摘要：SGS装置中合适的准直器结构可以提高系统的探测效率并降低串扰。运用MC法对不同形状和尺寸的准直器建模,模拟实际的SGS装置的测量过程。根据准直器的设计准则,对比了几种SGS准直形状的各自特点,并在实际的装置上验证了模拟计算的正确性,为SGS探测系统设计提供参考。

摘要：针对核设施退役产生的中、低放废物桶的测量需求,设计、构建了可移动式整体γ射线扫描测量系统。该测量系统以方舱模式构建,能够实现不同场所中废物桶的检测,且能够在10 min测量时间内快速分析得出结果,测量结果的偏差小于30%。某退役核设施实际应用的废物桶检测结果表明,该测量系统对于中低放的废物桶可进行有效测量,能够满足应用要求。

摘要：在HPGeγ谱仪测量中,当谱仪系统通过的总计数率较高时,会出现计数率损失现象。在定量测量分析中需要对损失的计数率进行校正。通过试验,对参考峰法与谱仪内置活时间计数法的校正效果进行了比较分析。结果表明：在试验涉及的死时间范围中,参考峰校正方法存在不足,而活时间计数法得到的计数率结果能够满足定量测量的需要。根据这个结果,卸除了研制中的分段式γ扫描测量装置上的参考源,降低了装置成本,提高了装置的安全性能,简化了测量分析流程。试验表明，简化后装置的测量分析结果满足设计指标的要求。

摘要：乏燃料组件在后处理厂经过剪切、浸取后的残留物被称为废包壳,测量其中含有的U、Pu质量将作为判断乏燃料溶解工艺水平的一个重要参考依据,或者作为是否需要对废包壳进行再次溶解操作的判断标准。本文在分析废包壳放射性组成情况的基础上,鉴于通过直接测量U、Pu特征粒子分析其质量存在困难,提出一种通过间接方式测量废包壳中残留U、Pu含量的方法,并开展初步的研究工作。此方法设计了一套基于3He正比计数管的测量装置,采用中子符合法测量分析废包壳中244 Cm的含量,并针对测量对象的放射性分布不均匀性,开展测量装置内部空间探测效率分布模拟计算,给出测量的极限误差分析;建立乏燃料组件核素组成信息模拟计算程序,分析计算日本同类型乏燃料组件的关注核素含量,并比对此组件的破坏性分析(DA)结果,给出计算结果的不确定度,并通过上述程序计算得到废包壳对应乏燃料组件中的244 Cm/U(Pu)值。结合测量数据和计算数据,可推导出废包壳中的U、Pu质量。此外,本文还分析这种测量分析方法的误差构成,评估最终分析结果不确定度,为工艺判断提供数据支持,同时指出下一步研究工作的方向。