随着核能工业发展和放射性同位素日趋广泛应用，各种放射性废物大量产生和堆积。目前，我国核电运行以来产生的放射性废物大量贮存在核电厂的废物暂存库内，若不能得到及时处置，将可能成为影响核电安全运行的隐患。除此之外，国防产生的放射性废物、核设施退役产生的放射性废物如何安全处置也是一个迫切需要解决的问题。在对放射性废物最终处置之前，必须对放射性废物中的核素组成与活度进行准确鉴别与测量，为其暂存、运输和最终处置提供科学依据。由于中低放废物的特殊性，目前普遍采用无损分析方法（Non-DestructiveAssay，NDA）对废物桶进行测量。NDA方法又包括：无源和有源的γ射线分析法、无源和有源的中子分析法、量热分析法。其中γ射线分析法利用样品本身发射的γ射线来对样品进行定量分析，且不会产生二次放射性废物，是应用最为广泛的NDA方法之一。废物桶的γ射线扫描技术经历了分段γ扫描技术（Segmented GammaScanning，SGS）和层析γ扫描技术（Tomographic Gamma Scanning，TGS）两个阶段。对比SGS技术与TGS技术，SGS测量过程简单、速度快，但测量非均匀样品时具有较大的误差；TGS可以比较精确地获得桶内物质与放射性核素的分布，但复杂的测量过程难以满足大规模探测要求。针对上述问题，本文以研究更加快速准确的中低放射性废物活度探测技术为目的，对改进型SGS技术和TGS技术开展了研究，主要研究内容和成果包括：（1）双探测器改进型SGS技术理论及测量系统的建立传统的SGS技术采用桶内每层介质与放射性核素都均匀分布的假设，因此在对非均匀分布的样品进行测量时会出现较大的误差。本文提出的双探测器改进型SGS技术采用桶内每层介质均匀分布的假设，但是认为放射性核素以等效的环形线源的形式存在，通过两个探测器在不同位置测到的计数率分析得到该层内核素的等效半径。通过公式推导详细说明了该改进型SGS技术的理论基础，并详细介绍了其活度重建算法及测量系统布置。（2）双探测器改进型SGS技术的模拟及实验验证采用MCNP（Monte-Carlo N Particle）程序对不同密度的均匀介质单点源以及多点源、非均匀介质单点源的情况进行了模拟测量，并对模拟数据进行了重建分析。对于均匀介质，在最极端的单点源情况下，双探测器改进型SGS对137Cs的活度重建结果的相对误差为：密度为0.3g/cm3时在±10%范围内，0.6g/cm3时在±15%范围内，1.0g/cm3时在±20%范围内，1.5g/cm3时在±25%范围内。同时，对一非均匀单点源样品也进行了实验测量。模拟测量数据和实验测量数据的重建结果均表明，双探测器改进型SGS技术比SGS技术具有更高的测量精度。（3）基于动网格的TGS图像重建研究针对目前TGS技术中网格划分较粗，分辨率较低的问题，提出采用动网格进行TGS图像重建，并进一步提出了一种适合于TGS重建的自适应动网格加密算法，在点源附近区域采用小尺寸网格对“热点”进行准确定位，对不存在核素或者核素活度较低的区域采用大尺寸网格。采用MCNP程序对一非均匀介质的点源样品进行了TGS模拟扫描，对模拟数据的重建结果表明：采用动网格进行TGS发射重建能够在对“热点”核素进行准确定位和减少网格数量的同时减小发射重建活度误差，提高TGS的测量精度。（4）基于动网格发射重建的TGS测量优化研究针对目前TGS测量时间过长而尚未大规模工业应用的问题，提出了减少扫描次数并利用动网格进行发射重建的解决方法。为验证该方法的可行性并确定测量优化方案，针对旋转24次平移4次的TGS原始扫描方案，设置了四种减少转动或（和）平动次数的简化测量方案，采用MCNP程序对均匀介质和非均匀介质两种样品按照各种扫描方案进行了模拟扫描，并采用固定网格进行透射重建，采用固定网格和动网格分别进行发射重建，进而研究各种简化方案的重建误差变化情况。对各测量方案下的216个单点源以及100组多点源工况的重建误差进行统计分析后对比发现：由旋转24次平移4次的标准扫描方案简化到旋转12次平移4次后，再采用动网格进行发射重建，测量精度不会明显改变，但简化后测量次数减少一半，能够明显缩短TGS的测量时间。