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基于蒙卡模拟的分段γ扫描无源效率刻度方法

郑洪龙 庹先国 苟家元 吴耀 左伟 郭雨非 何琳 刘艳芳 黄聪 阳林锋 刘伟

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基于蒙卡模拟的分段γ扫描无源效率刻度方法

    作者简介: 郑洪龙(1989—),男,博士,助理研究员,从事核辐射探测方法研究;zhenghlswust@126.com.
    通讯作者: 庹先国, tuoxg@cdut.edu.cn
  • 基金项目: 国家自然科学基金项目(41874213,41604154)
  • 中图分类号: TL814

A passive efficiency calibration method with Monte Carlo simulation in segmented gamma scanning

    Corresponding author: Tuo Xianguo, tuoxg@cdut.edu.cn
  • CLC number: TL814

  • 摘要: 针对200 L核废物桶分段γ扫描(SGS)过程中的效率刻度问题,提出了一种效率刻度函数模型,采用MCNP程序计算不同基质密度和γ射线能量条件下的离散断层效率,经过多元非线性回归获取函数参数,从而建立效率刻度函数,实现核废物桶SGS断层效率刻度。对核废物桶样品进行实验分析,结果表明:对于桶内基质分别为密度0.310 g·cm−3的硅酸铝、密度0.595 g·cm−3的木质纤维,桶内核素分别为活度3.110×105 Bq的点源137Cs、活度1.371×105 Bq的点源60Co,在桶内仅有单个点源存在的核素分布极端不均匀情况下,桶内核素活度重建误差在−37.68%~31.52%范围内。本文的方法能够准确有效实现核废物桶SGS断层效率矩阵计算,并确定核废物桶内放射性核素活度,满足实际检测要求。
  • 图 1  核废物桶SGS检测原理

    Fig. 1  SGS measurement of nuclear waste drum

    图 2  HPGe探测器MCNP模型

    Fig. 2  MCNP model of an HPGe detector

    图 3  SGS效率计算模型

    Fig. 3  Calculation model of SGS efficiency

    图 4  断层效率分布

    Fig. 4  Distribution of segment efficiency

    图 5  SGS实验测量

    Fig. 5  SGS experimental measurement

    图 6  点源在桶中位置变化

    Fig. 6  Positions of point source in the drum

    图 7  效率矩阵

    Fig. 7  Efficiency matrices (aluminum silicate sample)

    图 8  两种刻度函数参数下活度重建结果对比

    Fig. 8  Comparison of reconstructed activity with two sets of parameters (F1 and F2 represent parameters calibrated by aluminum silicate and wood fiber respectively, as shown in Table 1)

    表 1  效率刻度函数参数

    Table 1  Parameters of efficiency function

    calibrating materialspacingparameter
    a1a2a3a4a5a6R2
    aluminum silicate0 layer between detector and segment−8.214−0.322−0.681−0.0340.101−0.6010.998
    1 layer between detector and segment−8.376−0.303−0.870−0.0510.110−0.5640.998
    2 layers between detector and segment−10.094−0.015−2.014−0.0140.2240.3460.996
    wood fiber0 layer between detector and segment−8.152−0.312−0.676−0.0310.102−0.7130.999
    1 layer between detector and segment−8.341−0.293−0.888−0.0470.111−0.6370.998
    2 layers between detector and segment−10.0520.011−2.098−0.0150.2310.2760.996
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    表 2  137Cs和60Co核素的重建活度和误差

    Table 2  Reconstructed activities and errors of 137Cs and 60Co

    samples
    No.
    activity in aluminum silicate/Bqactivity in wood fiber/Bq
    0.662 MeVerror/%1.173 MeVerror/%1.332 MeVerror/%0.662 MeVerror/%1.173 MeVerror/%1.332 MeVerror/%
    1# 2.869×105 −7.74 1.479×105 7.89 1.403×105 2.33 1.938×105 −37.68 1.119×105 −18.35 1.102×105 −19.54
    2# 3.025×105 −2.74 1.591×105 16.08 1.532×105 11.77 2.138×105 −31.25 1.265×105 −7.68 1.197×105 −12.6
    3# 3.096×105 −0.46 1.646×105 20.08 1.512×105 10.32 2.235×105 −28.15 1.273×105 −7.09 1.211×105 −11.64
    4# 3.079×105 −0.99 1.468×105 7.07 1.396×105 1.79 2.129×105 −31.56 1.239×105 −9.6 1.199×105 −12.48
    5# 3.134×105 0.78 1.582×105 15.39 1.513×105 10.36 2.199×105 −29.3 1.265×105 −7.64 1.215×105 −11.34
    6# 3.243×105 4.29 1.640×105 19.61 1.568×105 14.34 2.474×105 −20.44 1.347×105 −1.7 1.302×105 −4.93
    7# 3.445×105 10.78 1.739×105 26.81 1.640×105 19.66 2.972×105 −4.43 1.567×105 14.35 1.463×105 6.81
    8# 3.680×105 18.32 1.803×105 31.52 1.745×105 27.24 3.579×105 15.07 1.794×105 30.97 1.708×105 24.65
    9# 3.316×105 6.63 1.646×105 20.07 1.572×105 14.68 2.670×105 −14.13 1.442×105 5.28 1.377×105 0.54
    下载: 导出CSV
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出版历程
  • 收稿日期:  2019-10-29
  • 录用日期:  2019-12-21
  • 网络出版日期:  2020-02-10

基于蒙卡模拟的分段γ扫描无源效率刻度方法

    通讯作者: 庹先国, tuoxg@cdut.edu.cn
    作者简介: 郑洪龙(1989—),男,博士,助理研究员,从事核辐射探测方法研究;zhenghlswust@126.com
  • 1. 中国核动力研究设计院 第一研究所,成都 610005
  • 2. 西南科技大学 核废物与环境安全国防重点学科实验室,四川 绵阳 621010

摘要: 针对200 L核废物桶分段γ扫描(SGS)过程中的效率刻度问题,提出了一种效率刻度函数模型,采用MCNP程序计算不同基质密度和γ射线能量条件下的离散断层效率,经过多元非线性回归获取函数参数,从而建立效率刻度函数,实现核废物桶SGS断层效率刻度。对核废物桶样品进行实验分析,结果表明:对于桶内基质分别为密度0.310 g·cm−3的硅酸铝、密度0.595 g·cm−3的木质纤维,桶内核素分别为活度3.110×105 Bq的点源137Cs、活度1.371×105 Bq的点源60Co,在桶内仅有单个点源存在的核素分布极端不均匀情况下,桶内核素活度重建误差在−37.68%~31.52%范围内。本文的方法能够准确有效实现核废物桶SGS断层效率矩阵计算,并确定核废物桶内放射性核素活度,满足实际检测要求。

English Abstract

  • 随着我国核能与核技术在能源、军事、医学等各领域的应用日益广泛,核燃料厂、核电站和军用设施等每年产生大量的桶装核废物[1-2]。依据国家核安全标准,对于不同放射性等级的桶装核废物,必须对桶内放射性核素的种类和活度进行测定[3-4]。分段γ扫描技术(SGS),因其具有非破坏性、快速性等诸多优点,特别适合低、中放核废物检测,在桶装核废物检测领域应用最为广泛[5-7]。在SGS技术中,效率刻度结果直接影响活度检测准确性,常见的SGS效率刻度方法主要有实验效率刻度法[8-9]、无源效率刻度法[10-12]和壳状源刻度法[13-15]。在整个核工业体系中,不同核设施产生的放射性废物种类繁多,待测样品的尺寸、形状、基质密度、放射性核素分布差别大,实验刻度方法和壳状源刻度法,其所必需的技术基础给这两种方法应用带来较大限制。蒙特卡罗方法具有节约时间和成本、简便及准确度高等优点,基于该方法的MCNP程序能较好地应用于光子输运问题研究[16]。本文采用MCNP程序建立SGS系统物理模型,计算了在不同基质密度和不同γ射线能量条件下的核废物桶SGS断层效率,建立了一种效率刻度函数模型,完成了SGS系统的无源效率刻度。在团队自行研制的实验装置上开展核废物桶模拟样品的SGS扫描实验,带入效率刻度矩阵,结合极大似然期望最大化算法(MLEM)算法,最终重建桶内核素137Cs和60Co的活度,并进行了误差分析和准确性的评判。

    • 在核废物桶SGS扫描过程中,通过匀速旋转核废物桶,实现桶内基质和放射性核素等效均匀分布,以桶内基质和放射性核素均匀分布为基础,进行效率刻度和核素活度计算。整个核废物桶被均匀分为N层,如图1所示。每一断层的活度值为Aj(j=1, 2, …, N),通过探测器系统对N个断层的全部探测,完成整个核废物桶的检测。当探测器正对第j层进行探测时,探测区域覆盖了第jj+1,j−1等多层样品,因此SGS活度重建方程如方程式(1)所示。

      图  1  核废物桶SGS检测原理

      Figure 1.  SGS measurement of nuclear waste drum

      $\left[ {\begin{array}{*{20}{c}} {\begin{array}{*{20}{c}} {{\varepsilon _{11}}(E)}&{{\varepsilon _{12}}(E)}& \cdots \\ {{\varepsilon _{21}}(E)}&{{\varepsilon _{22}}(E)}& \cdots \\ \vdots & \vdots & \vdots \end{array}}&{\begin{array}{*{20}{c}} {{\varepsilon _{1j}}(E)}& \cdots &{{\varepsilon _{1N}}(E)} \\ {{\varepsilon _{2j}}(E)}& \cdots &{{\varepsilon _{2N}}(E)} \\ \vdots & \vdots & \vdots \end{array}} \\ {\begin{array}{*{20}{c}} {{\varepsilon _{i1}}(E)}&{{\varepsilon _{i2}}(E)}& \cdots \\ \vdots & \vdots & \vdots \\ {{\varepsilon _{N1}}(E)}&{{\varepsilon _{N2}}(E)}& \cdots \end{array}}&{\begin{array}{*{20}{c}} {{\varepsilon _{ij}}(E)}& \cdots &{{\varepsilon _{iN}}(E)} \\ \vdots & \vdots & \vdots \\ {{\varepsilon _{Nj}}(E)}& \cdots &{{\varepsilon _{NN}}(E)} \end{array}} \end{array}} \right]\left[ {\begin{array}{*{20}{c}} {\begin{array}{*{20}{c}} {{A_1}(E)} \\ {{A_2}(E)} \\ \vdots \end{array}} \\ {\begin{array}{*{20}{c}} {{A_j}(E)} \\ \vdots \\ {{A_N}(E)} \end{array}} \end{array}} \right] = \frac{1}{{f(E) \cdot t}}\left[ {\begin{array}{*{20}{c}} {\begin{array}{*{20}{c}} {{n_1}(E)} \\ {{n_2}(E)} \\ \vdots \end{array}} \\ {\begin{array}{*{20}{c}} {{n_i}(E)} \\ \vdots \\ {{n_N}(E)} \end{array}} \end{array}} \right]$

      (1)

      $A(E) = \sum\limits_{j = 1}^N {{A_j}(E)} $

      (2)

      式中:εij(E)为探测器在第i层位置对第j层样品的探测效率;i为探测器所在位置序号(1≤iN);j为样品层位置序号(1≤jN);Aj(E)为第j层样品的活度;ni(E)为第i层位置的探测器全能峰净计数;A(E)为整个核废物桶的单种核素活度;N为桶的总分层数。采用目前公认的性能优良的MLEM算法对方程式(1)进行求解,得到各个断层活度值Aj(E)。令pi表示扫描投影的观测值,即

      ${p_i}(E) = \frac{{{n_i}(E)}}{{f(E) \cdot t}}$

      (3)

      MLEM算法求解方程式(1)的迭代格式为

      $A_j^{(k + 1)} = \frac{{A_j^{(k)}}}{{\displaystyle\sum\limits_{i = 1}^N {{\varepsilon _{ij}}} }}\displaystyle\sum\limits_{i = 1}^N {{\varepsilon _{ij}}\frac{{{p_i}}}{{\displaystyle\sum\limits_{l = 1}^N {{\varepsilon _{il}}A_l^{(k)}} }}} $

      (4)

      式中:k为迭代次数;$A_j^{(k)}$表示经过k次迭代后的活度值;pi表示扫描投影的观测值;εij表示断层探测效率。

    • 本文选用P型电制冷同轴HPGe探测器,探测器偏压2600 V,能量响应范围4 keV~10 MeV。HPGe探测器结构参数:Ge晶体为ϕ70 mm×82.6 mm,Cu冷指为ϕ9 mm×69 mm,前端死层Li厚度为0.015 mm,侧边死层Li厚度为0.7 mm,内死层B厚度为0.3 um,前端Al层厚度为0.03 mm,侧边Al层厚度为1.5 mm,前端碳纤维外壳厚度为0.9 mm,侧边碳纤维外壳厚度为1.6 mm,MCNP建模如图2所示。

      图  2  HPGe探测器MCNP模型

      Figure 2.  MCNP model of an HPGe detector

    • 核废物桶容量为200 L,桶直径为560 mm,桶壁为2 mm的Fe。桶内填充材料:(1)硅酸铝,密度范围为0.1~1.0 g·cm−3;(2)木质纤维,密度范围为0.1~1.0 g·cm−3。核废物桶被纵向分为8层,每层厚度为100 mm,基质材料均匀分布。桶内核素发射γ射线能量范围为0.2~1.8 MeV,单个断层中的核素是均匀分布的。探测器屏蔽器长度为150 mm,厚度为50 mm(包括内层Cu厚5 mm,中层Pb厚38 mm,外层Fe厚7 mm)。探测器准直材料为Pb,厚度为50 mm,准直空间200 mm×100 mm×150 mm。整个系统由核废物桶和探测器部分组成,探测器准直器前端到核废物桶表面距离为205 mm。采用MCNP程序进行物理建模,核废物桶SGS效率计算模型如图3所示。

      图  3  SGS效率计算模型

      Figure 3.  Calculation model of SGS efficiency

      为了获得方程式(1)中的效率矩阵,对于同一种基质和γ射线,需要计算每层样品独自具有放射性时,探测器在各层位置的探测效率,总共需要计算8×8=64个效率值。在实际计算中存在对称性,例如放射性样品在第4层位置、探测器在第3层位置时的效率值和放射性样品在第3层位置、探测器在第4层位置时的效率值相同。探测器位置层数和放射性样品位置层数间隔(以下称层数间隔)超过2层,放射性样品层不在探测器视野范围,探测器计数即为零。因此,只需计算它们在不同相对层数间隔(0,1,2层)的3种情况即可。通过MCNP程序对SGS断层效率的计算,得到了断层效率随基质密度、γ射线能量的关系分布,如图4所示。

      图  4  断层效率分布

      Figure 4.  Distribution of segment efficiency

      图4(a)(c)中桶内基质材料为硅酸铝,图(d)~(f) 中桶内基质材料为木制纤维,基质密度分别为0.1,0.2,…,1.0 g·cm−3,γ射线能量分别为0.2,0.4,…,1.8 MeV,总共90个离散点的断层效率模拟值。从图4可以看出:(1)断层效率随基质密度增大而减小,基质对γ射线自吸收越来越强;(2)断层效率随γ射线能量增大而减小,γ射线在探测器晶体中沉积能量越来越弱;(3)断层效率随层数间隔增大而减小,探测立体角变小且探测距离增大;(4)探测器与断层样品相隔0,1,2层,硅酸铝断层效率和木制纤维断层效率的相关系数分别为0.999 1,0.999 3,0.998 5,说明不同基质桶内填充、同一种γ射线能量下,基质密度相同时,断层效率相当,即宏观表现出基质密度和γ射线能量为断层效率的主要影响因素,而基质成分影响并不大。

    • 根据MCNP程序模拟计算,确定不同能量γ射线在不同密度的硅酸铝、木质纤维样品中的断层效率分布,即图4中的效率值。采取逐步多次拟合方法,由最小拟合误差得到较优的拟合公式,最终确定采用式(5)作为效率刻度函数模型,进行多元非线性回归,建立断层效率ε与基质密度ρ,γ射线能量E的关系,即

      $\varepsilon (E,\rho ,{a_i}) = \exp [{a_1} + {a_2}\ln (E) + {a_3}\rho + {a_4}{\ln ^2}(E) + {a_5}\ln (\rho )\ln (E) + {a_6}{\rho ^{1/5}}]$

      (5)

      式中:ai (i=1,2,…,6)为待定参数。结合图4中的断层效率值和式(5),拟合得到回归参数及相关系数R2,如表1所示。

      表 1  效率刻度函数参数

      Table 1.  Parameters of efficiency function

      calibrating materialspacingparameter
      a1a2a3a4a5a6R2
      aluminum silicate0 layer between detector and segment−8.214−0.322−0.681−0.0340.101−0.6010.998
      1 layer between detector and segment−8.376−0.303−0.870−0.0510.110−0.5640.998
      2 layers between detector and segment−10.094−0.015−2.014−0.0140.2240.3460.996
      wood fiber0 layer between detector and segment−8.152−0.312−0.676−0.0310.102−0.7130.999
      1 layer between detector and segment−8.341−0.293−0.888−0.0470.111−0.6370.998
      2 layers between detector and segment−10.0520.011−2.098−0.0150.2310.2760.996

      表1可以看出,采用式(5)作为效率刻度函数模型,拟合相关系数R2均接近于1,拟合效果好。在硅酸铝、木质纤维分别填充桶时,相同间隔层数的拟合参数也非常近似,因此实验分析中,两种刻度函数参数均可作为效率刻度而使用。

    • 在团队自行研制的SGS装置上进行实验分析,实验测量如图5所示,系统各部分结构参数与上述建模数据相同。实验采用密度为0.310 g·cm−3的硅酸铝、密度为0.595 g·cm−3的木质纤维作为基质材料,放射源采用实验室标准点源137Cs(活度为3.110×105 Bq)和60Co(活度为1.371×105 Bq)。分别将点源单独置于桶内基质的不同位置处,如图6所示,总共8个位置,1~4号在桶中心,高度依次为50,150,250,350;4~8号在同一高度,偏移桶中心距离依次为0,65,115,175,220,单个γ能谱测量时间为300 s。

      图  5  SGS实验测量

      Figure 5.  SGS experimental measurement

      图  6  点源在桶中位置变化

      Figure 6.  Positions of point source in the drum

    • 根据桶内核素发射γ射线能量分别为0.662,1.173,1.332 MeV,基质密度为0.310 g·cm−3的硅酸铝、密度为0.595 g·cm−3的木质纤维,带入效率刻度函数得到效率矩阵εij[8×8]。由于上述两种刻度函数参数均可作为效率刻度而使用,本文采用硅酸铝作为基质条件下得到的函数参数进行断层效率刻度,计算得到的效率刻度矩阵如图7所示。

      图  7  效率矩阵

      Figure 7.  Efficiency matrices (aluminum silicate sample)

      根据图7中的效率刻度矩阵εij[8×8],采用MLEM算法求解活度重建方程式(1),得到了每一个断层的活度Aj[8×1],由式(2)计算得到桶内单种核素的总活度,分析结果如表2所示。其中1#~8#分别对应图6中1~8号位置点核素点源单独存在时的活度重建结果,9#是采用同一断层第4~8号位置点实验净峰面积数据的平均值(近似等效多核素点同时存在一个断层内)进行核素活度重建。

      表 2  137Cs和60Co核素的重建活度和误差

      Table 2.  Reconstructed activities and errors of 137Cs and 60Co

      samples
      No.
      activity in aluminum silicate/Bqactivity in wood fiber/Bq
      0.662 MeVerror/%1.173 MeVerror/%1.332 MeVerror/%0.662 MeVerror/%1.173 MeVerror/%1.332 MeVerror/%
      1# 2.869×105 −7.74 1.479×105 7.89 1.403×105 2.33 1.938×105 −37.68 1.119×105 −18.35 1.102×105 −19.54
      2# 3.025×105 −2.74 1.591×105 16.08 1.532×105 11.77 2.138×105 −31.25 1.265×105 −7.68 1.197×105 −12.6
      3# 3.096×105 −0.46 1.646×105 20.08 1.512×105 10.32 2.235×105 −28.15 1.273×105 −7.09 1.211×105 −11.64
      4# 3.079×105 −0.99 1.468×105 7.07 1.396×105 1.79 2.129×105 −31.56 1.239×105 −9.6 1.199×105 −12.48
      5# 3.134×105 0.78 1.582×105 15.39 1.513×105 10.36 2.199×105 −29.3 1.265×105 −7.64 1.215×105 −11.34
      6# 3.243×105 4.29 1.640×105 19.61 1.568×105 14.34 2.474×105 −20.44 1.347×105 −1.7 1.302×105 −4.93
      7# 3.445×105 10.78 1.739×105 26.81 1.640×105 19.66 2.972×105 −4.43 1.567×105 14.35 1.463×105 6.81
      8# 3.680×105 18.32 1.803×105 31.52 1.745×105 27.24 3.579×105 15.07 1.794×105 30.97 1.708×105 24.65
      9# 3.316×105 6.63 1.646×105 20.07 1.572×105 14.68 2.670×105 −14.13 1.442×105 5.28 1.377×105 0.54

      表2的核素活度重建结果与误差分析可以看出:1~3号位置,放射性核素纵向越接近桶中心层的位置,探测器对核素发出的γ射线探测越充分,重建核素活度逐渐增大;4~8号位置,点源距离桶边缘越近时,点源在探测器近端,探测距离减小和介质衰减减弱,共同导致探测器计数增大,重建核素活度逐渐增大;9#重建核素活度误差明显总体下降,具有综合减小误差的能力,说明断层多位置存在核素时,重建活度值更加准确,验证了桶内核素分布越均匀越符合SGS技术中旋转等效均匀假设,误差越小。对于木质纤维样品中核素处在桶的中心轴上时,活度重建值误差较大,且往数值减小方向偏移,主要原因是在效率模拟计算过程中,相同的密度条件下,探测器对于硅酸铝样品中γ核素的探测效率略高于木质纤维样品,最终导致采用硅酸铝基质条件下的效率函数参数来计算木质纤维样品中的效率矩阵,矩阵值有偏大趋势,求解桶内核素活度值偏小。桶内核素活度重建误差在−37.68%~31.52%范围内,核素单独存在于桶底面层或桶壁边缘时,重建效果较差。总体而言,该方法重建桶内核素活度准确有效。

    • 为了探究刻度函数拟合参数对重建结果的敏感性分析,将表1中两种不同基质条件下的效率刻度函数参数均用于效率刻度,最终进行硅酸铝样品和木质纤维样品中137Cs,60Co核素的活度重建,结果如图8所示,图(a)为硅酸铝样品的活度重建结果,图(b)为木质纤维样品的活度重建结果。在图标中,F1表示采用表1中的硅酸铝基质刻度函数参数进行效率刻度,F2表示采用表1中的木质纤维基质刻度函数参数进行效率刻度,0.662,1.173,1.332分别表示桶内出射γ射线能量为0.662,1.173,1.332 MeV。

      图  8  两种刻度函数参数下活度重建结果对比

      Figure 8.  Comparison of reconstructed activity with two sets of parameters (F1 and F2 represent parameters calibrated by aluminum silicate and wood fiber respectively, as shown in Table 1)

      图8可以看出,对于点源137Cs,60Co在硅酸铝样品和木质纤维样品中的9种不同位置分布情况,选取不同的刻度函数参数对活度重建结果的计算略有影响。具体呈现为F2函数参数比F1函数参数条件下的重建活度值高,主要原因是采用F2函数参数进行效率刻度时,获得的效率矩阵值偏低,导致相同实验测量数据时求解的活度值略有偏高。总体而言,基于上述两种效率刻度函数而进行桶内核素活度重建的结果有效,该两种刻度函数参数均可作为效率刻度而使用。

      本次实验分析是在单个点源任意存在于桶内的不同高度和不同偏心距各个位置处,属于核废物桶内核素分布的极端不均匀情况,重建活度误差在小于38%范围内。前人的研究表明,对于桶内核素为点源的极端情况,分析误差范围一般是−80%~300%[17],该方法在一定程度上缩减了分析误差范围。实际核废物桶SGS分析过程中,桶内一般是多处均有核素分布,比本次实验更接近核素均匀分布的理想状态,测量结果会更好。因此,本文提出的方法能够实现SGS断层效率刻度,并确定核废物桶内放射性核素含量,可满足实际检测要求。

    • 本文通过蒙特卡罗模拟计算断层效率离散数据,结合所提出的函数模型,建立效率刻度函数,完成效率矩阵计算。实验结果表明,对于单点源单独存在的极端不均匀分布情况,活度重建误差在−37.68%~31.52%范围,同时分析了两种刻度函数参数对桶内核素活度重建的影响。本文方法能够准确实现SGS断层效率刻度,并确定核废物桶内放射性核素含量,对低、中密度核废物桶γ无损检测具有一定的参考意义。考虑到实际核废物桶内放射性核素不是均匀分布理想状态,SGS检测原理本身带来的误差只能在一定程度上被降低,而无法从根本上消除。基于CT原理的层析γ扫描(TGS)技术,通过对核废物桶进行多角度、多位置的三维扫描,可实现桶内放射性核素的定性、定量、定位分析,对核素活度分析的准确度高,而该方法分析效率低,因此,进一步研究具有良好分析效率的TGS技术是一条重要途径。

参考文献 (17)

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