论文发表 | 论文范文 | 公文范文
最新公告:目前,本站已经取得了出版物经营许可证 、音像制品许可证,协助杂志社进行初步审稿、征稿工作。咨询:400-888-7501
您现在的位置: 新晨范文网 >> 科技杂志 >> 电子科技杂志 >> 核电子学与探测技术杂志 >> 正文

SGS技术在核设施退役中的应用

定制服务

定制原创材料,由写作老师24小时内创作完成,仅供客户你一人参考学习,无后顾之忧。

发表论文

根据客户的需要,将论文发表在指定类别的期刊,只收50%定金,确定发表通过后再付余款。

加入会员

申请成为本站会员,可以享受经理回访等更17项优惠服务,更可以固定你喜欢的写作老师。

《核电子学与探测技术杂志》2016年第二期

摘要:

为解决核设施退役中高密度桶装废物的测量问题,对SGS技术进行了适当地简化。采用探测效率与介质对外源吸收一一对应的方法刻度系统,利用MC程序评估串扰影响,针对主要影响因素利用介质对外源的吸收来校正串扰影响。实验结果显示:在放射源随机分布、介质密度低于1.8g/cm3的情况下,对137Cs计算结果误差在±20%内。实验表明:根据实际需求,对SGS技术进行适当地简化应用是可行的。

关键词:

SGS技术;串扰影响;随机分布

随着核技术的广泛应用,放射性废物量与日俱增[1],国家逐步加强了废物管理,制定了相应的标准,强化对核废物的监管。业主最终需将放射性废物送至废物处置场贮存或处理,为了运输和处置这些中低放废物的需要,对产生的中低放废物必须用标准的圆柱型容器(钢桶200L)或矩形容器(钢箱、水泥箱)进行包装,经整备后形成标准的废物包装体,并给出包装容器内的放射性核素及活度[2]。非破坏分析方法(NDA)是解决这一问题的有效方法[3],而分段γ扫描技术(SGS)是NDA方法中目前应用比较广泛的[4-5]。该技术利用废物的γ放射性特性,通过测定废物包装体发射γ射线的能量特征来判别核素种类和活度,具有非破坏性、快速测量、操作相对较简单等优点。本工作以SGS技术的基本原理为理论依据,分析了标准设备在实际应用存在局限性的原因,在对系统探测效率刻度方法和串扰影响校正方法进行实验研究的基础上,对SGS测量技术进行适当简化,以满足非破坏性分析核设施退役工程中中高密度桶装废物的需求。

1SGS技术基本原理

SGS技术沿废物桶中轴线将废物分层,并假定各层的介质密度与放射性均匀分布。而实际情况不可能均匀分布,则通过匀速旋转废物桶来减小介质密度与放射性分布不均的影响,并用外源来校正介质密度。采用γ谱仪逐层测量,获得每层某核素某个特征γ射线的计数率,结合探测器的响应函数建立一个矩阵关系式,解矩阵算出每层的核素量,求和获得废物桶内的核素总量[6]。一般情况下,准直器不能完全排除上下邻近层发出的射线入射到探测器,如图1所示,探测器不仅能接收到准直器张口对应的当前层发出的γ射线,也能接收到其它层的γ射线。将其它层对当前层探测器计数的影响称为串扰。

2SGS技术应用局限

目前已有依据SGS技术开发出的标准设备用于核废物的测量,例如,堪培拉WM2900废物分析系统,对密度最高可达1g/cm3的200L桶,其不确定度为±20%;ORTEC的AURAS-3001桶装放射性核废物检测计数器,对于均匀分布的放射源或者矩阵分布的放射源,其测量不确定度在10%以下。其指标只针对密度低于1g/cm3的轻质介质,对密度大的介质则不适用。而在核设施退役工程中,绝大多数核废物的介质密度高于1g/cm3,甚至达到7.8g/cm3,这些标准设备在核设施退役工程中并不适用,只能解决极少数核废物的测量问题。本实验室根据需求,搭建了一台样机(见图2),用于核设施退役产生的桶装废物的测量。

3主要参数的获取方法与实验验证

3.1探测效率获取方法根据桶内的平均密度计算探测器的探测效率,利用介质对152Eu的吸收采用线性插入法进行校正。在几十eV或几百keV的低能段,若桶内存在结块或空隙则对152Eu的吸收影响较大,采用线性插入法进行校正获得的探测效率值的误差也变大。这可能是原标准设备只适用介质密度低于1g/cm3废物的原因之一,故该系统外源选定为60Co,利用其1.33MeV特征射线进行密度校正。定义参数介质吸收因子K,其与介质密度相关。通过介质对外源的吸收实验获得介质密度与吸收因子K的关系,由无源效率刻度软件可得到介质密度与探测效率η的关系,利用中间量介质密度可以拟合出探测效率η与吸收因子K的关系。图3是某高纯锗γ谱仪通过实验值与无源效率刻度软件计算值拟合的探测效率η与吸收因子K的关系。

3.2计数校正SGS技术通过解矩阵扣除串扰影响,而实际测量过程中情况复杂,可能矩阵是奇异的,导致结果存在数倍或更大的误差。若要结果准确,则条件需更加明确,致使适用范围变小。而在工程应用中,一个模型需要解决许多废物的测量问题,故串扰影响的扣除需简化。利用MCNP程序计算了均匀分布情况下每层打入探测器所在空间的光子数来考查串扰影响,图例见图4,计算条件见表1,结果见表2。以第4层为当前被测层,第3层串扰为19.7%,第5层串扰为18.8%,其它层串扰和6.4%,由此可知串扰主要来自被测层的上、下层。测量结果主要用于废物分级,如含有半衰期大于30年的废物,比活度小于或等于4×106Bq/kg的是低放废物;比活度大于4×106Bq/kg,且释热率小于或等于2kW/m3的是中放废物;比活度大于4×1010Bq/kg,且释热率大于2kW/m3的是高放废物[7],由此可估计,结果可接受的误差范围较大,故除被测层上、下层外,其它层的串扰无需作为主要因素考虑,可忽略。在SGS基础上,作两假设来简化串扰校正:(1)被测层的计数影响主要来自于上、下层;(2)局部一致,即当某层定为被测层,其上、下层与该层分布完全相同。放射源按固定分布(如沿直径分布)与某均匀介质模拟一高度为10cm的废物,放置于旋转台上测量,被测核素感兴趣区净计数率为n1;测量完毕后,探测器升高10cm再测量,被测核素感兴趣区净计数率为n2,定义f(f=n2/n1)为影响因子。实验数据见表3,拟合的影响因子与吸收因子曲线见图5。

3.3实验验证利用137Cs标液(总活度为83250Bq)、均匀介质、铝棒(模拟存在结块情况)、废物桶随机制作模拟废物,模拟样测量结果见表4。结果表明:介质密度低于1.761g/cm3的情况下,

4结论

实验结果表明:该技术适用于介质密度在1.8g/cm3内的桶装废物非破坏测量,保障了部分放射性废物外运送贮的顺利实施。根据实际需求,对SGS技术进行适当地简化是可行的。今后将根据核设施退役工程的实际需要开展验证实验,确定该技术适用的介质密度极限范围,更大程度地满足核退役工程需求。

作者:苏容波 李涛文 夏文友 胡碧涛 单位:兰州大学核科学与技术学院 中国工程物理研究院核物理与化学研究所

核电子学与探测技术杂志责任编辑:杨雪    阅读:人次
科技杂志相关文章
    没有相关文章