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《核電子學與探測技術雜志》2016年第二期

摘要:

為解決核設施退役中高密度桶裝廢物的測量問題，對sgs技術進行了適當?shù)睾喕２捎锰綔y效率與介質對外源吸收一一對應的方法刻度系統(tǒng)，利用MC程序評估串擾影響，針對主要影響因素利用介質對外源的吸收來校正串擾影響。實驗結果顯示:在放射源隨機分布、介質密度低于1．8g/cm3的情況下，對137Cs計算結果誤差在±20%內。實驗表明:根據(jù)實際需求，對SGS技術進行適當?shù)睾喕?a href="http://www.gaoruijun.cn/kejizazhi/hdzxytcjszz/695140.html" target="_blank">應用是可行的。

關鍵詞:

SGS技術;串擾影響;隨機分布

隨著核技術的廣泛應用，放射性廢物量與日俱增［1］，國家逐步加強了廢物管理，制定了相應的標準，強化對核廢物的監(jiān)管。業(yè)主最終需將放射性廢物送至廢物處置場貯存或處理，為了運輸和處置這些中低放廢物的需要，對產生的中低放廢物必須用標準的圓柱型容器(鋼桶200L)或矩形容器(鋼箱、水泥箱)進行包裝，經整備后形成標準的廢物包裝體，并給出包裝容器內的放射性核素及活度［2］。非破壞分析方法(NDA)是解決這一問題的有效方法［3］，而分段γ掃描技術(SGS)是NDA方法中目前應用比較廣泛的［4－5］。該技術利用廢物的γ放射性特性，通過測定廢物包裝體發(fā)射γ射線的能量特征來判別核素種類和活度，具有非破壞性、快速測量、操作相對較簡單等優(yōu)點。本工作以SGS技術的基本原理為理論依據(jù)，分析了標準設備在實際應用存在局限性的原因，在對系統(tǒng)探測效率刻度方法和串擾影響校正方法進行實驗研究的基礎上，對SGS測量技術進行適當簡化，以滿足非破壞性分析核設施退役工程中中高密度桶裝廢物的需求。

1SGS技術基本原理

SGS技術沿廢物桶中軸線將廢物分層，并假定各層的介質密度與放射性均勻分布。而實際情況不可能均勻分布，則通過勻速旋轉廢物桶來減小介質密度與放射性分布不均的影響，并用外源來校正介質密度。采用γ譜儀逐層測量，獲得每層某核素某個特征γ射線的計數(shù)率，結合探測器的響應函數(shù)建立一個矩陣關系式，解矩陣算出每層的核素量，求和獲得廢物桶內的核素總量［6］。一般情況下，準直器不能完全排除上下鄰近層發(fā)出的射線入射到探測器，如圖1所示，探測器不僅能接收到準直器張口對應的當前層發(fā)出的γ射線，也能接收到其它層的γ射線。將其它層對當前層探測器計數(shù)的影響稱為串擾。

2SGS技術應用局限

目前已有依據(jù)SGS技術開發(fā)出的標準設備用于核廢物的測量，例如，堪培拉WM2900廢物分析系統(tǒng)，對密度最高可達1g/cm3的200L桶，其不確定度為±20%;ORTEC的AURAS－3001桶裝放射性核廢物檢測計數(shù)器，對于均勻分布的放射源或者矩陣分布的放射源，其測量不確定度在10%以下。其指標只針對密度低于1g/cm3的輕質介質，對密度大的介質則不適用。而在核設施退役工程中，絕大多數(shù)核廢物的介質密度高于1g/cm3，甚至達到7．8g/cm3，這些標準設備在核設施退役工程中并不適用，只能解決極少數(shù)核廢物的測量問題。本實驗室根據(jù)需求，搭建了一臺樣機(見圖2)，用于核設施退役產生的桶裝廢物的測量。

3主要參數(shù)的獲取方法與實驗驗證

3.1探測效率獲取方法根據(jù)桶內的平均密度計算探測器的探測效率，利用介質對152Eu的吸收采用線性插入法進行校正。在幾十eV或幾百keV的低能段，若桶內存在結塊或空隙則對152Eu的吸收影響較大，采用線性插入法進行校正獲得的探測效率值的誤差也變大。這可能是原標準設備只適用介質密度低于1g/cm3廢物的原因之一，故該系統(tǒng)外源選定為60Co，利用其1．33MeV特征射線進行密度校正。定義參數(shù)介質吸收因子K，其與介質密度相關。通過介質對外源的吸收實驗獲得介質密度與吸收因子K的關系，由無源效率刻度軟件可得到介質密度與探測效率η的關系，利用中間量介質密度可以擬合出探測效率η與吸收因子K的關系。圖3是某高純鍺γ譜儀通過實驗值與無源效率刻度軟件計算值擬合的探測效率η與吸收因子K的關系。

3.2計數(shù)校正SGS技術通過解矩陣扣除串擾影響，而實際測量過程中情況復雜，可能矩陣是奇異的，導致結果存在數(shù)倍或更大的誤差。若要結果準確，則條件需更加明確，致使適用范圍變小。而在工程應用中，一個模型需要解決許多廢物的測量問題，故串擾影響的扣除需簡化。利用MCNP程序計算了均勻分布情況下每層打入探測器所在空間的光子數(shù)來考查串擾影響，圖例見圖4，計算條件見表1，結果見表2。以第4層為當前被測層，第3層串擾為19．7%，第5層串擾為18．8%，其它層串擾和6．4%，由此可知串擾主要來自被測層的上、下層。測量結果主要用于廢物分級，如含有半衰期大于30年的廢物，比活度小于或等于4×106Bq/kg的是低放廢物;比活度大于4×106Bq/kg，且釋熱率小于或等于2kW/m3的是中放廢物;比活度大于4×1010Bq/kg，且釋熱率大于2kW/m3的是高放廢物［7］，由此可估計，結果可接受的誤差范圍較大，故除被測層上、下層外，其它層的串擾無需作為主要因素考慮，可忽略。在SGS基礎上，作兩假設來簡化串擾校正:(1)被測層的計數(shù)影響主要來自于上、下層;(2)局部一致，即當某層定為被測層，其上、下層與該層分布完全相同。放射源按固定分布(如沿直徑分布)與某均勻介質模擬一高度為10cm的廢物，放置于旋轉臺上測量，被測核素感興趣區(qū)凈計數(shù)率為n1;測量完畢后，探測器升高10cm再測量，被測核素感興趣區(qū)凈計數(shù)率為n2，定義f(f=n2/n1)為影響因子。實驗數(shù)據(jù)見表3，擬合的影響因子與吸收因子曲線見圖5。

3.3實驗驗證利用137Cs標液(總活度為83250Bq)、均勻介質、鋁棒(模擬存在結塊情況)、廢物桶隨機制作模擬廢物，模擬樣測量結果見表4。結果表明:介質密度低于1．761g/cm3的情況下，

4結論

實驗結果表明:該技術適用于介質密度在1．8g/cm3內的桶裝廢物非破壞測量，保障了部分放射性廢物外運送貯的順利實施。根據(jù)實際需求，對SGS技術進行適當?shù)睾喕强尚械摹＝窈髮⒏鶕?jù)核設施退役工程的實際需要開展驗證實驗，確定該技術適用的介質密度極限范圍，更大程度地滿足核退役工程需求。

作者：蘇容波 李濤文 夏文友 胡碧濤 單位：蘭州大學核科學與技術學院 中國工程物理研究院核物理與化學研究所