阅读说明：本技术 一种基于非破坏性γ能谱法的核材料滞留量分析方法 (Nuclear material retention analysis method based on nondestructive gamma spectrometry ) 是由 何丽霞 卢文广 王思佳 司宇 于 2020-03-31 设计创作，主要内容包括：本发明公开了一种基于非破坏性(NDA)γ能谱法的核材料滞留量分析方法。所述方法根据核材料滞留区域的几何形状、测量设备配置及工作条件将滞留的核材料等效简化为放射性点源、线源或面源；建立点源工作模型、线源工作模型或面源工作模型；利用标准点源、标准线源、标准面源,获取点源工作模型、线源工作模型、面源工作模型的校准系数；利用探测器测量沉积区滞留的核材料,得到其特征γ射线的能峰面积,经校正计算后求得核材料滞留量。本发明所提供的方法具有NDA技术快速便捷的特点,可同时分析多种元素及其同位素含量,为核材料闭合衡算、核设施安全运行、生产效能评价以及退役治理提供数据。(The invention discloses a nuclear material retention analysis method based on a non-destructive (NDA) gamma energy spectrum method. The method equivalently simplifies the detained nuclear material into a radioactive point source, a line source or a plane source according to the geometric shape of a nuclear material detention area, the configuration of measuring equipment and working conditions; establishing a point source working model, a line source working model or a surface source working model; acquiring calibration coefficients of a point source working model, a line source working model and a surface source working model by using a standard point source, a standard line source and a standard surface source; and measuring the nuclear material retained in the deposition area by using a detector to obtain the energy peak area of the characteristic gamma rays, and calculating the nuclear material retention after correction. The method provided by the invention has the characteristic of rapidness and convenience of NDA technology, can simultaneously analyze the content of various elements and isotopes thereof, and provides data for nuclear material closing balance, nuclear facility safe operation, production efficiency evaluation and retirement treatment.)

一种基于非破坏性γ能谱法的核材料滞留量分析方法

技术领域

本发明涉及核材料测量分析领域，具体涉及一种基于非破坏性γ能谱法的核材料滞留量分析方法。

背景技术

核材料滞留量有两种含义，其一是指核设施停止运行后，保留在工艺设备、连接管道、过滤器以及其它工作区的核材料沉积量；其二是指正在运行的核设施中其生产工艺流程中所装载的核材料量，也可称为过程存量。

非破坏性(NDA)γ能谱分析方法，在不改变物项物理形态和化学成分及性状的前提下，测量其发射的特征γ射线获得γ能谱并由此分析其中的核材料、放射性同位素含量。核材料具有放射性和毒性，为防止核材料遗失、泄露，设施中庞杂的管路和大量设备容器均处于严格密封状态，其中的滞留量只能采用NDA技术进行原位、非破坏性、在线测量分析。

核设施生产运行过程中，核材料滞留现象普遍，涉及到的设备数量众多、形式多样，物项形态多样、成分较为复杂，滞留量在设备中随机分布，覆盖的范围和物理厚度不尽相同，即使独立单点的核材料滞留量很小，当其乘以滞留范围、长度、面积等参数之后，工艺流程中总的滞留量将会是一个很可观的量，是核设施安全运行和其生产效能评价的重要依据，是闭合衡算的重要数据。将非破坏性(NDA)γ能谱分析方法应用于核材料滞留的测量分析，并将该技术向模块化、标准化推进，对于核材料闭合衡算、核设施安全运行、生产效能评价以及退役治理具有重要的意义。

发明内容

针对现有技术中存在的缺陷，本发明的目的在于提供一种基于非破坏性γ能谱法的广义核材料滞留量分析方法，该方法将非破坏性γ能谱分析方法应用于核材料滞留的测量分析，可为核材料闭合衡算、核设施安全运行、生产效能评价以及退役治理提供参考数据。

为实现上述目的，本发明采用的技术方案如下：

一种基于非破坏性γ能谱法的核材料滞留量分析方法，进一步地，所述方法包括以下步骤：

步骤(1)、根据核材料滞留区域的几何形状、测量设备参数及工作条件参数将滞留的核材料等效简化为放射性点源、线源或面源；

步骤(2)、建立点源工作模型、线源工作模型或面源工作模型，确定放射性点源、线源、或面源放射性活度与探测器获得的特征γ射线能峰面积之间的关系；

步骤(3)、利用标准点源、标准线源、标准面源，获取点源工作模型、线源工作模型、面源工作模型的校准系数；

步骤(4)、利用探测器测量沉积区滞留的核材料，得到特征γ射线的能峰面积，将测量获得的特征γ射线的能峰面积、利用(3)的校准系数校准能峰面积，代入步骤(2)中建立的工作模型，求得核材料滞留量。

进一步地，步骤(2)中，点源工作模型中，核材料滞留量的计算公式为：

m＝Kp×C×d²；

式中，m为核材料滞留量，g；

C为特征γ射线的能峰面积；

d为滞留的核材料与探测器之间的距离；

KP为放射性点源模型的校准系数。

进一步地，放射性点源模型的校准系数的计算公式为：

其中，m_s为标准点源的量，g；

C_s为标准点源的特征γ射线的能峰面积；

d₀为标准点源与探测器之间的距离。

进一步地，步骤(2)中，线源工作模型中，核材料滞留量的计算公式为：

λ＝K_L×C×d；

式中，λ为单位长度上的核材料滞留量，g/cm；

K_L为线源校准系数；

C为特征γ射线的能峰面积；

d为滞留的核材料与探测器之间的距离。

进一步地，放射性线源模型的校准系数的计算公式为：

其中，m_s为标准点源的量，g；

C_s为标准线源的特征γ射线的能峰面积；

d₀为标准线源与探测器之间的距离；

L为探测器径向响应的等效长度，与准直器的尺寸具有相关性。

进一步地，步骤(2)中，面源工作模型中，核材料滞留量的计算公式为：

ρ＝K_A×C

式中，ρ为单位面积上的滞留量，g/cm²；

K_A为面源校准系数；

C为特征γ射线的能峰面积；

进一步地，放射性面源模型的校准系数的计算公式为：

其中，ms为标准面源的量，g；

Cs为标准面源的特征γ射线的能峰面积；

A为探测器的响应半径。

进一步地，放射性点源模型适用于远距离条件下的过滤器、手套箱、泵头。

进一步地，放射性线源模型适用于直线状沉积对象。

进一步地，放射性面源模型适用于手套箱底面、工厂地面、方形管道。

本发明的有益效果在于：

(1)本发明量化分析核材料生产设施的滞留量，并将该技术向模块化、标准化推进，设施停止运行后，可获得保留在工艺设备、连接管道、过滤器以及其它工作区域的核材料滞留量；设施运行过程中，可近实时获得工艺流程中所装载的核材料量。

(2)本发明具有NDA技术快速便捷的特点，可同时分析多种元素及其同位素含量，为核材料闭合衡算、核设施安全运行、生产效能评价以及退役治理提供数据。

具体实施方式

下面结合说明书具体实施方式对本发明做进一步的详细说明。

在测量中使用γ闪烁探测器，得到待测物项中滞留的核材料的特征γ射线的能峰面积，γ闪烁探测器实际是一种能量转换器，其作用是将探测到的射线能量转换成可以记录的电脉冲信号。主要部件由碘化钠(铊)晶体、光电倍增管和前置放大器等组成。

常用的核材料特征γ射线数据见下表1：

表1核材料滞留量测量用到特征γ射线参数

根据待测物项的几何形状、测量设备及工作条件，将最常见核材料滞留等效简化为放射性点源、线源和面源。

实施例1

当源探距与沉积区的尺寸之间的比值大于5时可考虑采用放射性点源模型，核材料滞留量的计算公式为：

m＝K_p×C×d²；

式中，m为核材料滞留量，g；C为特征γ射线的能峰面积；d为滞留的核材料与探测器之间的距离；K_P为放射性点源模型的校准系数，计算公式为：

其中，m_s为标准点源的量，g；C_s为标准点源的特征γ射线的能峰面积；

d₀为标准点源与探测器之间的距离。

放射性点源模型适用于远距离条件下的过滤器、手套箱、泵头等滞留量对象。

实施例2

放射性线源工作模型，引入探测器响应长度，适用于直线状沉积对象，如管道、导管、展宽了的角落等。当滞留量的长度特别有限时，放射性线源模型会带来负偏差；对于滞留量分布不详的情况，可提前进行快速扫描排查，确定大致的几何形状。

核材料滞留量的计算公式为：λ＝K_L×C×d；

式中，λ为单位长度上的核材料滞留量，g/cm；K_L为线源校准系数；C 为特征γ射线的能峰面积；d为滞留的核材料与探测器之间的距离。

放射性线源模型的校准系数的计算公式为：

其中，m_s为标准点源的量，g；

C_s为标准线源的特征γ射线的能峰面积；

d₀为标准线源与探测器之间的距离；

L为探测器径向响应的等效长度，与准直器的尺寸具有相关性。

式中，λ代表单位长度上的核材料滞留量，K_L代表线源校准系数，L代表探测器径向响应的等效长度，与准直器的尺寸具有相关性。

实施例3.

放射性面源工作模型，引入探测器响应半径，适用于手套箱底面、工厂地面、方形管道等对象。

核材料滞留量的特征γ射线的能峰面积与源探距之间基本无关，面源工作模型中，核材料滞留量的计算公式为：

ρ＝K_A×C

式中，ρ为单位面积上的滞留量，g/cm²；K_A为面源校准系数；C为特征γ射线的能峰面积；

放射性面源模型的校准系数的计算公式为：

其中，m_s为标准面源的量，g；

C_s为标准面源的特征γ射线的能峰面积；

A为探测器的响应半径。

在核材料滞留量分析的非破坏性γ能谱法实施过程中，需要：1)保持操作一致性，工作人员应遵守相应的操作程序、适时进行规范化操作培训、利用检查表的方式对工作内容进行确认；2)本底放射性控制，探测器外需要装配屏蔽体、防止其它放射源对测量造成干扰、定期测量和排查异常本底；3) 电子学谱仪工作状态确认，定期检查能谱特性、特征γ射线峰形和偏压等工作参数。在核材料滞留量测量过程中尽量做到：1)选择多个位置进行多次测量；2)利用多种几何模型对进行数据分析处理；3)利用最合理的校正系数计算滞留量数据。

显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。