非破坏性分析(NDA)技术主要通过核材料的自身固有的放射性（X，γ、α，n等）或外部核反应（如中子等）激发的放射性测量的技术，具有快速、安全的特点[1]。经过不断发展和完善，自60年代以后，NDA技术和相关的仪器设备研制已成为核保障和核材料衡算与控制方面重要的研究领域之一[2]。在各种类型的核燃料循环设施中，设施运营者可采用NDA方法、设备分析难于取样或需快速测量的原料、废物和产品，达到核材料衡算的目的，监管机构也可对核材料进行性质和数量的进行核查监管。
乏燃料的后处理厂由于核材料类型与工艺复杂、高放射性环境等特点，其中针对许多非均匀废物（如固体废物和废包壳）、大多数铀和钚浓度非常低的液体废物、工艺流程设备以及废包壳中滞留量等尤其适用于应用NDA分析技术进行核材料衡算测量和工艺控制。因此在乏燃料后处理厂核中，NDA分析技术因其特点，正逐渐在发挥重要作用。本文主要介绍国内外乏燃料后处理厂中NDA技术核材料衡算测量中的应用。
1 废包壳
废包壳是乏燃料后处理厂中经切削溶解浸取燃料芯块或者燃料元件，是乏燃料后处理厂的主要废物。目前主要通过三种NDA技术对溶解和漂洗后残留在废包壳中的核材料进行测量。
1.1裂变产物γ射线测量
裂变产物γ射线测量来确定废包壳中残余铀和钚基于以下假设：未处理的乏燃料和废包壳中选择的某种裂变产物核素的含量与废包壳中未溶解燃料的铀和钚的比率相同，即所有三种核素的溶解速率相等，裂变产物在单个燃料芯块内没有迁移。这一假设在实践中得到了证实，最常用的核素是Pr-144。这种核素具有284天半衰期（284天半衰期实际上是与衰变为Pr-144的母体核素Ce-144有关，而Pr-144半衰期为17分钟）和强烈的高能γ射线（2.186MeV），可以很容易地与乏燃料发出的许多低能γ射线区分开来。实际上，裂变产物核素含量分析是通过直接测量2.186 MeV伽马射线，或测量与壳体混合的不锈钢零件中Mn-54或Co-60发出的γ射线与2.186MeV伽马射线强度之比来进行的。NaI探测器可用于这些测量，但锗探测器的使用可大大提高峰与本底比，从而提高精度。对于废包壳残余核材料的范围（0.1至1.0%），可达到的精度和准确度约为20%。
如果乏燃料冷却6年以上，Ce-144的衰变到一定水平将无法测量2.186 MeVγ射线。在这种情况下，可以利用如Cs-134、Cs-137或Eu-154的核素的辐射来测量；但是这些裂变产物核素似乎在乏燃料内迁移，因此它们不是铀和钚核素含量的可靠参照核素。
1.2被动和主动中子计数测量
对于冷却6年以上的乏燃料，可用被动自发裂变中子的计数来分析废包壳中U和Pu的含量。在典型的乏燃料中，几乎所有这些中子都来源于核素Cm-242（163天）和Cm-244（18.1年），这些核素是通过燃料中铀和钚同位素多重中子俘获产生的，因此必须确定每批乏燃料中这些同位素与铀和钚的比例。中子是由热中子气体正比计数器阵列在适当的慢化材料中探测到的，测量的废包壳被10厘米或更厚的铅很好地屏蔽，不受强烈的裂变产物γ辐射的影响。无论是探测到的中子总数还是单位时间内的符合事件数，都可以作为自发裂变率的度量。到目前为止，这种检测仪器的实际经验是有限的，概念研究表明可以获得足够的精度。
另一种可采用的方法是用来自放射源或加速器的强中子束对废包壳进行辐照而引起裂变，并在加速器关闭或移除放射源时计算缓发中子（约1%的总发射量）。这种方法的优点是能直接测量残留在废包壳中的裂变材料的总含量，但是显然不能区分U-235和Pu-239或Pu-241。取决于废包壳的裂变产物的组分，使用此方法精度最高可达约为20%，一般精度在30-50%范围内。
2 工艺溶液
2.1 K边界密度测定法
K边界密度测定法用于测定浓度超过约20g/l的乏燃料后处理工艺溶液中的铀和钚。在这种方法中，通过确定能量紧靠铀或钚的K层电子吸收边界两边的光子透射比来测量溶液中铀或钚的浓度。在较大的浓度范围内，铀钚的浓度与两个核素测量透射率比的对数成比例。Se-75（121.1kev1）和Co-57（122.1kev）的γ射线用于K边为121.8keV的钚的分析，Tb-169的某些γ射线用于铀的分析。X射线发生器的连续辐射也可分别用于测量K边或LIII边上方和下方的透射。这种方法的优点是可以容忍高水平的本底辐射，因此通常不需要进行化学分离。
在1978年至1981年期间在东海后处理厂进行的TASTEX项目中，对K边界密度测定法进行了全面评估。对于工艺中溶液的实际测量，获得的随机误差约为0.6%，样品测量和分析测量之间的平均偏差为0.3%。系统的校准精度估计在0.25%到0.5%之间。同位素测量结果与质谱结果的比较得出以下偏差：Pu-238（6%），Pu-239（0.3%），Pu-240（0.8%），Pu-241（1.1%），Pu-242（18%）（根据ICT估算丰度）
2.2 X射线荧光法
对于钚浓度通常仅为1-2g/l溶液中，K边密度法不能用于直接测量。在这种情况下，首选方法是通过K边密度测定法直接测定铀浓度，通过X射线荧光法测量钚/铀比率间接测定钚浓度。利用分辨率通常为约500 eV的小型平面锗探测器作为透射测量的辐射探测器，还可以在移除外部源的情况下测量来自几种不同钚同位素的γ射线的相对产额，并相应地确定同位素丰度。由于Pu-242同位素发射的γ射线无法用于确定同位素丰度，因此Pu-242的丰度通常根据同位素相关性计算，利用样品中测得的丰度比[Pu-240]×[Pu-241]/[Pu-239]2。
3. γ射线测量
有几种不同的方法利用于γ射线测量来确定铀和钚的浓度或后处理厂中各种物料中钚同位素的丰度。
3.1 固体废物中γ射线测量
固体废物的铀钚的测量的NDA分析通常是利用碘化钠闪烁体计数器进行，或使用锗锂（锂）高分辨率γ谱仪（HRGS）或高纯锗探测器通过测量钚和U-235（或U-238或其子体）发射的某些γ射线的强度获得。基体材料对γ射线衰减的校正可通过计算或在样品后面的源的透射测量进行，也可以通过比较样品中几种不同能量的特征峰的峰面积来进行。为了减小空间分布效应，可旋转样品容器，并且可使用平行于旋转轴平移的探测器或垂直分布探测器 (LA5652-M）来测量。该测量系统通常以制备的包装相同且已知铀和钚含量标样进行校准。
由于废物包装在尺寸、形状、基质、材料量等方面的多样性，单一的准确度和精密度是没有意义的。一般情况下，无透射校正的NaIγ射线准确度和精密度在5-10%之间。如进行透射校正洁癖，准确度和精密度在1-5%之间。
3.2 工艺设备中的滞留量测量
被动γ计数测量系统也可用于测量工艺设备中的滞留量或确定此类滞留量可忽略不计。通常该系统是由便携式带有准直器NaI探测器组成（Hatcher 1981）。同样，该系统也需要专门制做的标样进行校准，测量的准确度和精密度通常约为20%。与NDA的其他应用相比，该系统性能一般，但对于少量的滞留量是可以接受的。
3.3 溶液中γ射线测量
东海先进保障技术演习（TASTEXI）中开发了使用一个分辨率约为0.5kev@122kev的小型（1cm3）高纯锗探测器用于测量溶液中的浓度在0.5至300g/l的钚浓度和同位素丰度γ射线测量系统。系统测量了新处理的溶液中43KeV、45KeV、5KeV1和148 KeV处的峰值，并测量分析对于陈化溶液中94-104 KeV区域的峰值，发现Am-241强烈的59 KeV峰值掩盖了较低能量的峰值。该系统是一个利用γ射线能量和分支比、谱形状和探测器效率的现有信息来确定单个γ射线形状的强度，并利用探测器效率来确定获得的复杂光谱中单个γ射线的强度。在多次使用该系统进行的同位素测量结果表明，对于新分离的溶液，偏差在0.03-0.08%和0.15-0.40%之间。对于陈化溶液，随机误差分别为0.1-0.3%和0.2-0.6%。钚浓度测量结果的偏差为-0.5%，随机误差为0.5-1.0%。
4. 中子计数测量
目前已经开发几种使用中子计数测量来确定各种铀钚含量的测量系统。为了区分（α，n）反应在核材料中产生的单个中子的背景，这些系统使用时间符合计数或延迟中子探测来识别单个裂变事件。当探测到的中子主要来自偶数钚同位素的自发裂变时，系统称为在被动中子探测；当裂变是由外部中子源与铀-235或奇数钚同位素核反应引起的，这种装置被称为在主动中子探测。由于中子对大多数材料穿透能力强，中子探测系统可分析各种各样的核材料类型，包括废料和废物、散料中的铀和钚。
高水平中子符合计数器（HLNCC）是一种采用无源中子符合计数技术的系统。该装置由一个样品计数腔组成，该腔由18个嵌在内衬镉的聚乙烯板中的He-3正比计数管包围。从样品中发射的中子在聚乙烯中被加热，并被He-3管捕获。单个中子的探测效率约为12%。由于该方法测定自发裂变同位素（主要是Pu-240）的含量，因此必须单独测量样品的同位素组成，才能测定钚的总量。该系统主要用于大量材料中（高达2 kg PuO2）的分析，但可测量其他材料基质中的少量 Pu-240（4至1000 mg）的量。
有源井型符合计数器（AWCC）是一种利用外部中子源对材料进行有源测量的系统。计数器几何结构在概念上与HLNCC相似，但效率大约是HLNCC的三倍，共使用42根He-3管。位于装置两端的镅锂（AmLi）中子源提供中子，这些中子在样品腔内的材料中诱发裂变。为了提高诱发裂变中子相对于AmLi源中子的探测效率，空腔内衬有2.54厘米的镍。AWCC可用于三种不同的模式：1.快速模式，即中子在样品中诱发裂变；2.热模式，拆除镍和镉套管，裂变主要由慢化剂反射的慢中子引起；3.无源模式，在该模式中移除AmLi源并且系统以类似于HLNCC的方式工作。AWCC在热模式下的灵敏度为l克U-235，在快模式下的灵敏度为23克U-235。
主动中子计数系统测量大体积废物中极少量的裂变材料。该系统使用在小型脉冲发生器管中由氘与氚反应产生的质询中子。该系统能够分析208L桶内废物，质询中子在石墨聚乙烯慢化剂中热化，而快中子来自镉屏蔽He-3管检测到的诱导裂变。该系统的检测阈值为1mg易裂变同位素。这个系统的一个更大的版本是“箱式废物分析监测器”，它能检测体积高达1.36m3废物，具有10mg裂变同位素的检测阈值。
基于Cf-252源的中子主动探测系统并用于燃料棒、库存样品、废料和废物的分析。在这些系统中Cf-252源被移动到被测材料附近的一个位置，时间与缓发中子发射寿命相当，然后撤回到屏蔽位置，同时缓发中子由高效He-3井型计数器计数,重复此过程，直到达到所需的计数统计精度。这种类型的探测装置被称为“shuffler”。通过适当调整屏蔽材料和慢化材料，可以用热中子或快中子进行质询，该装置也可以在被动模式下使用，以测定Pu-240的含量。可分析裂变含量从几毫克到几公斤的样品。库存、物品或燃料元件的典型精度在1%到3%之间。
5.NDA测量误差
NDA中误差的主要来源通常是用于测量系统校准的标样缺乏代表性。标准样品必须能代表未知的同位素，可能还要考虑未知的化学成分、空间分布、基体材料、容器设计和成分。由于后处理厂材料类型的形式千差万别，要为每一类材料建立一个国家或国际的NDA标样是不可行的。设施营运人员需要制定自己的工作标样以满足其需求。这些工作标样也可以通过适当的过程转化为国家或国际参考标准样品（(Milner 1982）。表1为典型的后处理设施测量方法和不确定度，DA分析技术的误差对于不平衡差MUF评价的贡献非常小，而NDA分析技术的误差相对较高，因此在实际核设施衡算过程中，NDA技术测量值用于衡算测量要考虑并评估对MUF的贡献。
表1 典型的后处理设施测量方法和不确定度
6 总结与展望
非破坏性分析技术在后处理设施的近实时衡算中起到了相当大的作用，特别是在国际原子能机构保障监督中使用广泛。但是如果在国内核材料管制中使用该技术，需要解决标准物质、国产探测器的稳定可靠、相关测量标准的出台等问题。随着国内科研院所不断研发该领域的设备，主管部门对标准研发的重视，今后后处理厂使用此类设备已成为可能。
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