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核设施退役现场源项调查用HPGe γ谱仪校准技术研究

宋利军  
【摘要】:我国50-70年代为国防事业建立的军用核设施已进入退役阶段。为使这些核设施退役达到合理和最优化,就要求我们先充分了解和认识核设施内部的放射性状态,为此需要进行核设施的初始特性调查。它是退役准备阶段最为重要和复杂的工作,为制定退役方案以及估算退役经费提供依据。源项调查一般采用工艺估算和实验测量方法,这两种方法常常是相互结合使用,互为补充、互为验证。实验测量方法中传统的破坏性取样分析由于工作量大和二次污染等问题存在一定的局限性。本论文将采用非破坏性γ谱测量分析技术进行源项调查,使用经适当准直后的HPGe γ谱仪,采用MC模拟方法来确定探测器的源峰效率刻度因子,以此来对核设施现场污染核素进行定性分析和快速定量测量。为了检验通过MC模拟确定准直后HPGe γ谱仪校准因子在核设施退役现场测量中的可用性,本论文首先采用了三个点源(~(152)Eu、~(137)Cs和~(60)Co)在无铅准直的情况下对MC理论计算值进行了实验验证,由此确定了HPGe γ谱仪探测器结构参数,理论值和实验值在±8%内吻合。本论文还实验检验了HPGe γ谱仪在使用多块铅准直情况下的准直效果,并进行了理论(MC模拟)计算,结果和实验值在±29%范围内吻合;为了效仿退役现场污染管道内(外)表面均匀污染的情况,做了三个外表面源和两个内表面源(均匀分布~(241)Am、~(137)Cs和~(60)Co),对不同管道吸收厚度进行了理论计算(MC模拟)和实验测量,结果在±10%吻合;另外为了检验非破坏性γ谱定量测量技术的可行性,本文对核工业地质勘查计量站均匀放射性体模、放化所废液处理桶、标准放射性样品(φ7.5×5cm)以及放射性不均匀分布体源的探测效率分别进行了MC模拟计算和实验测量,计算结果和实验值基本吻合。同时论文对所有的测量和计算结果进行了不确定度估计。以上这些结果表明此套准直了的HPGe γ潜仪系统在退役现场采用非破坏性定性、定量(活度、比活度)的分析方法是可行的。其中本论文具有如下特点:①利用简单的点源实验刻度和MC模拟计算可以确定探测器晶体的精细结构参数。②利用MCNP4B软件通过MC模拟计算获取准直了的HPGE γ谱仪对退役现场内多种几何形状、放射性核素多种分布的污染部件的校准因子。


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