惰性气体是某些核反应和核裂变的产物，因其自身的化学稳定性而易进入环境并便于监测。本工作首先研究了放射性惰性气体环境监测在《核不扩散条约（NPT）》保障监督中的应用，然后，重点研究了通过监测烟囱中释放的稳定惰性气体Kr、Xe同位素，对正在运行的后处理厂进行核保障监督的方法。旨在结合现有的核查技术，探索有效的、入侵性低的核查技术。⁴¹Ar、¹³³Xe和⁸⁵Kr等单一核素对正在运行的反应堆和后处理厂的保障监督的作用是有限的。原因在于单一活化产物或裂片核素不能指示燃料元件的特征，例如U、Pu同位素组成、燃耗深度等。对于未申报的核设施，惰性气体向环境释放的不确定性和惰性气体的易扩散性，也使得⁴¹Ar、¹³³Xe和⁸⁵Kr在保障监督的应用受到限制。对于退役、停产和关闭的反应堆和后处理厂，监测环境（烟囱）中是否存在⁴¹Ar、⁸⁵Kr和¹³³Xe，能够及时、直接证明这类设施是否重新启动了。与其它物理监测技术（封隔、远程、放射性总剂量连续监测等）相比，该方法经济、有效且入侵性低。⁸²Kr、⁸³Kr、⁸⁶Kr、¹³¹Xe、¹³²Xe和¹³⁴Xe是部分主要的裂变核素。其同位素组份随乏燃料燃耗深度不同而变化，即与²⁴⁰Pu和²³⁹Pu的比值有对应关系。相关惰性气体同位素比值可以用于指示乏燃料燃耗深度，进而判断正在被分离的钚是否可用于制造核武器。裂变产生的惰性气体同位素分布，显著区別于Kr、Xe的天然同位素分布。⁸²Kr和¹²⁹Xe的裂变产额远低于其它同位素，可用来做其它同位素的天然本底扣除。如果排放量足够多，从环境取样、经质谱分析及扣除本底后，可以获得裂变产物的同位素分布。根据压水堆燃料元件组成，本工作用Origen2计算了常见燃料元件中(²³⁵U起始丰度3.0％)，⁸³Kr/⁸⁶Kr、⁸⁴Kr/⁸⁶Kr、¹³¹Xe/¹³⁴Xe和¹³²Xe/¹³⁴Xe与燃耗的关系。分析了极限情况下(²³⁵U起始丰度最高4.45％和最低1.6％)，民用后处理厂释放气体中，相关稳定惰性气体同位素的可能比值。也计算了典型CANDU堆和热中子辐照下，燃耗低于15GWd/MTU时，⁸³Kr/⁸⁶Kr、⁸⁴Kr/⁸⁶Kr、¹³¹Xe/¹³⁴Xe和¹³²Xe/¹³⁴Xe的比值随燃耗变化的关系。本工作进行了模拟实验研究。根据后处理厂乏燃料处理能力和排风量，在中国原子能科学研究院101实验研究堆中，放入4个²³⁵U丰度为3.0％的U₃O₈粉末样品，分别累计照射47和81天。抽取出辐照样品中生成的裂片气体并经稀释后制得模拟样品。用惰性气体同位中国原子能科学研究院博士学位论文素质谱仪对所得气体样品进行质谱测量。扣除空气本底后，获得裂变生成的相关同位素比值。研究结果表明，在质谱测量不确定度小于3.0%时，’3Kr/86Kr、84Kr/86Kr、，3’Xe/134Xe和’32Xe/，34Xe同位素比值均可以定性判断乏燃料燃耗是否显著低于3oGWdJMTU。’3‘xe/‘，‘xe和’3，xe/贬3‘xe的测量标准偏差为2.7%时，可以定量给出乏燃料元件在可能的初始裂变同位素组成范围内，相应的燃耗变化区间，以及相对应的240Pu/23，P。比值范围。燃耗估算的不确定性主要源于质谱测量的不确定度。本实验中，根据1.7%的同位素比值测量偏差，用’3‘Xe/’3‘xe和’3，Xe/’3‘Xe比值估算的燃耗与真值之间的最大绝对不确定度为2.3Gwd/MTU。在国际上，本工作首次用模拟样品实验数据支持用惰性气体相关核素对后处理厂实行保障监督的可行性。（用后处理厂烟囱实际样品进行研究的工作未见报道）。惰性气体的化学稳定性使其易进入环境，不在环境产生积累，不具有记忆性。因而惰性气体只能实时反映正在被处理乏燃料的信息，而不能反映该后处理厂的运行历史。以烟囱为采样点的惰性气体同位素监测技术，远离主工艺区，对正在运行的后处理厂干扰小。关键词:惰性气体同位素比值后处理厂核保障监督