核材料库房监控技术

核材料库房的安全监控关系到国家机密和公众安全。有效的核材料库房监控系统包括：出入口检测单元、室内检测单元、门禁单元和主控单元，如图1。其中，室内检测单元通过对核材料库房内4个不同位置的谛吾射强度进行实时检测，将检测结果核对一定的关系式，判断核材料库房内有无放射性转移；出入口检测单元，当有人进入门禁时，对库房出入口处的γ辐射强度进行实时检测，根据检测检测结果判断进出人员有无携带放射性；门禁单元主要是对非授权活动进行控制；主控单元主要是实现出入口检测和室内检测单元与门禁单元的通讯和程序关联，指定门禁当前的状态。     

用γ计数率的变化定位核元件的技术研究

用标准放射源进行模拟核材料库房监控实验,当放射源被转移出系统的时候,在不同位置探测了γ计数率变化,根据γ计数率变化的距离平方反比规律实现了被转移的放射源的定位,并估算了该放射源的源强.     

通过惰性气体氙判断核试验信息的方法

全面禁止核试验条约的达成是防止核武器扩散的重要手段. 如何判断一次核试验的发生是一个关键课题. 研究了基于测量惰性气体氙同位素^133mXe,¹³³Xe,¹³⁵Xe和^131mXe来鉴别核试验和民用反应堆泄漏的方法. 通过分析这些处于复杂衰变链上核素的数量随时间的变化,寻找核试验与反应堆泄露事件的区别. 对两次朝鲜可疑的事件进行了测量和分析. 为了验证理论计算结果,设计了一次热中子辐照钚的模拟实验. 关键词： 全面禁止核试验条约核查 气体裂变产物 核试验判据 惰性气体氙核素     

脉冲快热中子分析时序优化理论研究

源中子脉冲的脉宽和滞空是脉冲快热中子分析技术的两个关键时序参数,但目前国内外还没有针对上述参数的量化评估及设置方法的相关文献报道。针对这一现状,定义了时序优化的量化评估函数,进而建立了一种时序参数优化的理论解析模型,并通过将待测目标物与周边介质等效为线性时不变系统,简化了计算过程。从数学上证明了基于该模型获取的中子脉冲的最优脉宽和滞空应相等。以美国研制的脉冲中子元素分析仪应用于地雷探测时的场景为例,获取了该场景下的最优时序参数,并论证了该模型对环境介质、探测布局的适应性。结果表明,该理论模型能快速有效地获取特定应用场景下的最优时序参数,且对探测背景、探测布局均具有较强的适应性。提出的理论模型可为脉冲快热中子分析技术应用于物料分析、违禁品探测、地雷探测等领域提供参考。     

Pu300能量窗钚年龄算法

美国LLNL提出了采用钚材料γ谱的330—350keV(Pu300)能量窗计算钚年龄, 用此能量窗建立了相关钚年龄算法, 并对几个不同样品的谱数据进行了计算, 并将其结果与PC/FRAM的结果进行比较, 结果表明两者吻合得比较好.     

核材料监控过程中虚警率

核材料监控是通过连续测量核材料周围的辐射强度（每次测量时间相同），将辐射强度数据代入报警判据，如果报警判据成立就给出报警。虚警是在辐射场没有实际的变化情形下核材料监控系统由于统计涨落、仪器工作状态不稳定和其他偶然因素引起的报警，监控次数是监控过程中核对报警判据的次数。虚警率是虚警次数与监控次数的比值。     

热中子分析探雷的中子源慢化装置设计与优化

与传统的地雷探测技术相比,热中子分析(Thermal Neutron Analysis,简称TNA) 探雷技术具有准确率高、虚警率低和对环境适应性强的特点,但探测速度较慢,制约了其广泛应用。为了提高地雷位置处的慢热中子通量,缩短探测时间,提出了一种基于252Cf 的中子源慢化装置设计构型,主要包含中子慢化层、中子反射层、本底 屏蔽层和侧向中子吸收层4 个部分。采用数值模拟的方法比较了4种常用中子慢化(反射) 材料的性能,优选高密度聚乙烯作为慢化材料,石墨作为反射材料。同时,为了满足辐射安全要求,对屏蔽材料的结构进行了优化计算。按照设计构型搭建了TNA 探雷实验平台。在104 n/s 中子源强下优化了慢化层和反射层的厚度,测试了装置慢化效能,在107 n/s 中子源强下评估了装置辐射安全性能。结果表明,采用该装置可使地雷位置处的慢热中子通量提升11 倍以上,并能有效保障辐射安全。Compared with the traditional landmine detection methods, Thermal Neutron Analysis (TNA) landmine detection has the advantages of high accuracy, low false alarm rate and strong adaptability to the environmental change.But the long detection time restrict the wide application of this technology. In order to shorten the detection time, one possible design of neutron moderation device based on 252Cf neutron source is proposed to enhance the moderated neutronflux in mine position. The device consists of four parts, the neutron moderator, the neutron reflector, the background shield and the useless neutron absorbing layer. Then, the performance of four widely used materials in neutronics was compared with MCNP5 code, and HDPE was chosen as the neutron moderator material, graphite as the neutron reflector material. The thickness of the useless neutron absorbing layer was optimized at the same time. Finally, an experimental platform of 252Cf neutron moderation device was assembled on the basis of simulation results, and a series of experiments were carried out to optimize the geometric dimensions and evaluate the dose equivalent with two different strengths neutron source, 104 and 107 n/s. The results indicate that this device can effectively enhance the thermal neutron flux at mine position by more than 11 times and ensure the radiation safety.     

钚部件属性γ射线综合测量原型系统

通过γ射线辐射探测、能谱分析和信息屏障等技术集成，建立了一套可用于核裁军核查的钚部件的钚存在、武器级钚和年龄属性的HAM-1型γ射线综合测量系统.在不泄漏核部件敏感设计信息的前提下，探测核部件是研制HAM-1型γ射线综合测量系统的基本出发点.根据信息屏障的设计要求，选用ARM微处理器作HAM-1的控制中心，自行研发了高分辨γ能谱的解谱分析技术和属性分析技术，编制了HAM-1型γ射线综合测量系统的应用软件，实现了能谱采集、数据分析、结果显示的自动化和核部件敏感设计信息的保护. 关键词： 钚部件 属性测量 信息屏障 γ射线综合测量系统     

基于均值向量检验法的模板比较算法

模板比较算法是核弹头及其核部件模板识别技术的一项关键技术.文中介绍了一种基于均值向量检验法的高分辨γ能谱指纹模板比较算法,并用放射源对其进行了有效性检验.检验结果表明,该算法是有效的,能够准确识别不同强度、不同组成的辐射源.研究还就模板构型的设计提出了两条建议. 关键词： 模板比较算法 模板识别技术 能谱指纹 均值向量检验法