CN112558135B - 核设施废物包放射性特性的检测系统及方法 - Google Patents
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Abstract
本发明提供了一种核设施废物包放射性特性的检测系统，包括透视成像模块、扫描测量模块及计算控制模块，所述透视成像模块、扫描测量模块均与所述计算控制模块通讯连接。本发明还提供一种核设施废物包放射性特性的检测方法。相对于现有技术，本发明提供的核设施废物包放射性特性的检测系统及方法，更贴近于现场实际情况，便于现场实施，评估结果更为可信。
Description
【技术领域】
本发明涉及核设施放射性废物管理技术领域，尤其涉及一种核设施废物包放射性特性的检测系统及方法。
【背景技术】
近几十年来，国家核工业建设和核能开发持续开展了大量科研生产活动，建立了大量核设施，在科研生产过程中，不可避免产生一定量的中低放废物；同时，随着近年来核电站建设与运营的快速发展，各种放射性废物持续产生。早期建设的大量核设施在圆满完成了各项国家任务后，为保障环境和公众安全，各类核设施已陆续关闭和进入了退役阶段，将来也会有更多的核设施实施退役，退役过程中也必将产生大量的中低放废物。
放射性废物与其他有害物质或一般废物不同，它的危害性不能通过化学、物理或生物的方法消除，而只能通过自身衰变或核反应嬗变来降低其放射性水平。核设施产生的放射性水废滤芯、废树脂、浓缩液、泥浆以及拆除的金属类部件、混凝土结构、污染土壤、技术废物及其他杂项废物等固体干废物，通常，首先对放射性废物进行分拣整备，将其装入钢桶或废物包等包装容器中，随后将这些放射性废物包在废物暂存库中暂存三至五年，再外运至处置场最终处置。
根据《中华人民共和国核安全法》、《中华人民共和国放射性污染防治法》、《放射性废物安全管理条例》、《放射性废物分类》以及放射性废物管理相关核安全法规导则和国家标准，国家对放射性废物实行分类管理，根据各类废物的潜在危害以及处置时所需的包容和隔离程度进行分类，并使废物的类别与处置方式相关联，确保废物处置的长期安全。放射性固体废物贮存单位应当建立放射性固体废物贮存情况记录档案，如实完整地记录贮存的放射性固体废物的来源、数量、特征、贮存位置、清洁解控、送交处置等与贮存活动有关的事项。放射性固体废物处置单位应当建立放射性固体废物处置情况记录档案，如实记录处置的放射性固体废物的来源、数量、特征、存放位置等与处置活动有关的事项。
放射性废物分类为放射性废物的产生、处理、贮存、处置等全过程安全管理提供依据，确保以安全和经济的方式管理废物。放射性废物分为极短寿命放射性废物、极低水平放射性废物、低水平放射性废物、中水平放射性废物和高水平放射性废物等五类，其中废物放射性核素种类及活度浓度是主要的分类指标。因此，需在放射性废物产生、处理、暂存、处置各阶段进行必要的测量及分析评价，以获取放射性核素种类及活度的准确信息。
在各类放射性废物处理前，在工艺流程中取样至实验室分析其所含放射性核素种类及活度，为废物分类处理和整备提供依据；在各类放射性废物处理和整备废物包后，测量和评估废物包所含放射性核素种类及活度，为放射性废物安全运输和处置提供依据，避免由于放射性废物包放射性特征信息不准确而导致处置策略不确定，造成处理、处置代价过大。
然而，放射性固体废物包中包含未知量的各种放射性核素，其物理、化学形态复杂，介质的平均密度变化范围很大，且容器内废物空间密度变化也很大，空间分布不均匀，不同种类的放射性核素分布也不均匀，很难获得有代表性的样品，采用传统的先取样再用放射化学分析法进行检测的做法，必然会带来很大的误差，误差的大小难以评估；并且，对于数量庞大的废物包全部进行取样实验室分析测量废物包中的放射性核素组成及活度浓度，分析费用将非常高，通常需要通过放射化学方法提纯、浓缩，制成适用于测量的样品后进行测量，分析测量周期将非常长。因此，在工程应用中采用取样实验室分析的方法是不现实的。
目前，国际上放射性固体废物包通常采用基于放射性测量的无损分析(NonDestructive Assay，NDA)方法对废物包进行整体测量和分析，在样品的物理、化学形态不发生任何变化的情况下分析出样品中所含的易测核素组成及其含量，该方法克服了化学破坏分析法取样难的问题；同时，分析的费用低，分析测量周期短。目前广泛应用于桶装固体放射性废物的测量的方法包括旋转γ扫描(RGS)、分段γ扫描(SGS)、层析γ扫描(TGS)等γ射线分析法，但测量时需将废物包沿其轴向匀速旋转，以提高桶内核素的分布均匀度，测得计数率后，根据探测器对核素不同射线的探测效率可反演出废物包内各易测量γ发射体核素的总活度。以此方式获得易测量γ发射体核素后，根据放射性废物管理流程及货包中放射性废物特性，建立其他α或β发射体长寿命核素活度和易测量核素的关联关系，评估得到难测量放射性核素活度。
目前，上述的NDA方法主要应用在体积较小的桶装废物包测量(400L废物桶及以下)。对于体积较大的废物包，通常为非桶装废物包，废物包尺寸大、重量大，测量时不易旋转，高效率测量难度大；废物包内源项及基质材料分布不均匀，废物包装载废物后其中基质和废物的密度较大，传统的放射源透射测量方法难以应用，自吸收校正较为困难。采用便携式γ谱仪可测量放射性固体废物包，但存在的问题是：废物包体积大(1m3以上)，单个γ谱仪测量误差较大；废物包内的基质和放射性废物的密度较高而且不均匀，不进行自吸收校正测量误差将非常大；固体废物包内源项分布不均匀，便携式γ谱仪无法较为准确测量废物包内源项分布，最终测量误差将非常大；对于放射性源项较小的固体废物包，便携式γ谱仪探测效率较低，测量大体积废物包将耗费较长时间，无法在工程上应用。
有关大体积放射性废物包的测量，特别是针对核设施退役领域，国外目前已有较为成熟的产品，代表性的厂家主要有美国CANBERRA、美国ORTEC、英国ANTECH、美国PSC公司和美国MIRION公司。目前，现有技术中有关长方体固体废物包的检测系统如下表1：
表1
表1所示的检测系统中相关γ无损测量技术主要特点如下：采用高分辨率的HPGe探测器对箱体进行连续扫描测量，适用于废物包体废物中核素类型和能谱较为复杂的情况，在一定程度上提高了测量的精确度，但HPGe探测器的探测效率较低，对废物包进行扫描测量时，废物包内废物源项较小时，测量耗时较长(特别是对于大体积、中高密度的废物包)；将废物体划分为很多体素，分别测出每个体素的活度，从而得到废物体的放射性活度的空间分布，求和即为总活度，若需要测量出每个体素的活度，故必须对每个体素进行探测效率刻度，刻度试验工作量大，测量时间较长；考虑基质的不均匀，采用透射测量进行自吸收校正，测量系统需要附加透射源装置，增加了透射测量和发射测量环节，导致废物的测量分析时间较长，并且，废物包内的基质和废物的密度较高而且不均匀，普通的透射测量根本无法准确测量到透过大体积废物废物包的透射源项，只有少数高强度高能射线可以通过并使测量结果稳定可接受，即便是高能射线可以通过高密度大体积的废物桶，要得到准确的线衰减系数也需要非常高的源强，这对废物桶透射测量的放射源管理提出了非常苛刻的要求。因此，传统的放射源透射测量方法难以应用。
综上所述，为满足核设施大体积固体废物包放射性特性鉴定的需求，针对固体废物包的特征和放射性废物源项特征，需建立放射性固体废物包的测量方法体系，并研制满足工程应用要求的固体废物包放射性特性鉴定系统。
鉴于此，实有必要提供一种新型的核设施废物包放射性特性的检测系统及方法以克服上述缺陷。
【发明内容】
本发明的目的在于：提供一种更贴近于现场实际情况、便于现场实施、评估结果更为可信的核设施废物包放射性特性的检测系统及方法。
为了实现上述发明目的，第一方面，本发明提供一种核设施废物包放射性特性的检测系统，包括透视成像模块、扫描测量模块及计算控制模块，所述透视成像模块、扫描测量模块均与所述计算控制模块通讯连接；所述透视成像模块用于对待检测废物包进行扫描分析，获取所述待检测废物包内的基质和废物的材料和密度三维分布数据；所述计算控制模块用于根据所述三维分布数据及所述待检测废物包的特征数据，计算得出所述待检测废物包内的线衰减系数的分布数据；所述计算控制模块用于根据所述线衰减系数的分布数据、所述待检测废物包的特征数据及所述扫描测量模块的特征数据，计算得出所述待检测废物包的探测效率矩阵；所述扫描测量模块用于对所述待检测废物包进行分段扫描测量，获取分段的体素单元的γ射线能谱数据；所述计算控制模块还用于根据所述γ射线能谱数据及所述探测效率矩阵，计算得出所述待检测废物包的放射性核素活度分布数据。
在一个优选实施方式中，所述透视成像模块为X射线透视成像装置。
在一个优选实施方式中，所述扫描测量模块为γ射线扫描测量装置。
在一个优选实施方式中，所述γ射线扫描测量装置包括架体及固定于所述架体上的探测单元阵列，所述探测单元阵列包括多个并列排布的探测器。
在一个优选实施方式中，所述探测器的外表面设有铅屏蔽层，例如，所述铅屏蔽层的厚度不低于50mm。
在一个优选实施方式中，所述架体包括顶壁及连接所述顶壁两端的两个侧壁，所述顶壁及两个侧壁上均固定有探测单元阵列，所述顶壁上的探测单元阵列及其中一个所述侧壁上的探测单元阵列可伸缩设置。
在一个优选实施方式中，所述两个侧壁的远离所述顶壁的一端设置有滑轨，所述滑轨用于实现所述架体与所述待检测废物包的相对运动。
在一个优选实施方式中，所述待检测废物包的特征数据包括废物包尺寸数据、包装容器尺寸和材料数据。
在一个优选实施方式中，所述扫描测量模块的特征数据包括几何结构数据、废物包与所述扫描测量模块之间相对布置数据。
第二方面，本发明还提供一种核电站废物包放射性特性的检测方法，包括如下步骤：对待检测废物包进行扫描分析，获取所述待检测废物包内的基质和废物的材料和密度三维分布数据；根据所述三维分布数据及所述待检测废物包的特征数据，计算得出所述待检测废物包内的线衰减系数的分布数据；根据所述线衰减系数的分布数据、所述待检测废物包的特征数据及所述扫描测量模块的特征数据，计算得出所述待检测废物包的探测效率矩阵；对所述待检测废物包进行分段扫描测量，获取分段的体素单元的γ射线能谱数据；根据所述γ射线能谱数据及所述探测效率矩阵，计算得出所述待检测废物包的放射性核素活度分布数据。
相比于现有技术，本发明提供的核设施废物包放射性特性的检测系统及方法，针对核设施大体积固体废物包放射性特性鉴定，提出了一种更贴近于现场实际情况、便于现场实施、评估结果更为可信的放射性特性鉴定方法和系统，可分析评估得到废物包中放射性核素的组成及其活度，满足放射废物处理处置相关的要求。透视成像模块采用高能X射线透视成像技术，实现对大尺寸、高密度放射性固体废物包内物质及密度分布的精确获取。特别是针对基质和废物密度不均匀的情况，可据此计算得到较为准确的线衰减系数三维分布。提出基于NDA无损γ分析法的固体废物包放射性特性鉴定测量系统，扫描测量模块设计为门框阵列式分段γ扫描测量装置，可实现对大尺寸不同型号放射性固体废物包的无损测量；基于阵列式探测器测量的分区块发射测量方法、核素活度反演方法和无源刻度方法，可实现对大体积的放射性固体废物包核素活度较为准确评估，获得整个废物包的活度数据及相对三维分布情况，并给出内部辐射热点的位置。阵列式分段γ扫描测量对大体积废物包单个分段层的测量体素单元划分更为细致，减少分析假设，减少引入不确定度，测量精度更高。计算控制模块控制系统集数据采集、设备通信、数据分析、驱动控制功能于一体，实现对废物桶放射性测量的自动控制和测量结果可视化，有利于保护人员免受不必要的辐射照射。
为使发明的上述目的、特征和优点能更明显易懂，下文特举本发明较佳实施例，并配合所附附图，作详细说明如下。
【附图说明】
为了更清楚地说明本发明实施例的技术方案，下面将对实施例中所需要使用的附图作简单地介绍，应当理解，以下附图仅示出了本发明的某些实施例，因此不应被看作是对范围的限定，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他相关的附图。
图1为本发明提供的核设施废物包放射性特性的检测系统的原理框图；
图2为本发明提供的核设施废物包放射性特性的检测系统的扫描测量模块的结构图；
图3为本发明提供的核设施废物包放射性特性的检测系统的探测器的结构图；
图4为本发明提供的核设施废物包放射性特性的检测系统的另一个实施例的扫描测量模块的结构图；
图5为本发明提供的核设施废物包放射性特性的检测方法的流程图。
【具体实施方式】
下面将结合本发明实施例中附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。通常在此处附图中描述和示出的本发明实施例的组件可以以各种不同的配置来布置和设计。因此，以下对在附图中提供的本发明的实施例的详细描述并非旨在限制要求保护的本发明的范围，而是仅仅表示本发明的选定实施例。基于本发明的实施例，本领域技术人员在没有做出创造性劳动的前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。
请参阅图1，其为本发明提供的核设施废物包放射性特性的检测系统100的原理框图。可以理解，图1所示的结构仅为示意，核设施废物包放射性特性的检测系统100还可以包括比图1中所示更多或者更少的组件，或者具有与图1所示不同的配置。
本发明提供的核设施废物包放射性特性的检测系统100，包括透视成像模块10、扫描测量模块20及计算控制模块30，所述透视成像模块10、扫描测量模块20均与所述计算控制模块20通讯连接。
所述透视成像模块10为X射线透视成像装置。本实施方式中，采用高能X射线透视成像装置，具体的，可以包括电子直线加速器射线源、弧形阵列式探测器、环形扫描装置、扫描控制系统、软件平台以及辐射安全防护系统。高能X射线透视成像装置采用环形机械结构，射线源和探测器环形排布，待检测废物包测量时位于在环形结构中心位置。装置的电子直线加速器作为射线源，利用弧形阵列探测器获取废物包不同角度扇束投影，通过扫描装置的运动配合以及图像重建处理系统，可实现CT(计算机断层成像)扫描成像检测。
可以理解，γ射线穿过废物包时，会与废物包中基质材料和废物的原子发生多种相互作用，使得其中的一部分γ光子因为靶物质的阻止而被吸收掉，因此透过废物包的γ射线强度减小，这就是γ射线的自吸收效应。利用放射性特性鉴定系统对废物包进行整体无损分析过程中，由于γ射线透过样品介质时将被吸收掉一部分份额，因此，必须对γ射线的自吸收效应进行校正。
进一步地，点源到探测器的输运路径必然会受到材料的衰减吸收，衰减吸收与射线输运路径中穿过的材料成分、密度、路径长度、射线能量四个因素相关。本发明利用高能X射线透视成像装置，通过计算机断层扫描分析，能够得到废物包中基质和废物的三维分布特征，结合已知的材料成分和密度，确定废物包内基质和废物的材料和密度三维分布数据。并且，利用计算控制模块30的测量分析软件建立废物包模型，根据已知参数定义不同分区的材料和密度，计算给出废物包内线衰减系数的分布，最终完成自吸收校正。
请一并参阅图2，扫描测量模块20为γ射线扫描测量装置。所述γ射线扫描测量装置包括架体201及固定于所述架体上的探测单元阵列202，所述探测单元阵列202包括多个并列排布的探测器203。本实施方式中，所述架体201为门框形状，且包括顶壁21及连接所述顶壁21两端的两个侧壁22，所述顶壁21及两个侧壁22上均固定有探测单元阵列202，所述顶壁21上的探测单元阵列202及其中一个所述侧壁22上的探测单元阵列202可伸缩设置，以实现对不同尺寸废物包的测量。
本实施方式中，位于废物包左侧的侧壁22上设置有八个探测器203，该探测器单元阵列是独立模块结构，可向右侧移动，以实现在水平方向上对不同尺寸废物包的测量。位于废物包右侧的侧壁22上设置有八个探测器203，顶壁21上设置有十二个探测器203，顶壁21上的探测器203与废物包的距离是可调的，以实现在垂直方向上对不同尺寸废物包的测量。可以理解，根据测量需求和测量算法不同，可以配置不同数量的探测器，如测量精度要求高可配置更多数量的探测器，如测量精度要求低可配置较少数量的探测单元；如废物包尺寸较大则需要配置较多数量的探测器，如废物包尺寸较小则配置较少数量的探测器。
每个探测器203为独立的γ射线能谱仪测量单元，其结构见图3。为实现对废物包某个分段的阵列探测，每个阵列探测器203均单独设置准直器及铅屏蔽置。探测器203准直孔端面离废物包外表面设计最小距离为10cm，可实现将废物包沿长度方向进行分段扫描。此外，探测器203的屏蔽准直器相对的张角尺寸，还可在所测废物包的尺寸进行调整和优化，以实现对不同尺寸废物包的针对性分段扫描测量。准直器的铅屏蔽厚度不低于50mm，内衬不低于2mm的低本底铜，尽可能降低铅中放射性对测量造成的干扰。探测器203的外表面设有铅屏蔽层，铅屏蔽层厚度不低于50mm，内衬低于2mm的低本底铜，以尽可能降低铅中放射性对测量造成的干扰。
进一步地，所述两个侧壁22的远离所述顶壁的一端设置有滑轨204，所述滑轨204用于实现所述架体201与所述待检测废物包的相对运动。本实施方式中，所述两个侧壁22通过设置于该端的滑动件221在所述滑轨204上滑动，实现废物包的分段扫描测量。具体的，滑轨上设置标尺，同时架体201上设置光电定位装置，实现检测系统的移动和精确定位功能。在其他实施方式中，也可以架体201固定，设置辊道水平传输废物包，同样可实现探测器与废物包的相对移动，实现分段测量。
可以理解，控制探测器203与待测废物包相对移动，由探测单元阵列202对废物包进行逐个的γ分段扫描测量，根据每个单元测得的γ能谱及全能峰计数率等信息，由系统内置的测量分析软件，通过阵列化的探测组合和综合数据分析，反演给出废物包每个分段中各阵列体素单元中放射性核素活度数据，最终得到整个废物包的活度数据及相对三维分布情况。
本实施方式中，探测器203为溴化镧探测器，而根据测量需求，综合考虑测量精度和测量效率可以选择不同的探测器，例如碘化钠、溴化铈等其他闪烁体探测器和半导体探测器。并且，探测器203的各项参数(如晶体尺寸、分辨率等)均可以根据实际需求进行调整，本发明不做限定。
在其他实施方式中，如图4所示，探测单元阵列可以布置在待测废物包的四周，从四个方向对废物包进行全方位测量，将有助于提升阵列探测器的测量效果。
计算控制模块30为具有计算分析及控制功能的装置，装置具体可以安装有测量分析软件和测量控制软件。测量分析软件主要实现：核素识别、全能峰净计数和γ能谱分析；三维可视化快速建模；线衰减系数计算、探测器效率刻度曲线计算、核素活度反演计算、废物包各体素单元活度分布矩阵的计算；层间串扰分析、不确定度估计等数据分析。测量控制软件主要实现：实现整套系统的启、停控制；控制门框式探测系统在导轨上的水平方向移动和精确定位；控制γ探测单元阵列的移动；测量数据处理、数据校验；测量数据管理，数据输出及报告打印，测量结果可视化显示等。可以理解，在其他实施方式中，测量分析和测量控制所有的功能可以全部集成在一个软件中实现。
本发明提供的核设施废物包放射性特性的检测系统100，对废物包的放射性特性的检测流程如下：
(1)透视成像模块10对待检测废物包进行扫描分析，获取所述待检测废物包内的基质和废物的材料和密度三维分布数据。具体的，废物包转运至高能X射线透视成像装置测量平台上，高能X射线透视成像装置扫描分析得到废物包中放射性废物和基质材料的三维分布特征，并根据废物包中已知的材料成分和密度，确定废物包内基质和废物的材料和密度三维分布。
(2)计算控制模块30根据所述三维分布数据及所述待检测废物包的特征数据，计算得出所述待检测废物包内的线衰减系数的分布数据。具体的，测量分析软件根据废物包特征数据(废物包尺寸、包装容器尺寸和材料)及基质和废物的材料及密度三维分布信息等，建立废物包模型，计算给出废物包内线衰减系数的分布，即计算废物包中不同位置到探测单元前端面的直线传输路径中经过不同材料的分段长度并存入数据库。
(3)计算控制模块30根据所述线衰减系数的分布数据、所述待检测废物包的特征数据及所述扫描测量模块的特征数据，计算得出所述待检测废物包的探测效率矩阵。具体的，测量分析软件根据废物包特征数据(废物包尺寸、包装容器尺寸和材料)、基质和废物的材料及密度三维分布信息、及扫描测量模块20的特征数据(探测器门框阵列式分段γ扫描测量模块几何结构、废物包与分段γ扫描测量模块之间相对布置)等数据，建立废物测量模型，计算废物包中不同位置到探测单元前端面的直线传输路径中经过不同材料的分段长度，并根据上一步计算确定线衰减系数，采用数值积分方法计算给出废物包测量探测效率矩阵(包含自吸收)并存入数据库。
(4)扫描测量模块20对所述待检测废物包进行分段扫描测量，获取分段的体素单元的γ射线能谱数据。具体的，测量控制软件控制固体废物包，自动运动至废物包的测量工位处后，门框阵列式分段γ扫描测量装置对废物包进行逐个的γ分段扫描测量(分段层数在测量控制软件中设置)，获得分段体素单元的γ能谱数据(假设体素内放射性活度和密度为均为分布)；当完成废物包体第一段扫描测量后，将废物包自动移动至废物包第二段进行扫描测量；以此类推，直到全部完成整个废物包各段的扫描测量。并且，在分段扫描测量过程中，测量分析软件对测量数据开展谱分析识别出对应特征能量的核素种类及其净计数率。
(5)计算控制模块30根据所述γ射线能谱数据及所述探测效率矩阵，计算得出所述待检测废物包的放射性核素活度分布数据。具体的，测量分析软件根据计算确定的探测效率矩阵，建立发射测量方程组，求解方程组，反演得到每个分段层内阵列体素的放射性活度。根据每个分段层的测量分布结果，根据内置算法(采用探测器单元响应计数率对比分析)给出废物包的热点分布，最终综合求解给出整个废物包内阵列体素单元相关的放射性核素活度分布情况。
进一步地，对于废物包自吸收校正还可采用以下一种方案或者几种方案组合。
方案一：采用被测源内透射测量和发射测量相结合的方法测量反演废物包内废物源项。该方法无需外置透射源，将被测废物包内部源项作为内透射源开展透射测量，即针对同一被测废物开展两次不同位置的外部扫描测量，其中一次测量作为内部源的透射测量，另一次作为废物源的发射测量。其基本原理如下：①根据扫描测量方案将待测固体废物废物包每个分段划分为若干体素单元，假设体素内放射性活度和密度为均匀分布。②计算出每个网格到达各探测器的路径各分段长度及开口立体角度，根据先验的填充介质分布，给出每个网格内的初始线衰减系数分布μ1，并基于以上输入利用无源效率刻度方法计算出每个网格到各探测器的探测效率，得出探测效率矩阵E。③针对固体废物废物包，开展第一次扫描测量，得到测量向量D1。④求解方程组E*S＝D1，解方程得出各网格的源项分布S1。⑤调整测量位置开展第二次扫描测量，得到测量向量D2。⑥计算出每个网格到达各探测器的路径各分段长度；根据第④步中得出的源项分布，建立“线衰减系数-透射测量”方程组，求解该方程组，得到修正后的线衰减系数分布μ2，使用μ2代替第②步中的μ1。⑦重复步骤②④⑥，直到源项分布S与线衰减系数分布μ收敛，计算结束，给出每个分段层内阵列体素的放射性活度相对分布。
方案二：通过根据固体废物装填情况，提前获取被装填废物的特征(如废物类型、废物的尺寸、重量等)、装填的特征等。根据固体废物包内放射性废物的特征、探测器与废物包装容器几何特征、探测器本征特征、废物装填特征、基质材料参数，定义各分区材料和初始密度，利用测量分析软件建立废物包废物模型，计算得到线衰减系数的分布。
方案三：通过称重，根据废物包的尺寸和体积，计算得到废物包的平均密度，假设废物包内基质材料和废物密度均匀，计算得到线衰减系数。
本发明提供的核设施废物包放射性特性的检测系统100，利用高能X射线透视成像装置，通过计算机断层扫描分析，得到废物包中基质材料和废物的三维分布特征。根据废物包中已知的材料成分和密度，确定废物包内基质和废物的材料和密度三维分布，并据此建立废物包模型，计算得到废物包内线衰减系数的分布。测量分析软件根据废物包特征(废物包尺寸、包装容器尺寸和材料、基质和废物的材料及密度三维分布信息等)、探测器门框阵列式分段γ扫描测量模块几何结构、废物包与分段γ扫描测量模块之间相对布置等数据，通过三维可视化快速建模建立废物测量模型，计算废物包中不同位置到探测单元前端面的直线传输路径中经过不同材料的分段长度，并根据线衰减系数，采用数值积分方法计算给出废物包测量探测效率矩阵。探测单元设计为门框阵列式布置，实现对废物包的分块γ扫描测量；门框阵列式分段γ扫描测测量模块与被测废物包之间相对运动，实现废物包的分段γ扫描测量。探测单元阵列采用可采用多自由度移动设计，以实现不同外形尺寸废物包的测量需求。探测器类型选择溴化澜，在满足废物包测量分辨率要求的前提下，提高了对大体积废物包的测量效率。基于阵列探测单元测量结果的废物放射性活度分布计算：为实现废物包内放射性分布较为精确的测量和估计，设计采用阵列探测器法，即利用阵列探测器测量钢箱每个分段各位置处的γ能谱数据。通过将钢箱每个分段等效为阵列的体素单元(假设体素内放射性活度和密度为均为分布)，然后利用各探测器单元测得的数据，求解各体素单元对探测响应系数的逆矩阵，给出每个分段层内阵列体素的放射性活度相对分布。根据上述废物包每个分段层的测量分布结果，可快速根据内置算法(采用探测器单元响应计数率对比分析)给出废物包的热点分布，最终综合求解给出整个废物包内阵列体素单元相关的三维放射性活度分布情况。
请参阅图5，其为本发明提供的核设施废物包放射性特性的检测方法的流程图。所应说明的是，本发明的方法并不受限于下述步骤的顺序，且其他实施例中，本发明的方法可以只包括以下所述步骤的其中一部分，或者其中的部分步骤可以被删除。
本发明提供的核设施废物包放射性特性的检测方法，包括如下步骤：
步骤S10：对待检测废物包进行扫描分析，获取所述待检测废物包内的基质和废物的材料和密度三维分布数据。
步骤S20：根据所述三维分布数据及所述待检测废物包的特征数据，计算得出所述待检测废物包内的线衰减系数的分布数据。
步骤S30：根据所述线衰减系数的分布数据、所述待检测废物包的特征数据及所述扫描测量模块的特征数据，计算得出所述待检测废物包的探测效率矩阵。
步骤S40：对所述待检测废物包进行分段扫描测量，获取分段的体素单元的γ射线能谱数据。
步骤S50：根据所述γ射线能谱数据及所述探测效率矩阵，计算得出所述待检测废物包的放射性核素活度分布数据。
需要说明的是，本发明提供的核设施废物包放射性特性的检测系统100的所有实施例均适用于本发明提供核设施废物包放射性特性的检测方法，且均能够达到相同或相似的有益效果。对于核设施废物包放射性特性的检测方法的技术细节，请参考针对核设施废物包放射性特性的检测系统100的应用流程的相关描述，此处不再重复赘述。
综上，本发明提供的核设施废物包放射性特性的检测系统及方法，针对核设施大体积固体废物包放射性特性鉴定，提出了一种更贴近于现场实际情况、便于现场实施、评估结果更为可信的放射性特性鉴定方法和系统，可分析评估得到废物包中放射性核素的组成及其活度，满足放射废物处理处置相关的要求。透视成像模块10采用高能X射线透视成像技术，实现对大尺寸、高密度放射性固体废物包内物质及密度分布的精确获取。特别是针对基质和废物密度不均匀的情况，可据此计算得到较为准确的线衰减系数三维分布。提出基于NDA无损γ分析法的固体废物包放射性特性鉴定测量系统，扫描测量模块20设计为门框阵列式分段γ扫描测量装置，可实现对大尺寸不同型号放射性固体废物包的无损测量；基于阵列式探测器测量的分区块发射测量方法、核素活度反演方法和无源刻度方法，可实现对大体积的放射性固体废物包核素活度较为准确评估，获得整个废物包的活度数据及相对三维分布情况，并给出内部辐射热点的位置。阵列式分段γ扫描测量对大体积废物包单个分段层的测量体素单元划分更为细致，减少分析假设，减少引入不确定度，测量精度更高。计算控制模块30控制系统集数据采集、设备通信、数据分析、驱动控制功能于一体，实现对废物桶放射性测量的自动控制和测量结果可视化，有利于保护人员免受不必要的辐射照射。
以上所述仅为本发明的实施方式，并非因此限制本发明的专利范围，凡是利用本发明说明书及附图内容所作的等效结构或等效流程变换，或直接或间接运用在其他相关的技术领域，均同理包括在本发明的专利保护范围内。
Claims (8)
1.一种核设施废物包放射性特性的检测系统，其特征在于，包括透视成像模块、扫描测量模块及计算控制模块，所述透视成像模块、扫描测量模块均与所述计算控制模块通讯连接，其中，
所述透视成像模块用于对待检测废物包进行扫描分析，获取所述待检测废物包内的基质和废物的材料和密度三维分布数据；
所述计算控制模块用于根据所述三维分布数据及所述待检测废物包的特征数据，计算得出所述待检测废物包内的线衰减系数的分布数据；所述计算控制模块用于根据所述线衰减系数的分布数据、所述待检测废物包的特征数据及所述扫描测量模块的特征数据，计算得出所述待检测废物包的探测效率矩阵，其中，所述待检测废物包的特征数据包括废物包尺寸数据、包装容器尺寸和材料数据，所述扫描测量模块的特征数据包括几何结构数据、废物包与所述扫描测量模块之间相对布置数据；
所述扫描测量模块用于对所述待检测废物包进行分段扫描测量，获取分段的体素单元的γ射线能谱数据；所述计算控制模块还用于根据所述γ射线能谱数据及所述探测效率矩阵，计算得出所述待检测废物包的放射性核素活度分布数据。
2.根据权利要求1所述的核设施废物包放射性特性的检测系统，其特征在于，所述透视成像模块为X射线透视成像装置。
3.根据权利要求1所述的核设施废物包放射性特性的检测系统，其特征在于，所述扫描测量模块为γ射线扫描测量装置。
4.根据权利要求3所述的核设施废物包放射性特性的检测系统，其特征在于，所述γ射线扫描测量装置包括架体及固定于所述架体上的探测单元阵列，所述探测单元阵列包括多个并列排布的探测器。
5.根据权利要求4所述的核设施废物包放射性特性的检测系统，其特征在于，所述探测器的外表面设有铅屏蔽层。
6.根据权利要求4所述的核设施废物包放射性特性的检测系统，其特征在于，所述架体包括顶壁及连接所述顶壁两端的两个侧壁，所述顶壁及两个侧壁上均固定有探测单元阵列，所述顶壁上的探测单元阵列及其中一个所述侧壁上的探测单元阵列可伸缩设置。
7.根据权利要求6所述的核设施废物包放射性特性的检测系统，其特征在于，所述两个侧壁的远离所述顶壁的一端设置有滑轨，所述滑轨用于实现所述架体与所述待检测废物包的相对运动。
8.一种核电站废物包放射性特性的检测方法，其特征在于，包括如下步骤：
对待检测废物包进行扫描分析，获取所述待检测废物包内的基质和废物的材料和密度三维分布数据；
根据所述三维分布数据及所述待检测废物包的特征数据，计算得出所述待检测废物包内的线衰减系数的分布数据；
根据所述线衰减系数的分布数据、所述待检测废物包的特征数据及扫描测量模块的特征数据，计算得出所述待检测废物包的探测效率矩阵，其中，所述待检测废物包的特征数据包括废物包尺寸数据、包装容器尺寸和材料数据，所述扫描测量模块的特征数据包括几何结构数据、废物包与所述扫描测量模块之间相对布置数据；
对所述待检测废物包进行分段扫描测量，获取分段的体素单元的γ射线能谱数据；
根据所述γ射线能谱数据及所述探测效率矩阵，计算得出所述待检测废物包的放射性核素活度分布数据。
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Legal Events
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|---|---|---|---|
| PB01 | Publication | ||
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| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
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| GR01 | Patent grant | ||
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