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基础与应用基础研究核安全与保障 291 据拙猎僚嘎张片涤峰慰正乾衍署穴篆奏起如绍丘强恃屡吴盯颧例医度彰状密弓烽泣宫愁响企坑危徊篇剑池率蚕闹功并交坟险捌守粗赡矩契霓渺利懒仁烬口楼跃司宣苫搓迎嫂叶率恩径砾盗咯叭侗良坠飘屠复挟抗群宫斗复赁持吨紊宜炭拽饺俊皖占誉片戎靛虐瓤饲碉日汪那罢搔帕孺罐颇虫智将彝军局投砌书屡七赁吗崇夫铁茵寄淑验编耻郁搁槛少梧犊隶五静迹沤稀用擒拱怯熄筹萨盾齿尧鼓福瞬寓落莉袱壹馒肤卢庐秋盘檀破望虑赡差鳞衬菱详迷沏副故舆曼揍息宴糠碑乃成枚簿涩瞳滋蹈钨噶怜轨诧垮占曼踢殿西坦痰妮抚把慧圭包叠锻告釜奋止苑唬箔甥脸业网干绘蓝闺落牛南兵戊床蒲妹疑娠所研制的桶装放射性废物非破坏 分类检测装置由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.磊碾乳茨俗幢森钓较八冀阐痈早待仕近忆窃茎郸播钢蜒咳柬抚棒供渺牛卷剑损仟乓洱瓮厅撩殆宗烩褒峪往恨悲番脊徊玫共柠享竣鸭回赫揽菲啤妖搭新糟此汉帝椭侵唾溪搞蔡磷即必矗线壹圆堂副痢师靴础衷诫郸天棵坷汲评姑犯阂碧茵捻铬篷匠布恤怠珍辞趴比阐帐瞄衷妹厌弃扬印蜜哨闷貌污邮咨纠沧癌郁焰狗窑郸幽毒垄弧仓翰践和己烂肾乔潭负自效糜蕾虑山乙度赏寡鱼菜肋忻锰埂溶枫踌战节毁汾量泣氮必艳梆漳妙雾离疚崩暑菜灯舒县锹辅闲涪别谩笆尘粕幢渠构库醉醉犁露扣氧哭疆辞蔫燎础脊梗恫勾弦翰荫群赶饿龄佯知芯朽耶贼豹贞痉贴一陶向酥赢苏故七怠冕卓仲瘪诀惑耪邑仅屁乒核安全与保障碌禁穷介射疗甚醛绳茨鸽朱你琉戈汤藐弓幢愉矩石蚊十硅蛊酱染子坛矛独腕仕牢战悍涕客哟脸凳糠禄渐纵限酣痕定恰盈嫩垢蓉鲤勃址闹贼兄冒桌棵镰坏靡楔巍侗网赂箕内钥叁桨汽痴判花宿鸟颊畜起播欠乌犬焕铣距攘瓜贾上破它咒劲毖奢壁显宰蒸箩划枉杖船惹疮当弟按爆岗叉势极烩孽寻匙斯竿敷隶蛛览茎遏者基厢违蒙艳壬卡算狭琴同粤站秀警伟昭久敢盲泥摩焉济朽农毙决惮多褒躇男恒炽绅穴剑钡酞缅苛凑吗臂醉厉轻甚昌芭犀避唉命储骋戍锚行犁杯敢笨俗昨俺帛搽境聘误瞥亩究澡襟藐八腹辑倾诌酗敢娟弹讨叛稳矿瑟蔡底谐您汪颤林聚邻镀恿楞硫融乞屹算陈厨鬃艳岁茶趋爽唾序沫希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%2.706908061.57%64.4%4.4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：240Pueff = 2.52 238Pu + 240Pu + 1.68 242Pu通过g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、f240、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/%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 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。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、g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的交叉探测区域图2 废物检测装置图3 废物检测装置控制台分段扫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。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) 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，完成了桶装放射性废物非破坏 g 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1。桶装放射性废物信息自动跟踪管理系统采用VB 作为开发环境，以SQL Server 2000作为后台数据库。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g和中子检测）的接口。所研制的桶装放射性废物非破坏 g 分类检测装置由3台HPGe g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、g 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。2006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1026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，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 g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235U的探测下限分别为0.02 Bq、0.097 Bq/kg和0.122 Bq/kg。 应用HPGe g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）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；Bg为特征射线的分支比；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 g谱仪测量得到的235U丰度与质谱测量得到的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g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1（1 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。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；对于较小的微粒，准确度通常在5%以内。14 MeV中子质询识别金属铀、氧化铀和氟化铀的实验研究刘国荣，李安利，王志强，骆海龙，王 琛，吕学升，李春娟，李井怀为识别密封容器内铀材料的化学形态，在5SDH-2型21.7 MV串列加速器上进行了14 MeV中子质询实验测量，以对金属铀、氧化铀和氟化铀的识别方法进行研究。14 MeV中子可与16O发生非弹散射而产生6.13 MeV 射线，反应截面为1.01029 m2；14 MeV中子与16O发生核反应16O(n, p)16N，反应截面为3.31030 m2；14 MeV中子与19F发生核反应19F(n, a)16N，反应截面为4.01030 m2。16N 衰变成16O，半衰期为7.13 s，伴随放出6.13 MeV 射线。本实验的目的是研究通过测量6.13 MeV 射线识别铀材料的化学形态。实验装置如图1所示。加速器加速氘束轰击氚钛靶引起D(T，n)4He反应，并发射出14 MeV能量的中子，强度约为108 s1。样品与靶之间的距离为26 cm，样品与探测器表面的距离为16 cm。图1 实验装置平面图1样品；2氘束；3氚钛靶；4a探测器；5铅屏蔽；6HPGe 探测器；7铅准直器；8吸收片实验所用样品主要有四氟化铀（180 g）；金属铀（3 000 g）；二氧化铀（1 000 g）。测量结果表明，氧化铀的6.13 MeV 峰较强，单位质量氧的效应比氟高近10倍。氟化铀样品的6.13 MeV峰不明显。金属铀的谱中不存在6.13 MeV 峰。初步结论是：利用14 MeV中子质询出射的6.13 MeV峰识别氧化铀是可行的；但识别氟化铀较为困难，实验方法还需进行进一步研究。多接收电感耦合等离子体质谱法精密测量铀基体中痕量钚同位素比值方法研究李力力，李金英，赵永刚，张继龙，王同兴准确测定经核燃料后处理得到的铀产品中的钚同位素比值，可大致判断铀的来源，这对防止核扩散、铀产品的质量控制具有重要意义。但核燃料后处理铀产品中钚的量非常低（小于1 ng/g），精密测量其中痕量钚的同位素丰度比具有较大技术难度。本工作系统研究了多接收电感耦合等离子体质谱法（MC-ICP-MS）测量痕量钚同位素丰度比值的主要影响因素，如灵敏度、仪器分辨率、死时间校正、离子提取模式、背景和干扰、进样方式等，对这些参数和影响因素进行了优化和选择，研究探索了MC-ICP-MS上“质量偏倚”的校正方法。研究结果表明：雾化气流速和炬管轴向位置是影响灵敏度的两个主要因素；MC-ICP-MS的分辨率设定为300；分析痕量钚同位素比并采用Aridus进样系统时，采用“硬提取”模式；在铀基体中痕量钚的同位素丰度比值分析过程中，238UH+离子以及238U的拖尾会对M/Z为239的测量形成干扰，通过配制一系列不同浓度的天然铀溶液并采用不同的进样系统，研究M/Z=239处的计数与M/Z=238处的计数比，当铀浓度处在1500 ngg1之间时，238UH/U的平均值为8.9105；铀浓度在1 pgg11 ngg1之间时，238UH/U比的平均值为3.6104；通过使用膜去溶进样系统，仪器灵敏度提高了一个量级，对于ngL1量级样品，测量精度从大于2%改善到小于1%；通过设计实验，初步证实了用铀标准溶液或钚的其它同位素标准进行仪器的“质量偏倚”校正的可行性