SGS技术在核设施退役桶装废物测量中的简化与应用

发布时间：2021-03-02 12:54

　　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... 

【文章来源】：兰州大学甘肃省 211工程院校 985工程院校 教育部直属院校

【文章页数】：61 页

【学位级别】：硕士

【文章目录】：
摘要
ABSTRACT
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
        2.2.1 均匀分布条件下的探测效率
        2.2.2 载体密度均匀分布但放射性非均匀分布情况下的探测效率
        2.2.3 放射性强度均匀分布但载体密度非均匀分布
    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
        3.1.1 机械传动设计
        3.1.2 屏蔽体设计
        3.1.3 应用程序设计
        3.1.4 探测器
    3.2 检测平台检验
        3.2.1 检测平台调试
        3.2.2 调试结果
    3.3 检测平台参数确定
        3.3.1 探测器端面与平板准直器的距离
        3.3.2 旋转台转速
第四章 基本规律考察与系统刻度
    4.1 基本规律考察
        4.1.1 旋转效果
        4.1.2 源集中在某单元
        4.1.3 密度的影响
        4.1.4 介质吸收与能量的关系
    4.2 系统刻度
        4.2.1 探测效率获取方法
        4.2.2 感兴趣区计数校正方法
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


【参考文献】：
期刊论文
[1]国外低中水平放射性废物包检测实践及启示[J]. 郭喜良,徐春艳,杨卫兵,吴浩,范智文.  辐射防护. 2011(03)
[2]核材料的非破坏性分析[J]. 杨明太.  核电子学与探测技术. 2001(06)
[3]大型高分辨分段γ扫描装置的研制[J]. 朱荣保,谭亚军,袁晓鑫,吕钊,曹斌,吴昕,程炳皓,许晓东,江金才.  原子能科学技术. 1994(01)
[4]分段γ扫描装置数据获取与处理软件系统的研制[J]. 谭亚军,朱荣保,吴昕,程炳皓,袁晓鑫,江金才.  原子能科学技术. 1994(01)

博士论文
[1]中低放射性废物改进型γ扫描技术及活度重建算法研究[D]. 刘诚.上海交通大学 2013
[2]层析γ扫描（TGS）重建技术的研究[D]. 张全虎.中国原子能科学研究院 2003



本文编号：3059296