度、准直器孔径、补偿过滤器进行了优化计算,在兼顾最小可探测活度浓度与探测效率满足要求的基础上对计算结果分析,得出最优几何设计参数。设计过程中为了降低杂质射线对测量结果的影响在准直孔壁内嵌了铜和锡内衬层。在得到设计参数后利用Geant4程序对监测仪的能谱、测量效率、能量响应和卸压排气测量总谱等性能进行模拟。同时利用137C点源实验,得到计算能谱与实验能谱在中能段及全能峰稳合的较好。对于低能段≤200keV测量能谱比模拟计算值要高,所以在探测器实际测量时将这部分低能射线引起的计数率看成噪声,故在多道解谱板上设置了一个阈值将其滤掉。本文所设计的监测仪主要用于环境非常恶劣的核事故监测,所设计的设备必须具备耐辐照、耐高温、长时间工作稳定特性。对测量探测器的后续电子学要求很高,所以本文对前置放大器的设计与信号远距离传输进行了研究。通过示波器实验测试,结果表明文中所设计的电路能很好的实现信号远距离采集。文章针对采集的脉冲幅度信号与多道能谱测量的道址对应关系、探测器的刻度、能谱数据分析和工程报警设置还作了简单的研究。总之,通过计算能谱与实验谱的对比、示波器的测试信号和解谱软件测量出的能谱特性,验证了该监测仪具备恶劣环境下核素分析测量。解决了高温高辐射环境下放射性核素无法定量分析测量的难题,同时弥补了核电站严重事故后安全壳内辐射监测系统无法测量的缺陷,为事故后安全壳内环境影响评价提供参考依据。