高纯锗能谱仪^(125)I核素点源和体源绝对活度测量方法研究北大核心CSCD

通过^(125)I核素X射线和γ射线的符合相加特性,推导出了仅包含全能峰(27.3、35.5、31.2 keV)净计数率、符合峰(58.5、66.7 keV)净计数率和总谱净计数率的^(125)I活度计算公式,并通过宽能型和N型高纯锗谱仪分别对点源、活性炭盒源和液体源进行了验证。点源到探测器距离不大于5 cm测量时,绝对活度公式计算结果和参考值的相对偏差在±1.2%以内;活性炭盒对^(125)I核素的自吸收效应可以忽略,绝对活度计算公式不受^(125)I核素分布形式的影响,活性炭盒源正反面测量的相对偏差均在±1.4%以内;体积小于40 mL液体源的测量结果和参考值的相对偏差在±2.6%以内,液体源在测量时,样品高度不宜过高,以减少自吸收效应对符合相加峰的减弱效果。实验结果表明在不依赖标准物质和核素参数的情况下,推导的绝对活度计算公式可用于^(125)I核素放射性活度的精确测量。     

桶装核废物层析γ扫描技术研究

层析γ扫描技术是桶装中低放核废物无损分析技术的主要分析方法,能够准确测量桶装容器内中、高密度非均匀核废物中的核素及其含量。本文综述了国内外桶装核废物层析γ扫描技术研究现状,简述国内现有研究基础和研究进展,并对层析γ扫描技术的发展趋势作了简要分析。提出了层析γ扫描技术研究发展方向和我国桶装核废物层析γ扫描技术面临的问题,并对所面临问题提出了相应的对策。     

层析γ扫描透射图像重建方法

研究了层析γ扫描(TGS)透射图像，并用两种TGS线性衰减系数重建方法进行TGS透射图像的计算机模拟仿真。结果表明：与国外文献报道的算法相比较，本文采用的两种重建方法的误差小、适应范围广，并能满足实际TGS装置的要求。     

边界体素处理方式对层析γ扫描技术的透射重建质量的影响

用层析γ扫描技术(TGS)对废物桶进行透射重建时,通常将桶边界处的不规则体素近似为规则的立方体体素。为探究边界体素处理方式对透射重建质量的影响,采用代数重建算法(ART)和极大似然期望最大化算法(MLEM),用MCNP程序分别模拟计算将边界体素分别视为不规则体素和规则体素的两种处理方式对透射重建质量的影响。计算结果表明:将不规则的桶边界体素近似为规则的立方体体素会使透射重建所得线性衰减系数出现较大误差,应采用实际的不规则桶边界体素方式进行透射重建,且相对于ART算法,MLEM算法更适合作为TGS技术的透射重建算法。     

中放废液的远红外蒸发处理技术研究

本文研究了用远红外蒸发技术处理中放废液的工艺条件及影响因素。探讨了远红外加热器的加热距离、系统负压、废液的pH值对各种核素(~(137)Cs、90Sr、~(147)Pm、~(95)Zr-~(95)Nb)和1AW废液的蒸发速率和去污因数影响。并对本所0.7吨中放废液进行了实际处理,二次蒸汽冷凝液的放射性浓度为1×10~(-9)Ci/l,浓缩倍数35,蒸残液已近半固体状态,需要进一步固化处理。     

低中放废物处置FEPs清单建立的方法研究

识别所有影响处置场长期安全的有关因素,即特征(Features)、事件(Events)和过程(Processes)(FEPs),是处置场安全全过程系统分析的关键过程之一。我国目前低中放固体废物处置场环境影响评价中未开展低中放处置场的FEPs识别和景象开发。本文拟以某处置场为例,对如何建立我国的低中放废物处置FEPs清单进行了初步的探讨。     

花岗岩中高放废物地质处置库系统分析方法研究

首先以甘肃北山预选区花岗岩场址为例,提出该场址中高放废物地质处置库概念设计和结构设计,然后以系统分析方法论为基础,描述处置库的系统功能、结构、环境及其演化过程.并以模拟软件GoldSim为工具,建立该处置库演化过程的计算机模型,最后以该计算机模型为模拟实验平台,模拟处置库中辐射毒性时空分布,分析模型中的参数灵敏度,优化设计参数,并预测和评价处置库性能.其研究成果可为合理配置资源和有效协调各研究项目之间关系提供技术支持.     

硫酸亚铁剂量计摩尔线性吸收系数的测定

介绍了采用分光光度法测定Fe3+离子摩尔线性吸收系数的原理、方法及Fe3+离子标准溶液的制备过程;在一定的Fe3+离子浓度范围内,测定了Fe3+离子摩尔线性吸收系数,给出了测量结果,并对测量结果的不确定度进行了评定。     

作为核废料载体锆石缺陷结构的能量学研究

原原子模拟技术拟合锆石某些物理性质的实验值获得了锆平衡结构模型的势能参数。在锆石平衡结构的基础上,结构中基本点缺陷及其形成能和结构无序态及其形成能得到了详细研究。锆石中Pu、U和Th与Zr的类质同象替代方式及其类质同象形成热的研究发现,组分为Pu75mol%-Zr25mol%处存在一不混溶间隔,这表明锆石中放射性核素的载量应小于50mol％。     

高放废物地质处置库热学分析的参数敏感性研究

应用FLAC3D软件建立高放废物地质处置库热学分析的简化计算模型,选择影响处置库温度场的包括材料热学参数、几何参数以及时间参数在内的16个关键参数,以膨润土内表面峰值温度(该物理量是高放废物地质处置库热学设计计算中作为温度准则的物理量)为参数敏感性分析的目标物理量,通过热学计算开展参数敏感性分析。在参数敏感性分析中,将参数敏感程度划分为高、中、低三等。分析表明:4个参数(膨润土导热系数、膨润土厚度、围岩导热系数、高放废物中间贮存时间)为高敏感度参数,2个参数(散热材料厚度、回填材料厚度)为中度敏感性参数,其它10个参数(高放玻璃固化废物体、外包装容器、散热材料、回填材料的导热系数与比热,以及膨润土与围岩的比热)为低敏感度参数。通过分析可以得到如下结论:在设计高放废物地质处置库时,对膨润土及围岩导热系数的测试应力求准确,对测试结果数据认真分析,确保为设计计算提供合理的输入参数;在确保膨润土满足工艺要求功能的前提下,宜尽量减小膨润土的厚度;按照本文热学分析模型初步估算,我国高放废物至少需要中间贮存20 a以上。     

The matrix method for radiological characterization of radioactive waste

Beam losses are responsible for material activation in some of the components of particle accelerators. The activation is caused by several nuclear processes and varies with the irradiation history and the characteristics of the material (namely chemical composition and size). Once at the end of their operational lifetime, these materials require radiological characterization.The radionuclide inventory depends on the particle spectrum, the irradiation history and the chemical composition of the material. As long as these factors are known and the material cross-sections are available, the induced radioactivity can be calculated analytically. However, these factors vary widely among different items of waste and sometimes they are only partially known.The European Laboratory for Particle Physics (CERN, Geneva) has been operating accelerators for high-energy physics for 50 years. Different methods for the evaluation of the radionuclide inventory are currently under investigation at CERN, including the so-called “matrix method”. This paper provides a mathematical formulation of the matrix method highlighting its advantages and limits of validity.