关于核材料衡算中秤重误差方差的求取

由于秤重在核材料衡算中的大量应用，如何求取秤重的随机误差方差与秤量的系统误差方差是解决核材料闭合衡算的一个重要方面。本文循序渐进讲述如何求取这两类误差的方法及步骤，以期对核材料衡算工作有一定的借鉴。     

件料核材料衡算MUF评估软件设计

以核材料衡算技术为基础,编制了件料核材料衡算MUF评估软件.该软件由数据输入模块、数据处理模块、数据查询模块、数据打印模块、系统设置模块等组成,能进行MUF值评估,根据MUF值和MUF测量方差进行t检验和置信区间估计,并能进行结果查询、打印、生成报表,同时多用户管理功能增强了信息的安全性.     

乏燃料后处理厂核材料衡算与控制国际经验及关键技术启示

本文系统地调研和分析了国内乏燃料后处理厂核材料管制现状,国外商业乏燃料后处理厂核材料衡算与控制措施的实施经验和采用的关键技术,包括典型商业乏燃料后处理厂物料平衡区和实物盘存关键测量点的设置、核材料衡算与控制措施的总体设计要求、近实时衡算的概念等。根据调研结果和分析,针对我国核材料管制的现状,提出了我国在商业乏燃料后处理厂核材料管制技术准备工作的几点初步建议。     

用于核保障中核材料衡算的液体闪烁体中子多重性测量装置

本工作优化设计建立了1套可用于核保障中核材料衡算的液体闪烁体中子多重性测量装置，并基于该装置开展了性能测试。结果表明，装置运行状态稳定，各项指标均在可接受范围内。同时开展了对²⁵²Cf源和标准Pu样品的实验室模拟测量等中子多重性测量研究。结果表明，该测量装置的探测效率好于15%，测量相对标准偏差为8.6%，表明在条件允许时，通过长时间信号采集，该中子多重性测量装置有能力替代基于³He管的中子多重性测量装置，通过中子多重性分析完成核保障中核材料衡算定量测量任务。     

散料核设施核材料衡算与MUF评价

针对散料核设施，提供了一个核材料衡算和ＭＵＦ评价的方法。核材料衡算是以一个核材料平衡区为衡算单位，以一个闭合的核材料平衡期为限，按核材料平衡方程式（ＭＵＦ方程式）来计算。衡算的结果（即计算的ＭＵＦ值），采用概率－统计技术来进行ＭＵＦ评价，其结果可作为推断核材料是否发生了转移和大量流失的依据，并作为衡量散料核设施核材料衡算与管理性能的标志。     

高温气冷堆核材料衡算方法研究

高温气冷堆（HTR）采用球形包覆颗粒燃料元件，采用不停堆换料运行方式。因此，其运行方式、燃料元件的形式、换料方式等与压水堆核电站差别较大。HTR的特点决定了其核材料的监管方式既不同于传统压水堆，也不同于散料核设施，不易采用传统压水堆的件料管理模式和散料核设施的散料管理模式进行核材料衡算管理。为此，本文针对HTR核材料管理，提出一种适于HTR核材料衡算及其不明损失量（MUF）评价的方法。该方法根据HTR的燃料元件、运行方式和换料方式的特点，综合考虑件料和散料衡算两种模式，通过对HTR核材料衡算平衡区合理划分、关键测量点设置和实物盘存方式选取等的研究，最终选取件料+散料的衡算模式进行核材料衡算管理和评估，为HTR核材料监管提供技术基础。目前，该方法已应用于我国HTR的核材料管理，取得了预期的效果。     

6 有源井型中子符合测量装置研制

在核材料衡算中，有源井型中子符合测量装置（AWCC）是用于含铀核材料无损测量的主要设备之一。该装置基于核材料中的^235U具有高的热中子诱发裂变截面，采用低中子能量的Am—Li中子源作裂变中子源，诱发^235U裂变，利用^3He计数管阵列探测^235U诱发裂变产生的中子，通过与标准含铀样品的测量结果比较，给出核材料中^235U的量。     

滞留量测量技术研究的进展

如何测定核设施工艺设备内的滞留量一直是核材料衡算过程中的技术难题,因而直接影响核材料生产过程的闭合衡算,同时也是一个重要的不安全因素。不同的工艺过程、设备和设施环境,以及现场各种变化因素,都会使测量与分析的难度增加。 本课题组针对某工艺过程,经过现场调查,确定了     

典型乏燃料后处理厂的核材料衡算仿真

<正>核材料衡算特别是工艺流程复杂、测量点多的乏燃料后处理厂衡算是一个复杂系统,通过MUF及σMUF公式计算难以得到衡算的动态过程,不易对衡算系统进行系统分析。仿真计算当今已经成为继理论和实验研究之后的第三种科学研究方法,是研究复杂系统的有效手段。系统仿真建模具有面向过程的特点,仿真模型与所研究系统的运行过程在形式上和逻辑上存在对应性,可避     

含钚物料中子多重性测量技术研究

中子多重性测量技术作为一种全新的NDA分析方法，主要用于核保障领域的核材料衡算测量，是传统符合中子测量方法的改进。使用该技术可实现复杂情况下样品的准确测量。     

Numerical Consideration for Multiscale Statistical Process Control Method Applied to Nuclear Material Accountancy

The multiscale statistical process control (MSSPC) method is applied to clarify the elements of material unaccounted for (MUF) in large scale reprocessing plants using numerical calculations. Continuous wavelet functions are used to decompose the process data, which simulate batch operation superimposed by various types of disturbance, and the disturbance components included in the data are divided into time and frequency spaces. The diagnosis of MSSPC is applied to distinguish abnormal events from the process data and shows how to detect abrupt and protracted diversions using principle component analysis. Quantitative performance of MSSPC for the time series data is shown with average run lengths given by Monte-Carlo simulation to compare to the non-detection probability β. Recent discussion about bias corrections in material balances is introduced and another approach is presented to evaluate MUF without assuming the measurement error model.     

乏燃料后处理设施核材料近实时衡算系统概念与设计

为指导后处理设施设计阶段统一部署核材料衡算、在设施运行阶段实施近实时衡算、及时反馈工艺的运行状态和趋势并探知异常情况，保障核设施核材料安全，本文在开展乏燃料后处理设施核材料衡算评价及关键技术研究的基础上，深入调研分析了核材料近实时衡算技术现状，梳理了Purex流程中核材料平衡区内过程监控的重要设备和先进仪器，以及一体化数据信息系统结构及其运行维护需求，提出我国开展乏燃料后处理近实时衡算技术研究的必要性和技术配置建议：结合传统的平衡区划分及关键测量点设置方式，以核材料重要量为目标，增补适宜的在线监控点和战略观察点，采用模型开发验证、分析方法优化评估、信息系统整合技术，在后处理设施全寿命周期内统筹管理控制Purex工艺中设备、管道、阀门、储槽中的核材料，达到近实时衡算目标。     

有源中子计数法测量铀总量方法研究

含铀物料中铀总量是核材料衡算与控制中最关注的信息之一,因非破坏性测量分析方法(NDA)不破坏样品,不产生二次废物,可对样品整体测量,因此常用作含铀物料中铀总量的测量分析.本研究基于有源中子计数法建立测量含铀物料中铀总量的新方法.对10组铀的标准样品进行测量分析,结果表明,测量误差为1.7％,小于5％,达到非破坏性分析技...     

基于EJ299-33A探测器的核材料时间关联测量系统的时间分辨

n-γ的时间关联测量可提取核材料的质量、增殖因数，其中时间分辨是表征关联精度的1个重要指标。本文基于数字化数据获取与处理方法，对具有n-γ甄别能力的塑料闪烁体EJ299-33A探测器组成的核材料时间关联测量系统的时间分辨进行研究，采用⁶⁰Co与²²Na γ源进行了对比测量，分析了源对本征时间分辨的影响，进一步通过离线的条件加载反演，给出时间分辨的等效电子能量阈值依赖关系。通过对²⁵²Cf自发裂变时间关联谱的测量和解耦，讨论了时间分辨对不同符合事件的影响。结果表明：系统时间分辨随阈值增加而减少，在阈值为230 keVee时采用⁶⁰Co测量的结果约为560 ps，可满足核材料快时间符合测量的精度要求，而在相同条件下，由于正电子湮没位置的不确定性和延迟符合的影响，²²Na源测量的时间分辨展宽至816 ps；裂变事件时间关联测量中n-n符合受时间分辨的相对影响小于γ-γ符合。     

基于频域分析方法模拟测量瞬发中子衰减常数

采用基于广义半马尔科夫过程(GSMP)建模的仿真方法模拟随机中子场的瞬态演化,利用相应程序MES模拟了252Cf源驱动噪声测量,通过对泄露中子时间谱的频谱分析给出了系统的瞬发中子衰减常数。模拟结果与实测结果比较表明:次缓发10分时,其误差为7%;次缓发100分时,其误差为3%;可为理论分析核装置安全性提供一种新的技术手段。     

Simulation of robust resonance parameters using information theory

Due to complex nature of resonance region interactions, significant effort has been devoted to quantify the resonance parameter uncertainty information through covariance matrices. Statistical uncertainties arising from measurements contribute only to the diagonal elements of the covariance matrix, but the off-diagonal contributions arise from multiple sources like systematic errors in cross-section measurement, correlation due to nuclear reaction formalism, etc. All the efforts have so far been devoted to minimize the statistical uncertainty by repeated measurements but systematic uncertainty cannot be reduced by mere repetition. The computer codes like SAMMY and KALMAN so far developed to generate resonance parameter covariance have no provision to improve upon the highly correlated experimental data and hence reduce the systematic uncertainty. We propose a new approach called entropy based information theory to reduce the systematic uncertainty in the covariance matrix element wise so that resonance parameters with minimum systematic uncertainty can be simulated. Our simulation approach will aid both the experimentalists and the evaluators to design the experimental facility with minimum systematic uncertainty and thus improve the quality of measurement and the associated instrumentation. We demonstrate, the utility of our approach in simulating the resonance parameters of Uranium-235 and Plutonium-239 with reduced systematic uncertainty.     

球形容器核材料滞留量探测器小角度转动发射层析测量方法

核材料生产线上很多设备（如混合器、反应器）是球形结构，在生产过程中，内部会有核材料滞留。了解内部核材料滞留量，对核材料管理与衡算和核材料临界安全至关重要。本工作针对球形反应器内部核材料滞留量的测量，提出探测器小角度转动发射层析方法。认为球形容器内部的核材料近似球形分布，并按一定的方式将其分割为若干体素。探测器在有限小角度范围内转动，对球形容器进行分层扫描测量，获取投影数据。应用最小二乘法或最大似然法，对核材料分布进行重建计算。这样，不仅可给出较为准确的反应器内部核材料的总量，而且可给出核材料在内部的分布情况。采用蒙特卡罗模拟计算技术，对该方法进行了验证，证明该方法合理可行。