γ能谱法测量核材料铀富集度应用研究

综述了核保障活动中通用的富集度仪原理分析法、多组铀分析法(MGAU)和多效固定能响应函数分析法(FRAM)等测量铀富集度的γ能谱法进行对比分析,确定三种方法的适用测量范围及样品富集度、均匀性、几何形状和容器等因素对三种方法测量性能的影响.     

有源符合中子法探测高浓缩铀的技术研究

开展了有源符合中子法探测^235U富集度为90．34％的小圆柱状金属铀块裂变材料的方法与技术研究。使用有源井型中子符合计数装置测量金属铀块中^235U受Am-Li中子源诱发后产生的裂变中子,运用最小二乘法的计算方法将测得的中子总计数率、真符合计数率分别与金属铀块质量做线性拟合,其线性相关性系数达0．999;在此基础上,进一步测量了在相同质量金属铀的条件下不同源、样距及不同样品形状的中子计数变化趋势。     

γ射线无损检测炮弹体内炸药密度

讨论了各方有关参数对测定炮弹体炸药密度的影响，借助于向炮弹壳体内注入水的工艺过程，等效物理吸收厚度概念及γ射线透射－注水法无损检测弹体炸药密度公式，测定了弹体内充填琐材料时的密度值。     

FT—TIMS测量含铀微粒铀同位素比的分析方法研究

环境取样是国际核保障的重要手段。含铀微粒同位素比是铀浓缩设施核保障必须分析的项目。微粒铀同位素分析有许多技术途径，FI-TIMS是其中一种。     

辐射探测技术在核保障中运用简述

辐射探测技术在核保障中具有十分重要的作用。简述了辐射探测的原理、特点以及该技术在硬、软件和探测系统等方面的进展,并简要介绍了辐射探测技术在核保障中的应用和发展趋势。     

核安全与保障分段式γ扫描测量装置研究进展

分段γ扫描测量技术具有对不均匀物料进行非破坏性分析的特点,在核材料与核废物领域得到了广泛应用。根据我国核材料管理技术的要求,核保障室开发了分段式γ扫描测量装置（SGS）,该装置可用于核设施非均匀核废料中铀、钚含量的定量分析。     

γ谱法无损测定高浓铀材料中放射性杂质含量

介绍了γ谱法无损测定高浓铀材料中放射性杂质的分析方法。该方法使用便携式高纯锗γ能谱仪测量高浓铀材料的γ能谱,结合放射性衰变平衡理论计算,获得了高浓铀材料中铀同位素衰变子体的质量百分含量。实验结果表明:对于存放30a的高浓铀材料,可检测出234U、235U和238U衰变产生的19种放射性子体,可测量质量百分含量低至10^-17%的某些放射性子体。该方法测量结果与理论值能较好吻合,可用于高浓铀材料溯源分析研究。     

高能X或γ辐射成像阵列探测装置的研制与应用

介绍了高能Ｘ或γ辐射成像阵列探测装置的概况和高压阵列电离室的设计特征、结构与工艺，阐明了用９ＭｅＶ电子直线加速器Ｘ射线测量高压阵列电离得到的各项技术指标及其在大型集装箱和工业零部件无损检测系统中的应用。     

CZT探测器测量核燃料组件铀丰度实验研究

采用CZT探测器、数字谱仪、准直器等组成了1套便携式CZT探测器铀丰度测量装置。该装置可对燃料组件铀丰度进行测定,以便确定相应铀产品丰度符合规定要求。实验研究中,对几类燃料组件丰度进了测量,建立了CZT探测器测量燃料组件铀丰度的方法。现场测量结果表明,铀丰度测量结果相对偏差小于3%,方法简单可靠,装置简便,能满足核材料保障监督和核设施现场测量中的需求。     

用γ分析方法研究滇池现代沉积年代

用γ分析方法对采自云南滇池沉积孔柱中的天然放射性核素２１０Ｐｂ、２２６Ｒａ和人工放射性核素１３７Ｃｓ、２４１Ａｍ的垂直剖面特征及相应沉积年代进行了研究。并且用２１０Ｐｂ法计算了近百年来该地沉积速率的变化和各采样层位的沉积年代。对计算结果用人工放射性核素１３７Ｃｓ和２４１Ａｍ时标法进行了验证。研究结果表明该地湖泊沉积演化过程受到较强的人类活动的影响。     

Development of PRIDE UNDA for safeguards application

In order to enhance the safeguardability of a pyroprocessing facility, the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has been endeavoring to develop more efficient and effective safeguards technologies for nuclear material accountancy (NMA), process monitoring, and containment and surveillance (C/S). NMA has two components: destructive analysis (DA) and non-destructive assay (NDA). Although DA is more accurate, it is typically time-consuming and cost-intensive. NDA, on the other hand, can provide reasonable accuracy on a real-time or near-real-time basis, which maximizes the utilization efficiency of a facility. In this study, the PRIDE (PyRoprocessing Integrated inactive DEmonstration) UNDA (unified non-destructive assay) was developed for testing NDA techniques at PRIDE, a demonstration facility within KAERI for integrated pyroprocessing using depleted uranium and surrogate materials. Each component of the PRIDE UNDA (i.e., neutron, gamma-ray, and mass measurement systems) was characterized and calibrated using calibration sources and standard weights as well as nuclear material used in the facility (depleted uranium). It is expected that in the near future, the PRIDE UNDA will be installed and tested with various types of process materials.     

Utilizing PUNITA experiments to evaluate fundamental delayed gamma-ray spectroscopy interrogation requirements for nuclear safeguards

ABSTRACT

Present safeguards verification methods for small samples of high-radioactivity nuclear material (e.g. spent nuclear fuel solution) in reprocessing facilities use destructive analysis techniques since passive non-destructive techniques are incapable of directly determining the nuclear material content. To supplement these methods, the Japan Atomic Energy Agency and European Commission Joint Research Centre (JRC) are collaborating to develop delayed gamma-ray spectroscopy non-destructive assay technology for composition analysis of the fission nuclides. Multiple experiments were performed in the JRC-Ispra site using the Pulsed Neutron Interrogation Test Assembly (PUNITA) to study the signature from short-lived fission products from low-radioactivity U and Pu standard samples. From these spectra, we identify many gamma rays useful to determine the composition of a mixed nuclear material sample. Here we present the results of these experiments along with correlations to the interrogation, mass, volume, and sample homogeneity.     

可移动式高分辨率分段γ扫描现场测量装置的研制

描述了１台用于核设施、核材料现场测量的可移动式高分辨分段γ扫描装置。本装置用７５Ｓｅ和１６９Ｙｂ作为透射源测量样品对γ射线的透射率，采用近立体角三维自吸收校正模型计算样品自吸收校正系数ＣＦ（ＡＴ），较准确计算出样品对γ射线的自吸收校正量。本装置适合于准确测定中低密度非均匀核返料和核废物中核材料含量或裂变产物的含量，对２３５Ｕ硝酸铀酰均匀介质的盲样，测量结果与控制电位库仑测定的标准值之偏差小于１．４％。     

A New Method to Make Gamma-ray Self-absorption Correction

This paper is devoted to discuss a new method to directly extract the information of the geometric self-absorption correction through the measurement of characteristic ? radiation emitted spontaneously from nuclear fissile material. The numerical simulation tests show that this method can extract the purely original information needed for nondestructive assay method by the ?-ray spectra to be measured, even though the geometric shape of the sample and materials between sample and detector are not known in advance.     

微波脱硝用于高加浓铀转型的研究

为了简化微波脱硝流程，硝酸铀酰在微波场中脱硝生成ＵＯ＿３后进一步用微波加热，ＵＯ＿３即发生相变生成单一形态的氧化物Ｕ＿３Ｏ＿８。相变时物料温升在２ｍｉｎ内达２００－３００℃。通过输入功率可以控制相变温度。大约５００ｔ时可得到Ｕ＿３Ｏ＿８，它不含残余的氮氧化物，其比表面积＞３ｍ￣２／ｇ。微波场中用红外温度计及光纤温度计测量温度。针对设定的高加浓铀物料（９０ｇ（Ｕ）／１、４ｍｏｌ／ｌＨＮＯ＿３和每批操作１．２１），研究了批式脱硝操作的工作曲线及工艺条件，并提出了高加浓铀微波脱硝装置的设计资料。     

用于核反应堆系统流体流速测量的互相关方法堆外模拟研究

介绍了渡越时间相关测量方法的基本原理与测试系统组成。针对反应堆堆内流体测量的特点,采用热元件作为传感器,进行了用相关法测量空气与水流速的试验研究,并分析了热电偶的响应时间和间距、信号滤波以及分析时间等参数对测量精度的影响,在层流及紊流区稳态流动的水与空气中,试验结果比较满意。     

相对湿度对气球法测氡的影响

本文报道作者在气球法测氡应用中积累的有关相对湿度对其影响的数据和为此目的所作的一些实验研究的主要结果。结果表明,气球法测氡计数随相对湿度的增加而明显增加。文中强调在相对湿度变化较大的地表大气中应用气球法时,需了解当地的相对湿度变化范围,并用实验测定不同相对湿度下的刻度系数;即使在相对湿度变化较小的矿井下,亦宜按不同深度的采掘段,分别测定相应的刻度系数;且均应定期刻度。     

被动累积式活性炭吸附—液闪测定空气中氡浓度的方法

本文介绍一种简便的被动式活性炭吸附累积采样、液闪测量空气中平均氡浓度的方法。该方法采样、制样和测量均简便,灵敏度高,成本低廉,性能稳定,特别适于大范围调查和自动测量。在室温下暴露48 h,刻度系数为699 cpm/Bq·1~(-1)(25.9 cpm/pC_1·1~(-1)),在样品和本底均测10 min,95%置信水平下的最小可探测限为8.3 mBq/1(0.2 pC_1/1)。本文还仔细讨论了该探测系统的各种参数及刻度系数与温度的依赖关系,给出了不同暴露时间刻度系数的拟合公式。由于采样装置设计有干燥剂柱,故不需要做湿度校正。     

核汽轮机内平板叶片上水膜流动研究

对核汽轮机内平板叶片上的水膜流动进行了数值模拟,探讨了核汽轮机内级分离器的可行性。