【摘 要】
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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
【机 构】
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中国核动力研究设计院第一研究所,成都,610005;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
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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.
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