在核材料的生产、加工、运输、贮存和使用过程中不可避免地会产生一定量的中低放射性废物,按照国家相关规定和要求,在对这些废物进行最终处置之前必须对其中所含核素及其核素的量进行准确的鉴别和测量,以检验是否满足中低放废物的入库条件要求并制定相应措施对其进行处置。目前对废物桶活度的测量主要有化学破坏法和无损检测法(Non-Destructive Assay-NDA)。由于废物桶内固体废物空间密度变化大,核素分布不均匀,对样品进行整体测量的无损检测方法比需要对样品取样分析的化学破坏法更为优越。无源和有源的γ射线测量分析法是各种无损测量法中较为先进和常用的一类,如以无源γ射线测量分析法为原理的ISOCS(In-Situ Object Count System)测量系统和以有源γ射线测量分析法为原理的分段γ测量技术、层析γ扫描技术等。而在实际测量中,桶内放射性物质的分布随机,故只有在假设桶内放射性物质分布已知的基础上才能得出最终的测量结果,如分段γ测量方法假设废物桶分层内分布均匀、无源γ测量方法假设放射性物质废物桶整桶内分布均匀。这样必然使测量结果存在一定的不确定度。本文主要研究无源γ测量方法、分段γ测量方法由于桶内放射性物质实际分布与假设分布不同而导致的测量结果不确定度,以提高测量精度。国内对此开展的研究很少,有必要对其进行研究。本文对无源γ测量方法在对标准200L钢桶放射性物质的活度测量进行了实验和模拟计算分析,首先通过实验验证MCNP模型准确可信,再通过此模型模拟计算出钢桶在4种不同密度和10种核素条件下,系统测量结果的不确定度,并对其进行了修正,修正后测量结果精度得到明显改善。另外,还通过实验对不同特征能量放射源,在层内分布不均匀时,分段γ测量结果的不确定度进行了研究,并提出通过拟合重建的方法确定层内放射源位置,从而获得精确活度测量值的方法。研究结果表明,当分层内为高能区放射源分布不均匀时,测量结果与真实值偏差不大,而当放射源特征能量较低时,偏差则较大,需要修正。由拟合重建而得测量结果精度得到明显提高。