模拟废包壳中残留铀含量的有源中子测定

描述了高压倍加器作为中子源质询废包壳中残留铀含量的缓发中子测定模拟装置的原理及方法，给出了模拟浸取元件包壳样品的实验数据和结果。实验中所采用的加速器中子产额为３．２×１０￣９ｓ＿（－１），测量灵敏度为１ｇ￣（２３５）Ｕ／每篮壳。当乏燃料组件的燃耗为３．３×１０￣４ＭＷｄ／ｔ（Ｕ）时，每篮壳中￣（２４４）Ｃｍ自发裂变的中子发射率为８．９２×１０￣４ｓ＿（－１）。在废包壳中残留铀含量为乏燃料中原始铀含量的０．１％、测量时间为１０ｍｉｎ时，残留铀含量中子计数的测量精度经计算为±１４．４％（２σ）。

钚处理设备物料滞留量监测仪

文章叙述钚处理设备物料滞留量监测仪的研制及其有关设备中和管道内钚的总α放射性的测量方法。监测仪硬件主要包括：可携式平面型ＨＰＧｅ探测器；φ５０ｍｍ×６０ｍｍＮａＩ（Ｔ１）探测器，可调γ射线束准直系统；ＯＲＴＥＣ９２Ｘ－Ｗ＿２能谱控制系统和ＡＳＴ－２８６计算机。软件主要包括Ｍａｅ－ｓｔｒｏ￣（ＴＭ）ｆｏｒＷｉｎｄｏｗ３和ＰＨＯＵＰ１滞留量用户软件。采用ＭＣＮＰ软件对复杂设备内钚源项γ射线到达设备外测量点的几率进行蒙特卡罗计算。采用多位置测量数据平均的方法来减小源项分布不均匀性的影响。在长寿命裂变产物γ剂量场为０．８×１０￣（－１０）Ｃ／ｋｇ·ｓ的环境下，监测仪对附着在３－８ｍｍ厚钢板上的模拟钚源的α放射性探测灵敏度好于３．７×１０￣６Ｂｑ／ｋｇ（钢板）。

无源γ能谱法测定废包壳中残留铀方法研究

叙述了一种用于动力堆乏燃料后处理厂首端，测定浸取过的废包壳中残留铀的方法──无源γ能谱法。设计了一种点阵式源项可变模拟废包壳篮。按燃耗３３０００ＭＷｄ／Ｔ（Ｕ），冷却时间３ａ，残留铀量为原始乏燃料０．２％的条件，对废包壳中存在的实际裂变产物γ放射性活度制作了一套模拟源项。在热室中定量测定了局部源项集中、存在格架碎块，以及基质平均密度变化４６．１％的多种情况下的γ射线脉冲高度谱。各种实验方案结果表明，对￣（１３９）Ｃｓ６６１．６ｋｅＶγ射线测定误差好于２５．３％，对￣（１４４）Ｇｅ２１８６ｋｅＶγ射线测定误差好于－１８．６％。由５－１００ｍｍ铅滤波器的实验结果表明，采用３０ｍｍ厚度的铅滤波器，可使２１８６ｋｅＶ与６６１ｋｅＶγ射线峰面积之比大于１％。