CN114236596A - 基于双模探测器系统的核废物包装体自适应扫描方法 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种基于双模探测器系统的核废物包装体自适应扫描方法,包括配置双模探测器系统能量刻度,对核废物包装体进行整装,确定扫描层数和扫描角度;从第一个位置进行测量,将特征γ能谱数据经过MCA多道分析器传输至处理平台;采用改进的高斯峰形函数加直线本底作为响应函数,通过非线性最小二乘拟合,对特征能量峰快速实时分析,并计算出特征能量峰的净峰面积;判断当前净峰面积是否达到设定目标值,若达到则控制核废物包装体旋转或探测器移动到下一个测量位置;重复直至完成所有位置的测量。本发明通过在每个位置测量的特征γ能谱数据实时解析净峰面积,以其统计误差作为反馈,自适应控制测量时间,有效提高了层析γ扫描检测效率。
Description
技术领域
本发明涉及核废物包装体检测技术领域,具体地讲,是涉及一种基于双模探测器系统的核废物包装体自适应扫描方法。
背景技术
随着核能与核技术在各领域的应用,在核染料厂、核电厂、核废物处理厂、军用核设施等涉核单位,不断产生并积存了大量固体核废物,这些固体核废物往往储存在核废物包装体中,例如核废物桶和核废物钢箱中。由于核废物包装后不可拆卸,不允许进行破坏性测试,层析γ扫描技术(Tomographic Gamma Scanning, TGS)是目前针对核废物包装体无损检测的主要技术手段。通过γ射线对核废物包装体进行三维扫描,重建介质线衰减系数分布图像和核素活度分布图像,实现核素的定性、定量和定位分析。但现有TGS系统检测效率低和成像质量差,在实际应用中面临技术瓶颈,应用受限。因此,如何提高测量系统的检测效率是目前TGS技术亟待解决的关键技术问题。
具体来说,例如中国专利申请201910987134.X记载的核废物包装体双模同步扫描检测装置和检测方法中,公开了一种双模探测器系统,可用于核废物包装体的扫描检测。在常规层析γ扫描过程中,为保证全过程的自动化,通常根据核废物密度估计和透射源活度大小情况,提前预设单次测量时间为固定值,这往往会导致对非均匀介质的核废物测量时,在满足能谱数据统计涨落的前提下,密度小的介质由于透射率高,固定时间内的计数远高于密度大的介质,由此造成测量时间的浪费。因此,亟需改进。
发明内容
针对上述现有技术中的问题,本发明提供一种基于双模探测器系统的核废物包装体自适应扫描方法,采用双模探测器系统对非常规核退役废物包装体进行扫描,通过γ能谱特征峰净峰面积实时反馈来调整扫描时间,以提高系统的时间利用率和扫描效率。
为了实现上述目的,本发明采用的技术方案如下:
一种基于双模探测器系统的核废物包装体自适应扫描方法,包括以下步骤:
S10、配置双模探测器系统能量刻度;
S20、对非常规核废物包装体进行整装,确定扫描层数和扫描角度,由此确定扫描位置和扫描次数;
S30、在整装后的非常规核废物包装体的第一个测量位置进行测量;
S40、将测量获得的特征γ能谱数据经过MCA多道分析器传输至处理平台;
S50、根据获得的特征γ能谱数据采用改进的高斯峰形函数加直线本底作为探测器γ能谱的响应函数,通过非线性最小二乘拟合的方法,对特征γ能谱数据的特征能量峰快速实时分析;
S60、根据非线性最小二乘拟合结果对响应函数确定的参数,计算出特征能量峰的净峰面积;
S70、判断计算出的当前净峰面积是否达到设定目标值,若未达到则继续在当前测量位置测量,直至达到设定目标值,若达到则通过在双模探测器系统上配置的PLC控制器控制非常规核废物包装体旋转或移动到下一个测量位置;
S80、重复步骤S30~S70,直至完成该非常规核废物包装体所有测量位置的测量。
具体地,所述步骤S10配置双模探测器系统能量刻度包括:
选取能量范围分布在50~3000keV的已知活度的刻度源,该刻度源为包含137Cs、60Co、22Na、155Eu、152Eu在内的标准源,然后分别对能量刻度模型、能量分辨率刻度模型和效率模型进行刻度。
具体地,所述步骤S20中根据双模探测器系统的分辨精度以及具体的非常规核废物包装体的大小和体积来确定扫描层数和扫描角度,以满足扫描精度和扫描准确度要求,然后按在同一扫描层数内不同扫描角度依次排列和不同扫描层数依次排列的原则进行扫描位置排序。
具体地,所述步骤S30中在该测量位置进行测量的过程包括:
S31、根据双模探测器系统的分辨精度在非常规核废物包装体该测量位置内划分至少一个水平探测位置,通过双模探测器系统配置的单HPGe探测器依次对每个水平探测位置进行透视γ能谱测量;
S32、同时通过双模探测器系统配置的矩阵闪烁体探测器对非常规核废物包装体进行发射γ能谱测量;
S33、整合步骤S31获得的所有透视γ能谱和步骤S32获得的发射γ能谱,完成该测量位置内的所有γ能谱测量。
具体地,在理论上,γ能谱的特征能量峰应该是标准的高斯分布,但基于实际观测发现,由于实际测量中误差的存在,其往往会形成一个偏离高斯分布,因此本发明在此处使用了修正的高斯分布来进行峰形的拟合,即所述步骤S50中响应函数F(x)配置为:
上式中,j =1, 2, 3, …, N, N为峰的个数,a、b为预设的直线本底的参数,m 1和m 2为预先设定的偶数正整数,X j 为高斯峰形的第j个峰的峰位置,Y j 为高斯峰形的第j个峰的峰计数,W j 为第j个峰的半高宽,α1、α2为偏离高斯峰形的参数,α1j 、α2j 分别为第j个峰偏离高斯峰形的参数,其中X j 、Y j 、W j 、α1j 、α2j 为待确定的峰形参数。
具体地,所述步骤S60中计算特征能量峰的净峰面积时,先对响应函数进行非线性最小二乘拟合,确定出峰形参数X j 、Y j 、W j 、α1j 、α2j ,然后根据下式计算第j个特征能量峰的净峰面积:
式中,(m 1-1)!! = 1×3×5× …×(m 1-1),m 1-1为奇数,(m 2-1)!! = 1×3×5×…×(m 2-1),m 2-1为奇数。
具体地,所述步骤S70中当前净峰面积的设定目标值为104,即选定的每一个特征能量峰净峰面积计数都应达到104。
具体地,所述步骤S70中通过在双模探测器系统上配置的PLC控制器控制非常规核废物包装体旋转或移动到下一个测量位置包括:
当同一扫描层数内存在未测量的扫描角度时,下一个测量位置为下一个扫描角度对应的位置,控制非常规核废物包装体旋转到该测量位置;
当同一扫描层数内所有扫描角度均测量时,下一个测量位置为下一个扫描层数中对应第一个扫描角度的位置,控制双模探测器系统的探测器移动以及废物包装体旋转到该位置。
具体地,所述步骤S80中重复步骤S30~S70进行测量的过程按照先在同一扫描层数内不同扫描角度之间依次旋转来调整测量位置,再在不同扫描层数之间依次移动来调整测量位置的方式进行。
与现有技术相比,本发明具有以下有益效果:
(1)本发明有机融合了双模探测器系统,通过在每个测量位置测量的特征γ能谱数据实时解析特征能量峰的净峰面积,以其统计误差作为反馈,自适应控制每个测量位置的测量时间,有效提高了双模探测器系统的扫描检测效率,避免了现有扫描检测过程中固定设置单次测量时间导致浪费的问题。本发明设计巧妙,过程相对简洁,测量准确度好,扫描检测高效,适于在核废物包装体扫描检测中应用。
(2)本发明采用改进的高斯峰形函数加直线本底作为探测器γ能谱的响应函数/峰形函数,通过非线性最小二乘拟合的方法,实现了特征能量峰的快速实时分析,从而有效地确定出响应函数上待求峰形参数,为后续计算净峰面积提供了可靠的数据基础。
(3)本发明通过MCA多道分析器适配不同能量分辨率和探测效率的探测器,使测量获得的特征γ能谱数据能够有效整合并传输至处理平台,保证了数据处理基础的准确性,并采用PCL控制器进一步配置基于特征能量峰的净峰面积的反馈信号作为旋转/移动的依据,提高了核废物包装体扫描检测的自动化程度。
附图说明
图1为本发明-实施例的流程示意图。
图2为本发明-实施例采用的系统的结构框图。
图3为本发明-实施例中双模探测器系统的结构示意图。
图4为本发明-实施例中矩阵探测器的测量示意图。
图5为本发明-实施例中单探测器的测量示意图。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明作进一步说明,本发明的实施方式包括但不限于下列实施例。
实施例
如图1至图5所示,该基于双模探测器系统的核废物包装体自适应扫描方法,采用的双模探测器系统包括单HPGe探测器1、透射源和准直器2、矩阵闪烁体探测器3、旋转平台4、透射平移升降平台5、发射升降平台6,MCA多道分析器,处理平台,以及PLC控制器。该旋转平台用于放置核废物包装体或非常规核废物包装体7,可以根据需求按指定角度自动转动,使其上的核废物包装体相应转动,并受到PLC控制器发送的信号所控制;该透射平移升降平台在旋转平台两侧配置为相对应且同步动作的两套,分别安置单HPGe探测器和透射源和准直器,用于对旋转平台上放置的核废物包装体或非常规核废物包装体进行透射测量,该透射平移升降平台可以根据需求按指定距离水平移动和升降移动,并受到PLC控制器发送的信号所控制;该发射升降平台也配置在旋转平台侧面,用于安置矩阵闪烁体探测器,并对旋转平台上放置的核废物包装体或非常规核废物包装体进行发射测量,该发射升降平台可以根据需求按指定距离升降移动,并受到PLC控制器发送的信号所控制;该MCA多道分析器根据两组探测器的能量分辨率、探测效率等参数分别与单HPGe探测器和NaI矩阵闪烁体探测器,用于接收处理探测器测量的能谱数据并将能谱数据传输至处理平台;该处理平台可以采用计算机,接收了测量所得的能谱数据后对特征能量峰的数据处理,实现特征能量峰的快速实时分析,并自动计算出特征能量峰的净峰面积,以及判断当前净峰面积是否达到设定目标值,达到则向PLC控制器发出进行下一个测量位置移动的控制信号;该PLC控制器可以采用通用的PLC控制器,根据预设的测量位置移动方式进行路径设置,在接收到处理平台发出的控制信号后向旋转平台、透射平移升降平台、发射升降平台发出相应的控制指令。
该基于双模探测器系统的核废物包装体自适应扫描方法,包括以下步骤:
S10、配置双模探测器系统能量刻度;具体包括:选取能量范围分布在50~3000keV的已知活度的刻度源,该刻度源为包含137Cs、60Co、22Na、155Eu、152Eu在内的标准源,然后分别对能量刻度模型、能量分辨率(半高宽)刻度模型和效率模型进行刻度。
S20、对核废物包装体进行整装,安置于旋转平台上;核废物包装体分为常规核废物包装体和非常规核废物包装体,对于常规核退役废物包装体,其具有相对标准的大小和体积,其扫描层数和扫描角度有着较为统一的划分,一般是根据探测器分辨精度的预设标准的扫描层数和扫描角度。对于非常规核废物包装体,其大小和体积不统一,需要结合实际的非常规核废物包装体大小和体积以及探测器的探测立体角来决定;为了便于求出非常规核废物包装体的介质线衰减系数分布以及核素活度分布图像,须对非常规核废物包装体进行体素的划分,体素大小的划分依据综合考虑探测器的探测立体角、准直器尺寸、预期的图像分辨率等因素。例如非常规核废物包装体的三维尺寸为D 1×D 2×h,体素的三维尺寸为d 1×d 2×l,则纵向的扫描层数为h/l,剖面的扫描次数分别为D 1/d 1,D 2/d 2。此时探测器的纵向探测高度也为l,剖面探测宽度为d 1,d 2。对于单HPGe探测器的透射测量其剖面探测角度为θ,则包装体的旋转角度为π/θ。在确定了具体的扫描层数和扫描角度后,即可结合整体的大小和体积确定出具体的扫描位置和扫描次数,然后设定扫描路径,一般是按先在同一扫描层数内不同扫描角度依次排列,再在不同扫描层数依次排列的方式进行扫描位置排序,即可获得扫描路径,如第一个测量位置为第1层的第1个角度,此后的测量位置依次为第1层的第2个角度、第1层的第3个角度、……、第2层的第1个角度、第2层的第2个角度……,以此类推。
S30、在整装后的核废物包装体(非常规核废物包装体)的第一个测量位置进行测量;在该测量位置进行测量的过程包括:
S31、根据双模探测器系统的单HPGe探测器分辨精度在核废物包装体该测量位置内划分至少一个水平探测位置,该水平探测位置的划分基于探测器分辨精度,并结合前述扫描层数和扫描角度的划分,若扫描层数和扫描角度确定的较少,则水平探测位置可以划分的相对较多,若扫描层数和扫描角度确定的较多,则水平探测位置可以划分的相对较少,
通过透射平移升降平台控制单HPGe探测器、透射源和准直器在每个水平探测位置依次平移,使单HPGe探测器依次对每个水平探测位置进行透视γ能谱测量,获得每个水平探测位置的透视γ能谱;例如可以选取外置透射源为152Eu,因其特征能量覆盖范围较广,且彼此有一定间隔,在透射测量投影数据计算中,γ射线能量选取其中的6种,它们的绝对强度相对较高,分别为0.122MeV(28%)、0.344MeV(26.2%)、0.779MeV(12.7%)、0.964MeV(14.23%)、1.112MeV(13.35%)、1.408MeV(20.57%),后续可以通过透射测量得到的γ能谱曲线,计算出上述6个特征峰的峰面积,经过重建得到6个能量下的核废物包装体内介质的线衰减系数分布矩阵;
S32、同时通过双模探测器系统配置的矩阵闪烁体探测器对核废物包装体或非常规核废物包装体进行发射γ能谱测量,获得发射γ能谱;例如包装体内发射源为137Cs时,发射γ射线能量为0.662MeV,后续同样可以计算特征峰的峰面积并根据线衰减系数矩阵完成核素活度分布图像;
S33、整合步骤S31获得的所有透视γ能谱和步骤S32获得的发射γ能谱,完成该测量位置内的所有γ能谱测量,得到特征γ能谱数据。
S40、由于不同探测器的能量分辨率、探测效率等参数不一致,因此MCA多道分析器需要分别与单HPGe探测器和NaI矩阵闪烁体探测器适配;由MCA多道分析器将测量获得的特征γ能谱数据传输至处理平台进行特征能量峰的数据处理。
S50、根据获得的特征γ能谱数据采用改进的高斯峰形函数加直线本底作为探测器γ能谱的响应函数/峰形函数,通过非线性最小二乘拟合的方法,对特征γ能谱数据的特征能量峰快速实时分析;该响应函数/峰形函数配置为:
上式中,j =1, 2, 3, …, N, N为峰的个数,a、b为预设的直线本底的参数,可以通过试验提前测得,m 1为预先设定的偶数正整数,一般情况下可取4,m 2为预先设定的偶数正整数,一般情况下可取12,自变量x为测量能谱数据输入,X j 为高斯峰形的第j个峰的峰位置,Y j 为高斯峰形的第j个峰的峰计数,W j 为第j个峰的半高宽,α1、α2为偏离高斯峰形的参数,α1j 、α2j 分别为第j个峰偏离高斯峰形的参数。
对该响应函数进行非线性最小二乘拟合,即可确定出参数X j 、Y j 、W j 、α1j 、α2j 。
S60、根据对F(x)的非线性最小二乘拟合结果所确定的响应函数参数,计算出特征能量峰的净峰面积;其中,特征能量峰的净峰面积的计算公式为
式中,(m 1-1)!! = 1×3×5× …×(m 1-1),m 1-1为奇数,(m 2-1)!! = 1×3×5×…×(m 2-1),m 2-1为奇数。m 1一般情况下可取4,m 2一般情况下可取12。
特殊的,当α1j =α2j =0时,即为高斯峰形时,A等于1.065W 0 Y 0。
S70、判断计算出的当前净峰面积是否达到设定目标值,按照国标要求,计算特征能量峰的净峰面积统计误差应小于0.5%,根据计算转换,当净峰面积在104以上时可满足统计涨落要求,故将该设定目标值配置为104,即选定的每一个特征能量峰净峰面积计数都应达到104;若未达到则继续在当前测量位置测量,直至达到设定目标值,若达到则通过在双模探测器系统上配置的PLC控制器控制非常规核废物包装体旋转或移动到下一个测量位置,如此在面对非均匀介质的核废物测量时可以自适应地有效缩短部分扫描测量时间,从整体上提高扫描效率;
具体来说,当同一扫描层数内存在未测量的扫描角度时,下一个测量位置为下一个扫描角度对应的位置,控制非常规核废物包装体旋转到该测量位置;
当同一扫描层数内所有扫描角度均测量时,下一个测量位置为下一个扫描层数中对应第一个扫描角度的位置,控制双模探测器系统的探测器(单HPGe探测器和NaI矩阵闪烁体探测器)移动到该位置,必要时也可配合非常规核废物包装体的旋转。
S80、重复步骤S30~S70,即进行测量的过程按照先在同一扫描层数内不同扫描角度之间依次旋转来调整测量位置,再在不同扫描层数之间依次移动来调整测量位置的方式进行,直至完成该核废物包装体所有测量位置的测量。
例如在一个扫描层中,完成一个测量位置的所有γ能谱测量后,以设定的固定角度单步旋转核废物包装体,进入下一个测量位置继续测量,重复该过程直至该核废物包装体被步进旋转一周,即完成了该扫描层内所有扫描角度的γ能谱测量;此后上升单HPGe探测器和NaI矩阵闪烁体探测器及对应的透射源和准直器,进行下一个扫描层的测量,按前述单层内扫描测量的过程完成该扫描层内所有扫描角度的γ能谱测量,此后继续上升单HPGe探测器和NaI矩阵闪烁体探测器及对应的透射源和准直器,并测量下一个扫描层,直至最后一个扫描层,完成所有探测高度位置和扫描角度的γ能谱测量,实现对整个核废物包装体的扫描。
通过本发明的设计,在采用双模探测器系统对核废物包装体进行层析γ扫描时,不再需要预先设置单次测量时间为固定值,而是根据实时扫描检测到的特征γ能谱数据计算其净峰面积,并实时反馈PLC控制器以调整测量位置,尤其是对于非均匀介质的核废物,在其中的某些测量位置可以大幅度缩减测量时间,从而整体上提供了双模探测器系统扫描的时间利用率和效率。
上述实施例仅为本发明的优选实施例,并非对本发明保护范围的限制,但凡采用本发明的设计原理,以及在此基础上进行非创造性劳动而做出的变化,均应属于本发明的保护范围之内。
Claims (9)
1.一种基于双模探测器系统的核废物包装体自适应扫描方法,其特征在于,包括以下步骤:
S10、配置双模探测器系统能量刻度;
S20、对非常规核废物包装体进行整装,确定扫描层数和扫描角度,由此确定扫描位置和扫描次数;
S30、在整装后的非常规核废物包装体的第一个测量位置进行测量;
S40、将测量获得的特征γ能谱数据经过MCA多道分析器传输至处理平台;
S50、根据获得的特征γ能谱数据采用改进的高斯峰形函数加直线本底作为探测器γ能谱的响应函数,通过非线性最小二乘拟合的方法,对特征γ能谱数据的特征能量峰快速实时分析;
S60、根据非线性最小二乘拟合结果对响应函数确定的参数,计算出特征能量峰的净峰面积;
S70、判断计算出的当前净峰面积是否达到设定目标值,若未达到则继续在当前测量位置测量,直至达到设定目标值,若达到则通过在双模探测器系统上配置的PLC控制器控制非常规核废物包装体旋转或移动到下一个测量位置;
S80、重复步骤S30~S70,直至完成该非常规核废物包装体所有测量位置的测量。
2.根据权利要求1所述的基于双模探测器系统的核废物包装体自适应扫描方法,其特征在于,所述步骤S10配置双模探测器系统能量刻度包括:
选取能量范围分布在50~3000keV的已知活度的刻度源,该刻度源为包含137Cs、60Co、22Na、155Eu、152Eu在内的标准源,然后分别对能量刻度模型、能量分辨率刻度模型和效率模型进行刻度。
3.根据权利要求1所述的基于双模探测器系统的核废物包装体自适应扫描方法,其特征在于,所述步骤S20中根据双模探测器系统的分辨精度以及具体的非常规核废物包装体的大小和体积来确定扫描层数和扫描角度,以满足扫描精度和扫描准确度要求,然后按在同一扫描层数内不同扫描角度依次排列和不同扫描层数依次排列的原则进行扫描位置排序。
4.根据权利要求1所述的基于双模探测器系统的核废物包装体自适应扫描方法,其特征在于,所述步骤S30中在该测量位置进行测量的过程包括:
S31、根据双模探测器系统的分辨精度在非常规核废物包装体该测量位置内划分至少一个水平探测位置,通过双模探测器系统配置的单HPGe探测器依次对每个水平探测位置进行透视γ能谱测量;
S32、同时通过双模探测器系统配置的矩阵闪烁体探测器对非常规核废物包装体进行发射γ能谱测量;
S33、整合步骤S31获得的所有透视γ能谱和步骤S32获得的发射γ能谱,完成该测量位置内的所有γ能谱测量。
7.根据权利要求6所述的基于双模探测器系统的核废物包装体自适应扫描方法,其特征在于,所述步骤S70中当前净峰面积的设定目标值为104。
8.根据权利要求6所述的基于双模探测器系统的核废物包装体自适应扫描方法,其特征在于,所述步骤S70中通过在双模探测器系统上配置的PLC控制器控制非常规核废物包装体旋转或移动到下一个测量位置包括:
当同一扫描层数内存在未测量的扫描角度时,下一个测量位置为下一个扫描角度对应的位置,控制非常规核废物包装体旋转到该测量位置;
当同一扫描层数内所有扫描角度均测量时,下一个测量位置为下一个扫描层数中对应第一个扫描角度的位置,控制双模探测器系统的探测器移动到该位置。
9.根据权利要求8所述的基于双模探测器系统的核废物包装体自适应扫描方法,其特征在于,所述步骤S80中重复步骤S30~S70进行测量的过程按照先在同一扫描层数内不同扫描角度之间依次旋转来调整测量位置,再在不同扫描层数之间依次移动来调整测量位置的方式进行。
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Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN116611026A (zh) * | 2023-05-25 | 2023-08-18 | 中国自然资源航空物探遥感中心 | 一种航空 γ 能谱数据融合处理方法和系统 |
GB2622844A (en) * | 2022-09-29 | 2024-04-03 | Univ Of Lancaster | Method and apparatus for determining attributes of a source of radiation |
Citations (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0208250A2 (en) * | 1985-07-11 | 1987-01-14 | Westinghouse Electric Corporation | Characterization system for radioactive wastes |
WO2002099459A1 (en) * | 2001-06-04 | 2002-12-12 | William K. Warburton | Method and apparatus for baseline correction in x-ray and nuclear spectroscopy systems |
US20120134459A1 (en) * | 2010-11-29 | 2012-05-31 | Takahiro Tadokoro | Gamma scanning apparatus |
CN104536029A (zh) * | 2015-01-28 | 2015-04-22 | 成都理工大学 | 基于多个NaI(T1)探测器的放射性物质二维定位方法 |
CN104714245A (zh) * | 2015-02-09 | 2015-06-17 | 上海交通大学 | 中低放射性废物桶测量的半层析伽玛扫描方法 |
CN107219547A (zh) * | 2017-05-26 | 2017-09-29 | 西南科技大学 | 利用逐步逼近SNIP计算扣除γ能谱全谱本底的方法 |
CN108635595A (zh) * | 2018-07-04 | 2018-10-12 | 东华大学 | 基于光响应聚合的超小氧化铁纳米探针及其制备和应用 |
CN110361770A (zh) * | 2019-07-19 | 2019-10-22 | 四川轻化工大学 | 扇形阵列探测器层析γ扫描核废物桶检测装置及检测方法 |
CN110703307A (zh) * | 2019-10-17 | 2020-01-17 | 四川轻化工大学 | 核废物包装体双模同步扫描检测装置和检测方法 |
CN111580147A (zh) * | 2020-03-31 | 2020-08-25 | 中国原子能科学研究院 | 一种基于非破坏性γ能谱法的核材料滞留量分析方法 |
-
2021
- 2021-12-30 CN CN202111641189.9A patent/CN114236596B/zh active Active
Patent Citations (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0208250A2 (en) * | 1985-07-11 | 1987-01-14 | Westinghouse Electric Corporation | Characterization system for radioactive wastes |
WO2002099459A1 (en) * | 2001-06-04 | 2002-12-12 | William K. Warburton | Method and apparatus for baseline correction in x-ray and nuclear spectroscopy systems |
US20120134459A1 (en) * | 2010-11-29 | 2012-05-31 | Takahiro Tadokoro | Gamma scanning apparatus |
CN104536029A (zh) * | 2015-01-28 | 2015-04-22 | 成都理工大学 | 基于多个NaI(T1)探测器的放射性物质二维定位方法 |
CN104714245A (zh) * | 2015-02-09 | 2015-06-17 | 上海交通大学 | 中低放射性废物桶测量的半层析伽玛扫描方法 |
CN107219547A (zh) * | 2017-05-26 | 2017-09-29 | 西南科技大学 | 利用逐步逼近SNIP计算扣除γ能谱全谱本底的方法 |
CN108635595A (zh) * | 2018-07-04 | 2018-10-12 | 东华大学 | 基于光响应聚合的超小氧化铁纳米探针及其制备和应用 |
CN110361770A (zh) * | 2019-07-19 | 2019-10-22 | 四川轻化工大学 | 扇形阵列探测器层析γ扫描核废物桶检测装置及检测方法 |
CN110703307A (zh) * | 2019-10-17 | 2020-01-17 | 四川轻化工大学 | 核废物包装体双模同步扫描检测装置和检测方法 |
CN111580147A (zh) * | 2020-03-31 | 2020-08-25 | 中国原子能科学研究院 | 一种基于非破坏性γ能谱法的核材料滞留量分析方法 |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
龚建,郝樊华,熊宗华: "相对效率法同位素丰度分析的研究" * |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB2622844A (en) * | 2022-09-29 | 2024-04-03 | Univ Of Lancaster | Method and apparatus for determining attributes of a source of radiation |
CN116611026A (zh) * | 2023-05-25 | 2023-08-18 | 中国自然资源航空物探遥感中心 | 一种航空 γ 能谱数据融合处理方法和系统 |
CN116611026B (zh) * | 2023-05-25 | 2024-01-09 | 中国自然资源航空物探遥感中心 | 一种航空γ能谱数据融合处理方法和系统 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN114236596B (zh) | 2023-06-30 |
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