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。     

层析γ扫描测量（TGS）技术研究进展报告

为了能够满足实际应用的要求，层析γ扫描测量（TGS）技术采用75Se做透射源，利用75Se的121．5、264．4、279．8和400．7keV能峰对铀和钚核材料进行分析，结合TGS测量装置及其探测器的结构，利用蒙特卡罗模拟计算与实验相结合的方法建立TGS效率刻度矩阵。在数据分析软件中，编写了效率刻度数据库。     

TGS连续扫描模式下样品自发射数据分析方法研究

本文讨论了TGS连续扫描模式下样品自发射数据的分析方法,将自发射的效率计算分为数值模拟计算样品自吸收和MCNP模拟计算HPGe探测效率三维空间分布函数两部分,并用实验验证了该方法的合理性。     

层析γ扫描探测效率的无源刻度

层析γ扫描是准确定量测量中、高密度非均匀分布介质中的放射性素及其含量的重要方法,其中探测效率的确定是其关键技术之一。本文结合实验室层析γ扫描测量装置,采用蒙特卡洛方法,运用空间对称性简化计算模型,提出层析γ扫描探测效率无源刻度方法。计算机模拟和实验结果都表明了该方法的正确性和有效性。     

200 L桶装α废物检测装置的研制

研制了 2 0 0L桶装α废物检测装置 ,给出了装置性能的初步测试结果。装置可工作于无源和有源两种方式 ,适合测量 2 2 0L以下桶装α废物。无源工作方式下的探测下限为 1mg2 40 Pueff。     

SART算法在TGS透射数据分析中的应用

本文针对层析γ扫描（TGS）装置连续扫描模式的特点,将SART算法应用到透射数据的分析方法中,并讨论了算法中各参数的计算方法,最后用蒙特卡罗模拟实验对方法的合理性进行了验证。在中低密度介质情况下,计算得到的各体素线衰减系数的重建值与标称值之间的相对偏差均小于11%,表明该分析方法是合理的。     

分段γ扫描标样的非破坏性分析法检验

利用非破坏性分析法检验用于刻度分段γ扫描（SGS）装置的标样。采用分段γ扫描技术测量了8个装有U₃O₈的铀标样、8个装有PuO₂的钚标样。检测铀标样和钚标样装钚量的准确性以及铀标样中U₃O₈和钚标样中PuO₂与介质混合的均匀性。检测结果表明：SGS标样的装料量的准确性好于1％，标样中料样和介质混合的均匀性好于3%。     

桶装铀及超铀废物检测装置探测灵敏度的蒙特卡罗计算

基于桶装铀及超铀废物检测装置无源方式下中子总计数分析和有源方式下缓发中子计数分析的探测灵敏度表达式,运用蒙特卡罗方法计算了该装置对^240Pu和^235U的探测灵敏度,并对计算结果的可靠性进行了初步实验验证。     

铀生产工艺设备中滞留量测量的自吸收校正方法

实现铀生产工艺设备中滞留量的准确测量是核材料衡算与控制过程的一个关键点。由于γ射线的自吸收效果显著,工艺设备几何结构特殊,无法采用常规校准方法进行数据处理。本文开展该情况下的自吸收校正方法研究,在物料厚度、介质成分、几何参数不确定的条件下,初步建立了自吸收二维校正模型。模拟样品验证表明,建立的自吸收二维校正模型满足铀生产工艺设备滞留量测量的需求。