桶装非均匀核废物中铀钚无损定量分析关键技术研究

This proposal is closely associated with technological requirements and key scientific issues in the field of nuclear waste disposal. Based on a self-developed TGSE-NWD system,the focus of this proposal is on realizing accurate identification and quantitative analysis of inhomogeneous U and Pu nuclides distributed in nuclear waste drums. The proposal is to develop statistical detector-response-function models, present novel algorithms for complicated gamma spectras arising from U and Pu, and simulate the gamma spectras using the Monte Carlo method to obtain energy spectra database. In this project, we utilize the TGSE-NWD platform, prepare typical inhomogeneous media and design U/Pu body source models with given specific activity to develop experimental and simulation investigations. The main concern of this project is to study (i) characteristic of gamma-ray attenuation and self absorption in U/Pu nuclides and 137Cs radioactive source; (ii) fusion algorithm of gamma-ray linear attenuation correction and self-absorption correction model for inhomogeneous U/Pu body source and (iii) efficency and content scales on the basis of Monte Carlo simulations in order to achieve qualitative and quantitative analysis on U/Pu nuclides in nuclear waste drums as accuracy as possible. Then the software is developed and applied to the TGSE-NWD system. This research is expected to break the technological monopoly, solve technical bottlenecks in U/Pu nuclide analysis of nuclear waste disposal, provide technical and talent support for national nuclear safeguard and environmental protection.

本项目围绕国家在核废物处理领域的技术需求和关键科学问题，结合自主研制的TGSE-NWD系统，以实现非均匀核废物桶U、Pu核素准确识别和定量分析为主要目标，开展基础性新方法、新技术和应用研究。建立统计分布式DRF模型，提出有效的U、Pu核素复杂γ射线能谱解析算法，并与蒙卡模拟谱相结合，形成能谱数据库。结合核废物桶层析扫描技术，制备代表性非均匀介质，设计具有典型放射性比活度的U、Pu体源模型，开展实验与模拟研究，进行U、Pu核素和137Cs透射源γ射线衰减特征和自吸收特征研究，并建立γ射线衰减校正融合算法和非均匀U、Pu体源自吸收校正模型。开展基于蒙卡模拟的效率刻度和含量刻度技术研究，实现对核废物桶中U、Pu核素准确定性与定量分析。该研究成果预期打破国外技术垄断，解决我国核废物处置中U、Pu核素分析的技术瓶颈，为国家核安全保障和环境保护提供技术和人才支持。

层析γ扫描(Tomographic Gamma Scanner，TGS)技术作为核废物分类处置的关键技术之一，在我国的核电、核燃料、乏燃料后处理企业及科研院所有着迫切的需求。本项目以TGS系统的透射图像重建和发射图像重建为研究核心，从TGS系统准直器设计、探测器响应函数建立、废物桶透射图像重建和放射源发射图像重建、放射性核素信息诊断等方面进行研究，取得了较为丰硕的研究成果，为我国核废物处置和环境保护提供技术和人才支持。发表论文18篇，其中SCI 10篇，获得授权发明专利7项，登记软件著作权1项，培养研究生4名，研制TGS样机1台。.利用蒙特卡洛模拟与实验相结合的方法，建立了精确的TGS探测器模型，并对TGS系统的放射源准直器、探测器准直器进行了优化设计。.建立HPGe探测器的探测器响应函数（Detector response function，DRF）模型，提出U、Pu核素γ射线能谱解谱新方法。利用HPGe探测器对标准U、Pu点源进行探测，得到两种核素的γ射线仪器谱，基于多个统计分布函数建立HPGe探测器的DRF模型，实现对谱峰的准确分析。.在废物桶透视图像重建方面，提出利用体通量计算原理计算出透射射线在各个体素中的衰减径迹，建立透射图像重建的几何系数矩阵。利用代数迭代ART、Richardson迭代和EM迭代图像重建算法对实验测量数据和蒙特卡洛模拟数据进行透射图像重建，计算出废物桶内的衰减系数矩阵，建立了基于EM迭代的透射图像重建模型。.在放射源发射图像重建方面，利用蒙特卡洛方法对废物桶发射图像进行虚拟刻度；并利用多能衰减系数拟合的方法对透射图像重建的衰减系数进行校正；提出利用体通量粒子贡献比计算放射源发射测量的衰减系数修正几何系数矩阵；建立了基于有序子集期望值最大化OSEM重建算法的发射图像重建模型。.基于重建出介质的线衰减系数分布和测量位置的探测效率，给出了单一热点和满足一定条件下的多热点的放射性核素信息推断方法，经模拟计算与真实值之间的对比得出其推断方法具有一定的可行性。

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