SGS技術在核設施退役桶裝廢物測量中的簡化與應用.pdf

1、隨著核工業(yè)的發(fā)展和核技術的應用，各種放射性廢物量與日俱增，國家逐步制定了相關的標準，強化對放射性廢物的管理。中低放廢物須用200L鋼桶進行包裝，在處置前須給出桶內的放射性核素及其活度。目前基于SGS（Segmented Gamma Scanning，SGS）技術開發(fā)出的標準設備是解決桶裝廢物分析的最有效途徑之一，用于介質密度不大于1.0g/cm3的廢物。而核設施退役工程中形成的大多數廢物介質密度遠大于1.0g/cm3，故標準設備只能解決

2、少數廢物的測量問題，要解決此類廢物的分析問題還需進行相關研究。
　　針對上述問題，以解決核設施退役形成的桶裝廢物分析問題為目的，基于SGS技術建立了一套桶裝放射性廢物非破壞檢測系統(tǒng)，主要開展了如下研究：
　　(1)檢測裝置設計
　　機械部分包括廢物桶水平傳動、廢物桶旋轉支撐、屏蔽體及探測器同步升降和整體框架的設計。應用程序部分包括傳動控制設計和多道接口程序設計。
　　(2)探測效率擬合
　　引入一個自定義參

3、數——吸收因子（K），其與介質對透射源的吸收相關，通過理論計算和實驗擬合探測器的探測效率與吸收因子的關系，測量桶內介質對透射源的吸收可得到探測器的探測效率。
　　(3)串擾校正
　　根據理論計算的結果和國標中規(guī)定的限值，在 SGS的基礎上提出兩個合理的假設來簡化串擾校正。引入一個自定義參數——計數校正因子（f），其與介質對透射源的吸收相關，通過實驗擬合計數校正因子與吸收因子的關系，測量桶內介質對透射源的吸收可得到計數校正因子