利用HPGe铀能谱143～1001 keV能区确定铀富集度的方法研究

在核保障领域,铀富集度是一项重要核查指标。本文提出了一种通过分析²³⁵U、²³⁸U和²²⁸Th （²³²U的衰变子体）的特征γ能峰拟合相对探测效率曲线确定铀富集度的方法,编写了铀富集度分析程序。用HPGe探测器对两种化学形态、富集度范围为1.8%~90.2%的铀样品进行了重复性测量。结果显示,富集度的测量分析值与标称值的相对偏差小于3%。     

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能谱法连续测定铀含量

建立了一种连续测定铀矿石水冶尾渣中铀含量的方法,同时提供一种使用该方法的装置.开展模拟实验对测定参数进行优化,随后进行对比实验对分析精度进行论证.相关实验结果表明:当样品厚度大于200 mm时即可忽略样品厚度对测量的影响,加水量为1.2 L/min时可以使矿渣连续均匀的排出;相对误差≤30％的样品为94％,符合控制分析...     

γ能谱法测定电镀铀靶

采用γ能谱法及专用的PC/FRAM软件分析测定了3根在不同电镀工艺条件下制备的铀靶。通过比较3根靶上铀的均匀性及丰度,选择制备铀靶最佳的工艺条件。     

γ能谱法在含铀放射性废水应急监测中的应用

对一个含铀放射性废水样品进行了总α分析和γ能谱分析,并就γ能谱法测量含铀放射性废水的可行性进行验证测量。测量结果表明:在含铀放射性废水样品总放射性应急监测中,能有效提高监测效率;选择与待测样品中γ核素相适应的监测设备,能有效缩短测量时间,提高测量精度。     

γ能谱法测定铀、钚同位素丰度

简单介绍了特殊核材料铀、钚同位素丰度测定在核材料管理和衡算中的作用;着重描述了γ能谱法测定铀、钚同位素丰度的原理和实验方法.实验结果表明,使用高分辨率的高纯锗探测器,γ能谱法测定铀、钚同位素丰度的不确定度在2%以内.     

应用γ能谱法找金研究

本文介绍应用γ能谱法在山东某矿区找金的可行性研究。 从实测结果可知,放射性元素在不同岩性中的含量以蚀变带最高,混合花岗岩次之,石英(矿)脉中最低。在横穿各条矿脉的测量剖面上,都出现了与矿脉相对应的Th、K及Tc(放射性元素总含量)低值异常,三者各自的峰背比值分别为0.5—1.0、0.3—0.7和0.3—0.7之间,都能反映矿脉的存在。     

利用HPGe铀能谱88~100 keV能区确定铀富集度方法研究

利用铀材料γ能谱88～100 keV能区中γ、X射线重峰分解确定同位素丰度的方法,是铀同位素分析商用软件MGAU、MGA++等的核心技术。本文建立了γ、X射线峰形模型,提出了效率拟合因子修正效率的方法,并自行编写了铀富集度分析程序。用HPGe γ谱仪对两种化学形态、铀富集度范围为1.80%～90.1%的铀样品进行了测量,以验证自编程序的可行性。利用本文所编写的程序分析实验能谱,得到的芯块样品分析结果与标称值的相对偏差小于2%,粉末样品分析结果与标称值的相对偏差小于1%。     

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。     

γ能谱法测量饰面瓷砖中的放射性

报道了对西安建材市场 23 种饰面瓷砖中天然放射性核素含量的调查与测量结果,并按照国家有关建筑材料放射性核素限量标准进行了分类。分析结果表明,饰面瓷砖中天然放射性核素铀、镭、钍、钾含量处于正常本底水平,其中铀、镭、钍、钾比活度的范围为:238U (17.6—82.5)Bq?kg-1;226Ra (24.1—182)Bq?kg-1;232Th(13.4—75.7)Bq ? kg-1;40K(112—506)Bq ? kg-1。根据最新国家标准(GB6566-2001)的分类要求,所测饰面瓷砖均属 A 类产品,应用范围不受限制。     

便携式CZT探测器铀富集度测量装置的实验研究

本实验采用eVProduct公司生产的共屏栅结构CdZnTe（CZT）探测器,建立了一套便携式铀富集度测量装置（图1）。该装置由CdZnTe探测器、屏蔽准直体、Inspector2000谱仪和一台笔记本电脑组成,采用VisualBasic语言对Genie2000系统进行二次开发,实现装置的控制操作和实时测量分析。     

HPGeγ能谱法测量惰性气体氙活度

研制了炭纤维底衬气体源盒,有效减小了测量源盒对氙同位素低能γ射线的吸收,研制了气体转移制源装置,实现了样品从归档瓶向测量源盒的高效转移;采用效率过渡和理论模拟的方法标定了HPGe探测系统的峰效率.从而建立了惰性气体氙归档样品的高分辨HPGe γ能谱分析方法,使CTBT北京放射性核素实验室基本具备了分析惰性气体监测台站归档样品的能力.     

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。     

γ能谱法测定铀、钚同位素丰度

简单介绍了特殊核材料铀、钚同位素丰度测定在核材料管理和衡算中的作用;着重描述了γ能谱法测定铀、钚同位素丰度的原理和实验方法。实验结果表明,使用高分辨率的高纯锗探测器,γ能谱法测定轴、钚同位素丰度的不确定度在2%以内。     

235U富集度的检测

采用γ能谱法和PC/FRAM软件分析检测铀样品中²³⁵U的富集度。实验结果表明,随机抽样的2个铀样品中,²³⁵U富集度测定值与标称值间相对偏差均在3%以内。该方法可用于铀样品中²³⁵U富集度的测量,并为今后核材料的测量提供一定的参考。     

天然γ—γ能谱测量的理论及其初步应用

从理论上对建立在全谱测量基础上的天然γ－γ能谱测量技术进行了较为详尽的分析。模型实验及野外现场试验表明，这一测量技术不仅可以测定Ｕ、Ｔｈ、Ｋ的含量，还可给出有关岩性参数。该方法使用方便、工作安全，是一种切实可行的地面放射性测量方法。     

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。     

γ能谱法测定高浓铀样品年龄

建立了用γ能谱法测定铀年龄的方法,用低本底高分辨γ谱仪通过测定214Bi/234U活度比得到高浓铀样品的龄.由于采用了内部效率自刻度,因此,该方法不受样品物理形态和几何形状的限制,也不需要用标准样品对系统进行效率刻度.对硝酸铀酰样品的铀年龄测量结果为18.00(4.1%)年,与样品实际年龄的相对偏差为-4.8%,误差主要来源于234U/235U比值的测量误差.     

MC法构建γ能谱探测基准模型

针对核辐射测量中能谱测量需求,基于天然放射性核素构建了3个基准模型,其中1个液体模型,2个固体模型,并将基准模型应用在高纯锗谱仪刻度中,评价了MCNP模拟软件对高纯锗谱仪效率刻度结果的准确性。该基准模型可以作为γ能谱探测的基准模型,为开展MC数值模拟研究γ能谱探测提供了校准依据。