分段γ扫描自吸收校正法分析残渣和废物中的铀,钚含量

叙述了用于非破坏分析残渣和废物中的铀、钚含量的分段γ扫描自吸收校正法（简称分段γ扫描法）。研究了分段γ扫描测量核工厂实物盘点中含铀、钚各类非均匀样品的刻度方法，分析了各种测量条件对γ自吸收校正及测量结果的影响。本方法与化学破坏分析法进行了比对分析，结果表明分段γ扫描自吸收校正法与化学破坏分析法的偏差为－３．６％，在分析误差范围内符合得很好。本分析方法成功地应用于核工厂实物盘点现场分析，测量了４类中低密度含铀、钚的残渣和废物样品，测量结果的不确定度为５％。     

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。     

铀钚溶液设备外中子探测效率研究

中子探测技术作为一种非破坏性分析技术,是铀钚溶液系统钚含量监测的一个较好的选择.基于典型的盛放铀钚溶液的圆柱形设备和典型的热中子探测器,开展了设备外中子探测效率研究,以实现对铀钚溶液系统的钚含量监测.对探测器的位置、慢化体及屏蔽体布置、料液浓度和料液分段对探测响应计数的影响进行了研究,获得了优化的探测效率以及不同轴向段...     

铀冶金炉渣的破坏性分析及对NDA分析仪器SGS和AWCC的校验

为了校验非破坏性分析（ＮＤＡ）仪器——分段γ扫描吸收装置（ＳＧＳ）和有源中子井型符合计数装置（ＡＷＣＣ）的准确性，采用流动注射（ＦＩＡ）、高效液相色谱（ＨＰＬＣ）和Ｘ光荧光（ＸＲＦ）３种破坏性分析方法（ＤＡ）分析了铀冶金炉渣中铀的含量。结果表明：３种方法的分析数据符合良好，得到了铀冶金炉渣中铀含量的准确量值。核对了非破坏性分析仪器ＳＧＳ和ＡＷＣＣ分析铀冶金炉渣的结果。     

ASTM C833-17用于轻水堆的烧结(铀-钚)二氧化物芯块标准规范

正该规范介绍了在热反应堆中使用完成的烧结和磨碎(铀-钚)二氧化物芯块。该规范适用于含钚元素质量可达总质量15%的铀-钚二氧化物颗粒。制造工艺的多样性取决于所产出的铀-钚二氧化物颗粒种类,以及诸多在特定反应堆系统中针对二氧化物颗粒操作条件而产生的化学和物理特性特殊要求。需要考虑在内的化学特性有:铀含量、钚含量、杂质含量、化学计量学、     

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.     

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。     

16 大量铀中镎钚的分离与测定——加压排空柱离子交换系统的设计及应用

镎和钚是长寿命极毒元素，核燃料后处理铀产品中对镎和钚的控制要求极其严格。准确、及时、稳定地测定乏燃料后处理厂铀线尾端样品以及铀产品（以下简称样品）中镎钚的含量是乏燃料后处理质量控制的要求。国内一直未建立起满足后处理铀线质量控制的分析方法，现有方法存在的主要问题是去除铀基体的分离流程长，去污因子不稳定，很难满足铀产品的质量控制要求（样品中镎和钚的含量极低而铀镎和铀钚的含量比值又非常高，只有经过有效分离后方能准确测定），而国外对此类方法均不予报道。     

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；