放射性废物检测装置研制

根据我国放射性废物分类标准，核燃料循环过程中产生的中低放固体废物送往处置场之前，必须进行检测与核实，分析其中的放射性核素及其含量。为此，研制了一台放射性废物检测装置。该装置基于γ射线分段扫描的测量原理（图1）。系统由3套高纯锗探测器组成（图2）。检测时，废物桶轴向匀速旋转，径向分3段同时测量，可实现快速检测。     

放射性废物快速非破坏性检测装置算法研究

本工作研究放射性废物快速非破坏性检测装置的数据分析方法和检测装置探测效率的蒙特卡罗法计算。对分析计算方法的合理性进行了实验验证。验证结果表明,²³⁵U计算值与实际值间的相对偏差<10%,由此证实了本方法的合理性。     

核安全与保障 中国实验快堆新燃料组件的非破坏性测量法属性检测

对中国实验快堆新燃料组件进行非破坏性分析测量，分别采用了有源中子符合法和γ射线测量法。利用改装设计的有源中子符合环（UNCC）对2组燃料组件中^235U含量分布进行了测量检验。测量曲线的分布趋势与实际丰度分布一致。组件中子符合计数率与位置对应示意图如图1所示。     

γ能谱法在快堆新燃料235U富集度核实测量中的应用

对快堆新燃料组件铀富集度进行了非破坏性核实测量,γ能谱法是测量铀富集度首选方法之一,快堆新燃料235U富集度真实值为64.4％【1】,235U富集度越高测量分析需要时间相对越长,本次核实测量工作量大,环境本底高,精确测量十分困难,对系统硬件的要求很高,能谱解析和数据处理过程更复杂。本次对多根燃料单棒实施了γ能谱法测量,利用专业的软件分析得到235U富集度与真实值绝大部分偏差在3%以内。     

γ扫描测量等效活度的校准方法研究

本文提出了采用标准线源代替标准体源对装置进行效率校准的等效活度校准方法。利用蒙特卡罗模拟方法,研究了不同介质密度和特征γ射线能量对线源校准位置的影响。测量实验结果与模拟计算结果吻合,证实了这种方法是一种介于常规效率校准与无源效率校准两种方法之间的等效校准技术。     

γ能谱法测量分析废包壳中铀和钚含量技术研究

核电站运行产生的乏燃料,在进行水法后处理时,通过剪切、溶解、共去污、分离、纯化等工序提取其中的铀、钚及其他核素。乏燃料组件经剪切溶解后,溶解液进入后续化工工艺进行处理,燃料元件棒的包壳则保留在溶解器中,称为废包壳,其是水法后处理工艺高放废物的主要来源之一,因设施运行中核材料生产过程的衡算与控制要求,以及废物处理处置的技术需要,需分析其中的铀和钚的含量。本文建立了γ能谱法间接分析废包壳中铀钚含量的方法,采用分段扫描的方式对包壳桶进行分层测量,分析了每层废包壳中¹³⁷Cs的含量,再利用经燃耗模型计算所得的¹³⁷Cs与核材料含量的比值,间接获得了铀和钚含量。该方法充分利用了核材料裂变的物理规律,建立了典型裂变产物与铀和钚含量之间的关系,并通过分段测量分析获得基础数据后间接获得铀和钚的含量,在废包壳测量分析、乏燃料组件燃耗测量分析中均可应用,可为设施运行、核材料衡算、废物管理等提供技术支撑。