SGS技术在核设施退役桶装废物测量中的简化与应用

摘要

随着核工业的发展和核技术的应用，各种放射性废物量与日俱增，国家逐步制定了相关的标准，强化对放射性废物的管理。中低放废物须用200L钢桶进行包装，在处置前须给出桶内的放射性核素及其活度。目前基于SGS（Segmented Gamma Scanning，SGS）技术开发出的标准设备是解决桶装废物分析的最有效途径之一，用于介质密度不大于1.0g/cm3的废物。而核设施退役工程中形成的大多数废物介质密度远大于1.0g/cm3，故标准设备只能解决少数废物的测量问题，要解决此类废物的分析问题还需进行相关研究。
　　针对上述问题，以解决核设施退役形成的桶装废物分析问题为目的，基于SGS技术建立了一套桶装放射性废物非破坏检测系统，主要开展了如下研究：
　　(1)检测装置设计
　　机械部分包括废物桶水平传动、废物桶旋转支撑、屏蔽体及探测器同步升降和整体框架的设计。应用程序部分包括传动控制设计和多道接口程序设计。
　　(2)探测效率拟合
　　引入一个自定义参数——吸收因子（K），其与介质对透射源的吸收相关，通过理论计算和实验拟合探测器的探测效率与吸收因子的关系，测量桶内介质对透射源的吸收可得到探测器的探测效率。
　　(3)串扰校正
　　根据理论计算的结果和国标中规定的限值，在 SGS的基础上提出两个合理的假设来简化串扰校正。引入一个自定义参数——计数校正因子（f），其与介质对透射源的吸收相关，通过实验拟合计数校正因子与吸收因子的关系，测量桶内介质对透射源的吸收可得到计数校正因子，对感兴趣区内的计数值进行校正。
　　(4)实验验证
　　使用137Cs标液模拟桶装废物进行验证实验，在放射源随机分布、介质密度低于1.8g/cm3的情况下，计算结果误差在±20％内。

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第一章 引言

1.1 研究背景

1.2 研究现状

1.3 研究内容及主要成果

第二章: 分析方法

2.1 SGS基本原理

2.2 前提条件的可行性

2.3 串扰影响扣除算法可能存在的问题

2.4 串扰影响处理

第三章: 检测平台设计及参数确定

3.1 检测平台设计

3.2 检测平台检验

3.3 检测平台参数确定

第四章 基本规律考察与系统刻度

4.1 基本规律考察

4.2 系统刻度

第五章 验证实验

5.1 放射性随机分布

5.2 放射性极端分布

5.3 探测限

第六章: 结论与展望

6.1 结论

6.2 展望

参考文献

在学期间的研究成果

致谢