核安全与保障-中国原子能科学研究院

1、281基础与应用基础研究核安全与保障核安全与保障中国实验快堆新燃料组件的非破坏性测量法属性检测蒙延泰，王效忠，何丽霞，柏 磊，邵婕文，祝利群对中国实验快堆新燃料组件进行非破坏性分析测量， 分别采用了有源中子符合法和 射线测量 法。利用改装设计的有源中子符合环（ UNCC ）对 2组燃料组件中 235U 含量分布进行了测量检验。 测量曲线的分布趋势与实际丰度分布一致。 组件中子符合计数率与位置对应示意图如图 1 所示。利 用 HPGe 探测器，对多根燃料单棒进行 射线测量，利用数据获取软件和专用分析软件，得到测量 结果。 235U丰度测量值与标称值绝大部分的偏差约为3%。235U 丰度测量值及其

2、与标称值的相对偏差列于表 1。本次实验是我国首次应用非破坏性方法对新燃料组件的属性测量， 这对于今后开展类似工作打 下了一定的工作基础。图 1 组件中子符合计数率示意图表 1 单棒丰度测量值及相对偏差单棒号235U 丰度 /%相对偏差 /%单棒号235U 丰度 /%相对偏差 /%测量值真实值测量值真实值06902862.32%64.4%3.206908462.38%64.4% 3.106907063.21%64.4%1.806907162.12%64.4% 3.506907266.12%64.4%2.706907563.81%64.4% 0.906907662.68%64.4%2.706908

3、061.57%64.4% 4.4282中国原子能科学研究院年报 2006含钚物料中子多重性测量技术研究许小明，贾向军，祝利群，王效忠中子多重性测量技术作为一种全新的 NDA 分析方法，主要用于核保障领域的核材料衡算测量， 是传统符合中子测量方法的改进。使用该技术可实现复杂情况下样品的准确测量。根据多重性测量得到的参数，如总中子计数S、二重符合计数 D、三重符合计数 T，通过求解方程可得到样品中 240Pueff的确切质量。 240Pueff定义为样品中所有 Pu的偶核同位素产生等效于 240Pu 产生的符合响应，有：240 238 240 242Pueff = 2.52 Pu + Pu + 1

4、.68 Pu通过 能谱法可测得 Pu 的同位素组成信息，进而由 240Pueff计算样品中总 Pu质量，有：TotalPu = 240Pueff / (2.52f238+f240+1.68f242)其中： f238、 f 240、 f242 表示样品中相应的 Pu 同位素丰度。使用 5-Ring 多重性计数器，对 9个 PuO2样品进行了核实测量，采用多重性数据分析方法，得 到以下分析结果(表 1)。从表 1 所列结果可看出，除 8、 6号样品外，其余样品的分析值与样品标 称值间的相对偏差在 1.5% 以内。表 1 采用中子多重性测量技术的 PuO2 样品分析结果样品编号m(Pu)/g相对偏差

5、 /%分析值标称值110.07100.729.98100.239.91100.949.86101.4510.12101.2610.39103.979.97100.3810.70107.099.86101.4模块化 和中子放射性物质检测装置研制张文良，李新军，宗 波，甘 霖，方 昕，张丽萍，赵荣生，王效忠，贾向军283基础与应用基础研究核安全与保障模块化 和中子放射性物质检测装置主要用于核设施、机场、 海关以及其它重要设施和单位的出入口处， 用于对通过的人员和车辆进行放射性检测， 以检查通过的人员和车辆是否携带含有 和 中子的放射性物质。本检测装置采用大面积塑料闪烁体探测射线，采用 3He 正比

6、计数管探测中子。 装置采用模块化的设计方式，用户可根据不同用途选择不同数量的模块进行组合，以达到不同的探测灵敏度。该装置中的数据获取系统由控制器和 4 个独立的数据获取板构成。 该系统可独立工作， 也可连 接计算机，通过计算机对装置中的测量参数进行设置和修改，所有检测数据和检测参数均可通过 RS-422 串行接口传送到计算机中。计算机可控制各检测装置自动获取数据和进行确定装置工作点 的实验工作。 该系统经初步测试可实现稳定可靠的传输数据。 系统采用自行设计的通讯传输方式进 行通讯， 实现了 4 个检测装置和控制器以及计算机之间的稳定数据传输。 检测装置的组成结构图如 图 1 所示。图 1 检测

7、装置组成结构图该装置采用两对红外对射传感器来探测是否有人员和车辆进入被检测区域。 为能让塑料闪烁体 探测器上的光电倍增管工作在各最佳工作电压下， 因此，各光电倍增管的工作电压各自独立。 装置 中的高压和单道分析器的下阈和道宽均采用数字电位器进行控制， 具体参数可用计算机通过软件进 行设置， 整个装置实现了数字化和自动化。 为监测检测装置中的温湿度， 在装置机箱内安装了温湿 度传感器；为使装置能在冬季正常工作，装置中还安装了暖风机。每个检测模块的组成原理如图 2 所示。图 2 检测模块的组成原理图该装置的研制工作尚在进行中。目前，装置的机械设计工作业已完成，正准备进行机械加工。284中国原子能科

8、学研究院年报 2006装置所用塑料闪烁体探测器、 光电倍增管以及 3He 正比计数管等已经定货。 单片机数据采集系统和 多机通讯系统的模拟系统已经建立，并经过了初步测试，系统可实现检测装置的基本功能。放射性废物检测装置研制何丽霞，隋洪志，周志波，甘 霖，沈 宁，邵婕文，刘大鸣，郭保城，李正水根据我国放射性废物分类标准， 核燃料循环过程中产生的中低放固体废物送往处置场之前， 必 须进行检测与核实，分析其中的放射性核素及其含量。为此，研制了一台放射性废物检测装置。该 装置基于 射线分段扫描的测量原理（图 1）。系统由 3 套高纯锗探测器组成（图 2）。检测时，废 物桶轴向匀速旋转，径向分 3 段同

9、时测量， 可实现快速检测。为装置研制进行了电子学控制系统的 研究与设计、 射线吸收修正及活度分析等方法研究。使用低浓铀样品进行装置的刻度和检验，通 过测量 235U 特征 射线 186 keV 全能峰计数，获得活度测量值的不确定度为 17%，好于装置研制 技术指标要求。 放射性废物检测装置的研制成功将有助于促进我国国家管理部门和核设施放射性废 物处置与管理工作的有效实施。图 1 废物检测装置原理图1探测器 2 的探测区域； 2探测器 2 和探测器 3 的交叉探测区域；3探测器 2 和探测器 1的交叉探测区域285图 2 废物检测装置图 3 废物检测装置控制台基础与应用基础研究核安全与保障分段扫

10、描系统物理设计的改进何丽霞，王仲奇，隋洪志，甘 霖分段扫描系统( SGS)是一种常用 无损测量分析装置，用于分析中、低密度介质中含铀钚物 料或可回收核废料，也可用于分析放射性废物中的核素含量。在原 SGS 基础上，改进设计主要涉 及以下两个方面的： 1) 将实验刻度方法改为蒙特卡罗模拟与实验刻度相结合的方法，扩展了分析 的适用范围和适用对象； 2) 针对使用单位的实际需求，对分段 扫描系统的物理设计进行了改进， 使测量系统的透射源、 样品旋转平台和探测器三大部分集成于一体， 透射源屏蔽体改用钨镍铁，比 铅屏蔽体的屏蔽性能更好、体积更小，样品旋转平台由丝杠升级为导轨，设计更为合理，由 NIM 插

11、件电子学谱仪升级为集成化电子学谱仪， 更加适合应用研究的需要。在系统的软件方面，将更新 自控软件，增强刻度功能，能适应新的操作环境，并增强软件的可移植性。改进设计之后，系统的 体积大为减小，更加有利于移动，整体性能得到很大提升。图 1 所示为改进后的分段扫描系统。286中国原子能科学研究院年报 2006图 1 改进后的分段扫描系统可移动式分段扫描系统性能改进的总体设计王仲奇，何丽霞，随洪志，甘 霖根据国家核材料闭合衡算的技术需要，对已建立的可移动式高分辨率分段扫描( SGS)现场测量原型装置进行了性能改进的总体设计。 希望改进后的装置具备高稳定性、高可靠性， 以提高装 置的实用性和有效性。1)

12、 高稳定性：装置在实验室和应用现场可长期具备和保持良好的工作状态。2) 高可靠性：通过对测量和计算的严格质量控制，保证装置的输出数据具有高可靠性。3) 实用性：通过对装置设计的轻便、可调整和简单易用要求来实现装置的高实用性。4) 有效性：通过设置规范的工作流程和采用改进的分析和刻度方法来保证装置的有效性。 为使改进后的实用装置达到和具备上述指标要求， 除吸收原型装置的研发经验外， 计划实施下 列技术改进措施：1) 将蒙特卡罗计算方法与实验相结合，改进装置的刻度和分析技术手段；2) 增加硬件与软件自检功能，以提高实用装置的安全性能，同时为装置的测量与计算功能提 供质量控制手段；3) 建立严格的测

13、量和计算质量控制方法和要求；4) 完善装置的模块划分和工作流程，建立柔性测量与计算工作流程，为装置的现场应用研究 提供良好的工作基础；5) 加强装置的结构和机械设计，使装置坚固、稳定、轻便、可调。 目前，上述技术改进工作正在按计划实施。放射性废物信息化管理系统287基础与应用基础研究核安全与保障柏 磊，刘富国，鄢 枭，祁光茂，刘 宁，甘 霖，刘大鸣根据我国放射性废物处理处置与管理工作的需求 , 结合我国当前放射性废物管理的实际情况， 研究设计了我国放射性核废物信息管理数据结构， 建立了基于计算机网络的桶装放射性废物信息自 动跟踪管理系统。 该系统可为主管部门和核设施提供有效的实时管理。与此同时

14、，完成了桶装放射性废物非破坏 分类快速检测装置研制。 放射性废物管理系统信息获取方框图示于图 桶装放射性废物信息自动跟踪管理系统采用 数据库。主要功能模块如下：1) 核废物处理处置流程计算机化管理；2) 核废物处理处置数据的存贮、查询等；3) 条形码全程跟踪管理；4) 与其他相关管理软件和检测设备(包括 所研制的桶装放射性废物非破坏1。VB 作为开发环境，以 SQL Server 2000 作为后台分类检测装置由和中子检测)的接口。3台 HPGe 谱仪测量装置、透射源装置、旋转平台、测量控制系统组成。针对电子学控制系统的研究与设计、射线吸收修正及活度分析方法等进行了研究。图 1 放射性废物管理

15、系统信息获取放射性废物信息化管理系统的研制将有助于促进我国国家管理部门和核设施放射性废物处置与管理工作的有效实施。288中国原子能科学研究院年报 20062006 年核保障与核保安技术培训简况郜 强，杨 群，沈 宁，高雪梅，刘大鸣，甘 霖2006 年 CAEA-IAEA 核保障与核保安联合培训中心正式成立，国际原子能机构总干事埃尔巴 拉迪和中国国家原子能机构主任孙勤在核保障技术实验室共同为培训中心揭牌。 联合中心的成立标 志着中国与国际原子能机构在核保障领域的合作步入了一个新阶段， 也意味着该中心将为国际原子 能机构成员国培训更多的核保障和核保安方面的人才。该中心在 2006 年成功举办了地区

16、性核材料衡算与控制设施级培训班、地区性核材料与核设施 实物保护培训班和实物保护薄弱性分析高级培训班。 其中的前二个培训班是在我国与 IAEA 合作下 进行的，而薄弱性分析高级培训班是在中美双边合作框架下进行的。2006年 5月 10 26日在北京举办的地区性核材料衡算与控制设施级培训班是国际原子能机构、 中国国家原子能机构和美国能源部合作的成果。 20 名中国学员和 9 名分别来自印度、巴基斯坦、 韩国的学员参加了这次研讨会。 这次研讨会重点讨论了设施级核材料衡算与控制手段的应用， 而以 往这样的研讨会的重点是国家级核材料衡算与控制。 此次课程还介绍了核材料衡算与控制系统和实 物保护系统的整合

17、， 以及如何防止内部敌手。 培训班学员还到中国原子能科学研究院核保障实验室 参观了核材料在核材料平衡区之间转移的场景演示活动， 作为培训的重要内容。 学员分组练习和讨 论如何设计件料或散料核设施的核材料衡算和控制系统，并要求每组在课程结束时提交一份报告。 为了让学员对核设施有更深入的了解，还组织学员秦山核电站与燃料元件生产设施。2006 年 8月 1424 日在北京举办了地区性核材料与核设施实物保护培训班，20 名中国学员和10 名东南亚国家的学员参加了这次培训。本次培训班重点介绍了实物保护系统三大要素、实物保 护系统设计与评估流程、 实物保护系统有效性评估以及核材料和核设施的风险评估。 为了

18、更好地了 解核设施的实物保护情况，这次培训班组织学员参观了大亚湾核电站。2006 年 9月 1822 日在中国原子能科学研究院举办了实物保护薄弱性分析高级培训班。这次 培训班主要为来自不同设施的 20 余名学员进行培训。课程主要介绍了一个假想的铀加工和研究设 施的实物保护系统三大要素，以及这个设施实物保护系统效力的评估过程。环境样品中铀丰度的 HPGe 谱仪测量方法研究李建华，金惠民，常志远，王 琛本工作研究反康普顿 HPGe 谱仪测量各种环境样品（包括土壤、水、擦拭以及气溶胶样品） 中铀丰度的方法。 并计算得到本谱仪测量擦拭样品、 土壤（质量为 325 g）和水样（ 200 mL）中 235

19、U 的探测下限分别为 0.02 Bq、0.097 Bq/kg 和 0.122 Bq/kg 。应用 HPGe 谱仪测量样品铀丰度的方法通常有两种，一种是在有已知活度工作参考标准的情 况下，直接得到环境样品活度，并推导出其铀丰度。另一种是在样品中的铀含量足够高且测量时间 足够长的情况下，应用商用软件，直接得到样品的铀丰度。在以上条件均不具备的情况下，可以应289基础与应用基础研究核安全与保障 用本工作所研究的方法，在不同条件下对各种环境样品铀丰度进行定性、半定量或定量测量。本方法采用已知 235U 丰度的工作参考标准，通过实验测量由式（1）或（ 2）确定因子 G，再通过测量各种环境样品中 235U

20、 的 186 keV 特征峰和 238U 子体 234Pam 1 001 keV 特征峰内净面积， 由 式（ 1）求出环境样品中 235U 的丰度 F5。（1）（2）B 为特征 射F = S5 /S8F5= G+ S5/S8B ,5e5T1/ 2,8 G=B ,8e8T1/ 2,5式中：下标“ 5”和“ 8”分别代表 235U 或 238U ；S 为测得的 射线特征峰内净面积； 线的分支比； 为探测器对特征 射线的绝对探测效率； T1/2 为核素半衰期。应用该方法，对于铀含量为 100 mg ， 235U 丰度约为 20%的模拟样品， HPGe 谱仪测量得到的 235U 丰度与质谱测量得到的

21、235U 丰度相一致。能谱法测定高浓铀年龄的方法研究吕学升，刘大鸣，刘国荣铀浓缩生产高浓铀时， 铀系和锕系中非铀核素全部被分离干净， 产品中的 232Th、226Ra、222Rn、 214Bi 等核素均由母体核素衰变产生。测得样品中相关母子体核素的原子数（或活度）比，即可导 出浓缩铀产品的生产时间，即年龄。本工作研究建立一种非破坏 能谱法测定高浓铀年龄的方法，即通过用相对效率法测量234U 与后代子体核素 214Bi 的活度比来获得铀年龄。由于采用了相对效率法，此法适用于任何化学形态和 几何形状的高浓铀样品，也无需进行绝对探测效率刻度，现场应用十分方便。用这一方法对某 U3O8粉末样品进行了测

22、量。结果显示，此样品的铀年龄为27.3 a，与放化分离法测定的铀年龄结果（ 21 a，2001 年测定）相吻合。对另一硝酸铀酰样品进行了铀年龄测定，测 量值（ 18 a）与样品实际年龄（ 18.9 a）间的相对偏差为 4.8%。FT-TIMS测量含铀微粒铀同位素比的分析方法研究沈 彦，赵永刚，郭士伦，崔建勇1，刘宇昂 11 核工业北京地质研究院）环境取样是国际核保障的重要手段。含铀微粒同位素比是铀浓缩设施核保障必须分析的项目。 微粒铀同位素分析有许多技术途径， FT-TIMS 是其中一种。本工作研究了 FT-TIMS 法的各个技术环节，建立了分析方法。研究工作内容可分成3 个部分：1） 通过裂

23、变径迹法（ FT ）寻找含铀微粒； 2） 通过光学显微镜观察含铀微粒并使用微操作系统将含 铀微粒进行转移； 3） 用热电离质谱（ TIMS ）法分析含铀微粒的铀同位素比。290中国原子能科学研究院年报 2006在裂变径迹法寻找含铀微粒方面， 进行了样品垫和固体径迹探测器的选择、 准确定位样品垫与 固体径迹探测器之间相对位置的方法、反应堆辐照通量的计算以及固体径迹探测器蚀刻条件的研 究。最终能够通过观察到的径迹星准确寻找到含铀微粒所在的位置， 定位误差根据光学显微镜所选 用的放大倍数不同而改变，在物镜为50 倍的情况下，定位误差在 5 m以内。研究了在用微操作系统转移含铀微粒的过程中从样品垫上挑选出含铀微粒以及将含铀微粒放置在 TIMS 样品架上的方法。转移成功率约为90%。在使用 TIMS 进行微粒同位素分析方面，进行了样品涂样技术、本底来源及校准方法的研究。 采用石墨胶体作为电离增强剂可使离子流强度增加约10 倍。主同位素丰度精密度在 0.7%以内，对于大于 2 m的微粒，准确度在 1%以内；对于