核电厂放射性固体废物桶外γ测量重要影响因素的探讨

雷强，刘哲，蒋婧，何玮，徐琛，郑国文

(1.生态环境部核与辐射安全中心，北京，102445；2.福建福清核电有限公司，福建 福清，350300；3.中国原子能科学研究院，北京，102413)

我国国家标准《低、中水平放射性固体废物近地表处置安全规定》(GB 9132—2018)规定，近地表处置的放射性固体废物活度浓度应符合我国放射性废物分类的相关规定，满足处置场的接收准则。核电厂产生的放射性固体废物，根据形态可分为湿废物和干废物，湿废物包括废离子交换树脂、蒸发器浓缩液等，干废物包括被污染的擦拭材料、工作服、纸、塑料以及来自通风系统的空气过滤器等。不同类型的核电厂所产生的放射性固体废物的类型和活度水平有所差异。因此如何经济而有效地获取不同放射性固体废物中的核素种类和准确的活度浓度，以证明可满足近地表处置场的接收要求，是核电厂亟待解决的问题。

1 固体废物测量方法

核电厂产生的γ放射性固体桶装废物的活度(浓度)可以采取多种方法获取，常用的有直接取样测量法、剂量率推算法、关键核素(推算)法、桶外测量法等。

桶外γ谱测量方法，是在不破坏废物的理化性质的情况下，使用γ辐射探测器对废物桶进行桶外直接测量，进行现场快速核素识别，不但能快速发现放射性水平的变化，而且能直观了解放射性核素的种类和活度，是目前国际上核电厂最主要的放射性固体废物测量技术手段。桶外γ测量方法主要有整体γ射线测量系统(Integrated Gamma Scanning，IGS)、分段γ射线扫描测量系统(Segment Gamma Scanning，SGS)和层析γ射线扫描测量系统(Tomographic Gamma Scanning，TGS)三种类型。……