高放废液中钚、镅含量及总α放射性活度的测定

采用经计数堆积、分析器阈值、源自吸收、源底衬对α粒子的反散射及系统死时间等计数效率影响校正后的栅网电离室,测定样品的总α放射性活度;使用Si(Au)半导体α谱仪测定钚、镅等核素的α放射性的比例;借助核燃料钚同位素的丰度及一些核数据,可获得高放废液样品中钚、镅等核素的含量。对于一般高放废液中的总α放射性、钚及镅含量测定的不确定度为±3%。

人员出入口核材料放射性监测装置的研制

采用γ射线探测器阵列和序贯概率比检验法建立了人员出入口核材料放射性监测装置 ,以检测通过出入口的人员是否以隐蔽方式非法携带核材料或其它放射性物质。

燃耗信用的应用及核实燃耗的测量技术

叙述了燃耗信用应用中影响临界安全的因素、实现临界控制的条件、预言临界安全的计算方法、容器的设计和容器装载曲线的建立，分析了燃耗信用应用中碰到的一些问题及燃耗信用的操作中最容易出现的错误。介绍了对测量技术的要求及最适合的测量方法。

乏燃料组件非破坏性测量的叉形探测器

采用总γ和无源中子测量方法建立了叉形探测器。叉形探测器可用于后处理和贮存工厂中ＰＷＲ和ＢＷＲ型的乏燃料组件的燃耗、冷却时间、总钚和总裂变物质含量的测定。

241Am/Pu的α放射性比值测定方法的研究及应用

该工作采用 Si(Au)面垒型高分辨率α谱仪和一纯 Pu 源及纯 Am,对^(241)Am/Pu α放射性比值的测定进行了实验研究,并建立了一种经验的计算公式。应用所建立的方法测定了1AW 高放废液中^(241)Am/Pu 的α放射性的比例,根据这个实验结果,再根据采用经效率校正的电离室所测定的各种样品的总α放射性,确定了各种废液中 Pu,Am 及其它核素的含量。