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。