壳源法放射性废物桶作为SGS装置校准源的可行性

由于均匀的大体积放射性废物桶制备困难,放射性废物桶分段γ扫描（SGS）装置的活度探测效率多采用间接的方式进行刻度。壳源法制备的废物桶以线状源为核心,制备简单,结构灵活,是最佳的间接方法之一。本文通过对均匀填充型放射性水溶液桶和壳源法制备的放射性废物桶测量比较,证明壳源法制备的放射性废物桶在进行SGS装置探测效率刻度时与均匀桶是等效的,可作为此类装置探测效率的校准源。     

SGS无源效率刻度MC模拟研究

本文基于中国原子能科学研究院研制的SGS装置,运用无源效率刻度方法,建立与实际严格匹配的蒙特卡罗模拟计算模型。运用该模型,依据待测对象的典型特征完成了探测效率数据库的运算,解决了探测效率刻度用时较长的问题。在该装置上展开了200 L放射性废物桶的验证实验,平均相对偏差控制在20%以内,单桶测量时间30 min以内,提高了SGS技术的探测效率。     

桶装α废物分类检测装置研制

基于无源中子测量方法的桶装α废物分类检测装置研制已基本完成。该装置（图1）主要用于中、低密度桶装固体放射性废物定量测量,通过分析与计算,可获得桶中的α活度浓度,并参照我国放射性废物分类标准（GB9133--1995）,区分出α废物,以便对放射性废物进行科学、合理处置,降低处置费用。     

基于神经网络的废物桶活度测量方法研究

针对废物桶活度传统分段γ扫描（Segmented Gamma Scanning,SGS）测量精度低、层析γ扫描（Tomographic Gamma Scanning,TGS）测量时间长的问题,提出了基于神经网络的新型活度测量方法（New Gamma Scanning,NGS）。在该方法中,对介质均匀分布的废物桶进行测量时,将三个不同位置的探测器的计数率输入神经网络,可以直接输出等效环源半径,最终实现废物桶内核素总活度的准确重建。对400 L均匀水泥废物桶进行了多组模拟测量,利用不同方法分别进行了活度重建。结果表明：对于单个源,新方法的平均相对误差为4.26%,远小于SGS的误差（68.15%）,与60网格的TGS的误差接近（3.97%）;对于多个源,新方法的平均相对误差为24.27%,而SGS为48.02%,TGS为28.61%。新方法的精度高于SGS,达到了TGS的水平,而测量时间缩短到了TGS的1/20。新方法在保证了高精度的前提下大大缩短了测量时间,为低、中水平放射性固体废物的测量提供了技术支撑。     

分段γ扫描系统物理设计的改进

分段扫描系统（SGS）是一种常用γ无损测量分析装置，用于分析中、低密度介质中含铀钚物料或可回收核废料，也可用于分析放射性废物中的核素含量。在原SGS基础上，改进设计主要涉及以下两个方面的：1）将实验刻度方法改为蒙特卡罗模拟与实验刻度相结合的方法，扩展了分析的适用范围和适用对象；     

中国先进研究堆实验室HPGe探测器无源效率刻度方法研究

针对中国先进研究堆（CARR）实验室目前现有的HPGe探测器,使用无源效率刻度方法对其探测效率进行了理论计算,比较了不同能量和样品体积下蒙特卡罗方法和数值积分方法计算的探测效率。测量了探测片（点源）和堆水池池水（体源）,实验测量结果和计算结果符合良好,验证了无源效率刻度方法的可行性及所建模型的合理性,与采用标准源刻度的实验方法相比,该方法突破了各种限制,减少了标准源的制备工作,节省了大量的实验成本和时间,拓宽了HPGe探测器的使用范围。     

镭刻度源的制备和密封对活度测定的影响

详细介绍了刻度用镭标准源的制备技术和检验方法,探讨了密封时间对放射性活度测量的影响.3个平行镭标准源的测量结果证明,所制备的标准源是均匀的,并具有很好的准确性.随着密封时间的增加,氡及其子体与其母体核素之间相对平衡率增加,20d后达到放射性平衡.证明制备的镭标准源密封性也非常好,完全能满足测量铀系核素的要求.     

废物桶活度测量的半层析γ扫描技术

半层析γ扫描技术(Semi-tomographic Gamma Scanning,STGS)在综合分段γ扫描技术(Segmented Gamma Scanning,SGS)和层析γ扫描技术(Tomographic Gamma Scanning,TGS)的基础上,对其测量方法和重建算法进行了改进。用STGS方法测量核电厂废物桶活度是在SGS基础上,将废物桶轴向分段的每层进一步划分为数个环状体素,然后采用拓扑层析方法进行活度重建。针对包含三种放射性核素的400 L超压废物桶,蒙特卡罗方法被用于验证STGS方法的正确性。结果显示:SGS对高密度400 L废物桶的最大测量误差超过100%,而STGS的重建误差和统计偏差可控制在50%以内,且往往是SGS方法的二分之一或更低。而测量时间显著短于TGS。从整体上讲,STGS是一种平衡了精度和测量时间,测量高密度400L废物桶的有效方法。     

分层γ扫描定量分析中层内放射性非均匀分布影响分析

分层γ扫描(SGS)测量分析方法是核废料与放射性废物定量测量的重要手段,被测样品层内放射性均匀分布是SGS分析方法的基本假设之一。本文采用蒙特卡罗方法模拟计算与实验验证相结合,研究了样品层内放射性非均匀分布对SGS测量分析误差的影响趋势和影响程度。研究表明,当实际样品的层内放射性分布偏离均匀假设时,会导致SGS分析结果偏离实际含量。这一结论与实际测量结果一致。     

γ辐射核素放射性活度测量标准装置

该装置仅适用于γ射线发射体的活度检测，采用的是一种放射性活度相对测量方法。它由充以２．０ＭＰａ氩气的４πγ高气压电离室、小电流测量系统和镭参考源组成。电离室置于１０ｃｍ厚的全封闭屏蔽铅室中的典型本底电流为０．０６６±０．００３ｐＡ。用１７种放射性标准溶液刻度该装置，给出在此参考标准装置上，参考源对于每一种标准源的当量活度，可用于日后检测同种核素样品的活度。对电离室饱和损失、几何效率响应和能响特性予以讨论并给出刻度的总不确定度。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。