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.     

核安全保障非破坏性分析研究与发展（Ⅰ）

本文阐述了国外核材料安全保障非破坏性分析研究与发展的最新情况,包括技术开发的国际合作概况和部分重要研究课题的进展:(1)γ能谱法测定钚同位素丰度;(2)钚溶液的浓度测量技术;(3)混合式K-边界密度计/XRF;(4)乏燃料核查仪器;(5)分段γ吸收扫描法;(6)无源中子符合计数法测定钚含量;(7)有源中子质询法。     

HPXe电离室和LaCl3(Ce)探测器在核材料鉴别中的应用

在核材料鉴别中，鉴于铀、钚材料中同位素种类多，发射的多条γ射线能量比较集中（主要都在0．1～2MeV之间）且分支比都比较小，生成的γ能谱复杂等特点，对于测量铀、钚材料的γ探测器要求具有高的能量分辨本领和探测灵敏度。常用于该种测量的是NaI闪烁探测器和HPGe探测器，而新的高压氙（HPxe）电离室探测器和LaCl3（Ce）探测器为核材料的鉴别提供了一种新的有效检测手段。     

MGA-U软件的使用

MGA 是用于分析使用平面型HPGe探测器谱仪获取的铀、钚样品 g 射线能谱,测定铀、钚同位素丰度的专用软件,包括MGA和MGA-U两部分。前者用于钚同位素丰度的分析,后者用于铀同位素丰度的分析。 MGA-U软件分析使用高分辨率(对57Co的122 keV g 射线峰的半宽度≤550 eV)平面型HPGe探     

γ能谱法测定钚同位素丰度

介绍了用γ能谱法无损测定钚同位素丰度的基本原理，使用１２０—４２０ｋｅＶ能区γ射线谱分析计算钚同位素丰度的方法及目前在实验室对１００ｍｇ钚样品测定钚同位素丰度所能达到的精度。描述了１台用于测定钚同位素组成的低能小平面锗γ谱仪系统，该装置及测量方法已用于核设施所产生物料的现场测试。     

分段γ扫描装置数据获取与处理软件系统的研制

报道了分段γ扫描装置（ＳＧＳ）的数据获取与处理软件系统的研制成果，该系统用于测量特种核材料的中低密度物质的铀和钚含量。分析了系统的组成结构，重点讨论数据获取及数据处理中的自动控制、数据获取、γ能谱分析、样品γ射线自吸收校正、铀钚含量计算软件以及用户界面软件的实现方法和程序设计。     

密封容器中钚材料同位素丰度和年龄的测量

根据相对效率法的原理,利用PC/FRAM分析软件,开展了用高分辨γ谱仪测量密封容器中钚材料的同位素丰度和年龄的实验研究.研究结果表明,同位素丰度和年龄的分析精度随能谱测量精度的提高而提高,如果能谱的测量精度不够,通过PC/FRAM分析得出的钚材料的同位素丰度和年龄有偏低的可能.因此,在能谱测量过程中,建议通过监测某个特征峰的峰面积计数来判定239Pu丰度和年龄的测量精度是否已满足测量要求.     

一种钚同位素分析方法及实现

同位素丰度及其分离时间是钚材料的两个重要属性,目前常用的分析软件是由美国采用固定能量法开发的PIC/Fram狮和MGA.本文提出一种基于非固定能量法测量分析钚材料同位素丰度及其分离时间的新方法,并据此自主开发了7谱分析软件,其原理是通过分析钚材料γ能谱中钚同位素及镅-241的特征γ射线,利用相对效率和加权平均的处理方法,得到钚材料中放射性核素的相对活度,在此基础上计算出钚材料的同位素丰度及其分离时间,并对该方法进行验证.     

核安全与保障——利用铀的Kα1 X和低能γ射线能谱测定^235U丰度的实验研究

近年来，在IAEA（国际原子能机构）的倡导和支持下，国际上开展了低能区γ／X射线测定核材料中铀、钚含量和同位素组成的研究，它综合了现有NDA（非破坏性分析）技术，能获得精确可靠的结果。此方面的研究工作目前还在进行中，特别是现场应用和软件开发。本工作小组对这项工作进行了广泛调研，并开展了初步实验研究。本工作使用一宽能HPGe探测器，对5个不同丰度的低浓铀（LEU）样品进行测量，样品^235U丰度在0．3％～4．5％之间。     

反应堆燃料元件~(235)U的丰度检查

一、引言利用γ射线闪烁计数器,测量~(235)U衰变放出的185.7keVγ射线的相对强度,可以测量燃料元件的~(235)U同位素丰度。这种测量可以是在线,也可以是取样测量。γ射线能谱法证明是一个有效的测量方法。它和化学、质谱法相比,它可以非破坏地测量各种含铀核材料的~(235)U同位素丰度,该方法有简单、速度快、价格便宜等特点。当需要立即得到测量结果时可用这种方法。     

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。