point sources randomly distributed

point sources randomly distributed in the drum volume rather
than a single localized source (Venkataraman et al., 2005).
3.2. Application of the approach to waste drums with homogeneous
matrix using synthetic data
The approach was applied to the measurement of 220-Litre waste
drums with homogeneous matrix containing
137
Cs or
60
Co which are
key nuclides in radioactive waste assays. The integral Eq. (1) was
discretized usingN¼77¼49 voxels. Values for the components of
the vectorRpeakcorresponding to energies of interest (662 keV—137
Cs;
1173 and 1332—60
Co) were calculated ford1¼75,100,125,150 cm
(kmax¼4) andz0¼22,33,44,55,66 cm (lmax¼5), whered1¼dRis the
distance between the detector and the drum wall.
Results regarding the stability of the approach are shown in
Table 2. In this table, calculated values of the standard deviation of
LT, corresponding to
137
Cs and
60
Co, are given for single, duplicate
and triplicate measurements. For each value ofNRS, the standard
deviation was calculated for three values of the waste density and
three types of activity distributions (AD1, AD2 and AD3). As one
can see fromTable 2, the stability of the approach depends not
only on the noise level, the waste density and the type of activity
distribution but also on the nuclide. Thus, the stability of the
approach is better in the case of
60
Co than in the case of
137
Cs. From
numerical tests we found that the stability depends both on the
number of gamma rays emitted by the nuclide and the difference
between their energies. A very good stability is obtained for multigamma emitters with big differences between energies. Also,
Table 2shows that small values for the standard deviation ofLT
are obtained only for low values of the waste density andNRS.
Using duplicate or triplicate measurements, the stability is significantly improved. A good stability is obtained for AD2 activity
distribution but the regularization error is large in this case.
Results regarding the accuracy of the approach for a set of
1000 waste drums with homogeneous matrix containing AD4
different activity distributions are shown inTable 3. In this table,
the average value ofLT, the associated standard deviation and the
95% coverage interval, corresponding to
137
Cs and
60
Co, are given
for different values of the waste density and NRS.InTable 3are
also shown, for comparison, the results obtained with the classical method (integral gamma scanning method based on the
assumption of homogeneity) using the same activity distributions. We can see fromTable 3that the accuracy of the approach
corresponding to
60
Co is better than that corresponding to
137
Cs,
as expected. Both for
137
Cs and
60
Co, the approach is satisfactory
because the average value of LT is close to the true value
LT¼10 MBq (seeSection 3.1). Hence, in contrast with the classical
method, the new approach does not overestimate significantly
the overall activity in a set of waste drums containing randomly
distributed sources (Rottner, 2007). Also, the new approach has
smaller standard deviations and narrower coverage intervals than
the classical method in the case of
60
Co. The same results were
obtained for
137
Cs but only forNRS¼0.01. However, standard
Table 1

Kết quả (Việt) 1:

điểm nguồn phân phối ngẫu nhiên trong tập trống thay vìhơn một bản địa hoá nguồn (Venkataraman và ctv., 2005).3.2. áp dụng phương pháp tiếp cận để lãng phí trống với đồng nhấtma trận bằng cách sử dụng tổng hợp dữ liệuCách tiếp cận được áp dụng để đo lường chất thải 220-líttrống với ma trận đồng nhất có137CS hoặc60Co cóchính nuclides trong thử nghiệm chất thải phóng xạ. Là không thể thiếu Eq. (1)discretized usingN¼7 7¼49 voxels. Giá trị cho các thành phần củavectorRpeakcorresponding để năng lượng của lãi suất (662 keV — 137CS;1173 và 1332 — 60Co) là tính ford1¼75, 100, 125, 150 cmandz0¼22 (kmax¼4), 33, 44, 55, 66 cm (lmax¼5), whered1¼d Ris cáckhoảng cách giữa các máy dò và các bức tường trống.Kết quả liên quan đến sự ổn định của cách tiếp cận được hiển thị trongBảng 2. Trong bảng này, tính toán giá trị của độ lệch chuẩn củaLT, tương ứng với137CS và60Co, được đưa ra trong đĩa đơn, trùng lặpvà đo lường triplicate. Đối với mỗi giá trị ofNRS, các tiêu chuẩnđộ lệch đã được tính toán với 3 giá trị của mật độ chất thải vàba loại hoạt động phân phối (AD1, AD2 và AD3). Như là mộtcó thể nhìn thấy fromTable 2, sự ổn định của các phương pháp phụ thuộc khôngchỉ vào mức độ tiếng ồn, mật độ chất thải và loại hoạt độngphân phối mà còn trên nuclid. Vì vậy, sự ổn định của cácphương pháp tiếp cận là tốt hơn trong trường hợp của60Co hơn trong trường hợp của137CS. từsố thử nghiệm chúng tôi tìm thấy rằng sự ổn định phụ thuộc cả hai vào cácsố lượng tia gamma phát ra bởi nuclid và sự khác biệtgiữa năng lượng của họ. Một sự ổn định tốt thu được cho các bức xạ multigamma với sự khác biệt lớn giữa năng lượng. Ngoài ra,Bảng 2shows nhỏ đó giá trị cho độ lệch chuẩn ofLTthu được chỉ dành cho các giá trị thấp của chất thải mật độ andNRS.Sử dụng phép đo trùng lặp hoặc triplicate, sự ổn định được cải thiện đáng kể. Một sự ổn định tốt thu được cho hoạt động AD2phân phối nhưng lỗi regularization là lớn trong trường hợp này.Kết quả liên quan đến tính chính xác của phương pháp tiếp cận cho một tập hợp các1000 lãng phí trống với ma trận đồng nhất có AD4phân phối các hoạt động khác nhau được hiển thị inTable 3. Trong bảng này,ofLT giá trị trung bình, độ lệch chuẩn liên quan và cáckhoảng thời gian bảo hiểm 95%, tương ứng với137CS và60Co, được đưa racho các giá trị khác nhau của chất thải mật độ và NRS. InTable 3arecũng hiển thị, để so sánh, kết quả thu được với các phương pháp cổ điển (không thể tách rời gamma quét phương pháp dựa trên cácgiả định của tính đồng nhất) bằng cách sử dụng phân phối hoạt động tương tự. Chúng ta có thể thấy fromTable 3that tính chính xác của các phương pháptương ứng với60Co là tốt hơn so với đó tương ứng với137CS,như mong đợi. Cả hai cho137CS và60Co, phương pháp tiếp cận là đạt yêu cầubởi vì giá trị trung bình của LT là gần với giá trị thựcLT¼10 MBq (seeSection 3.1). Do đó, trái ngược với các cổ điểnphương pháp, cách tiếp cận mới không đánh giá cao một cách đáng kểCác hoạt động chung trong một tập hợp các chất thải trống có ngẫu nhiênphân phối nguồn (Rottner, 2007). Ngoài ra, phương pháp tiếp cận mới cóđộ lệch chuẩn nhỏ hơn và hẹp hơn phạm vi bảo hiểm khoảng hơnphương pháp cổ điển trong trường hợp của60Công ty Kết quả tương tựthu được cho137CS nhưng chỉ forNRS¼0.01. Tuy nhiên, tiêu chuẩnBảng 1

Kết quả (Việt) 2:

nguồn điểm phân bố ngẫu nhiên trong khối lượng trống chứ không phải
là một nguồn địa hoá đơn (Venkataraman et al., 2005).
3.2. Áp dụng phương pháp này để lãng phí trống đồng nhất với
ma trận bằng cách sử dụng dữ liệu tổng hợp
Phương pháp này đã được áp dụng để đo 220-Litre thải
trống với ma trận đồng nhất chứa
137
Cs hoặc
60
Co là
nuclides trọng trong các xét nghiệm chất thải phóng xạ. Các phương trình tích phân. (1) đã được
rời rạc hóa usingN¼7? 7¼49 voxels. Giá trị cho các thành phần của
các vectorRpeakcorresponding đến năng lượng của lãi suất (662 keV-137
Cs;
1173 và 1332-1360
Co) được tính toán ford1¼75,100,125,150 cm
(kmax¼4) andz0¼22,33,44,55,66 cm (lmax¼5), whered1¼d? Ris các
khoảng cách giữa các máy dò và bức tường trống.
Kết quả liên quan đến sự ổn định của phương pháp này được trình bày trong
Bảng 2. Trong bảng này, tính toán các giá trị của độ lệch chuẩn của
LT, tương ứng với
137
Cs và
60
Co, được đưa ra cho duy nhất, trùng lặp
và các số đo ba lần. Đối với mỗi giá trị ofNRS, tiêu chuẩn
độ lệch đã được tính toán cho ba giá trị của mật độ chất thải và
ba loại hoạt động phân phối (AD1, tuyến AD2 và AD3). Là một trong những
có thể nhìn thấy fromTable 2, sự ổn định của phương pháp này phụ thuộc không
chỉ vào mức độ tiếng ồn, mật độ chất thải và các loại hình hoạt động
phân phối, nhưng cũng trên nuclide. Như vậy, sự ổn định của
phương pháp tiếp cận là trong trường hợp của hơn
60
Co hơn trong trường hợp của
137
Cs. Từ
bài kiểm tra toán, chúng tôi thấy rằng sự ổn định phụ thuộc cả vào
số lượng của các tia gamma phát ra bởi các nuclide và sự khác biệt
giữa năng lực của mình. Một sự ổn định rất tốt thu được cho bộ phát multigamma với sự khác biệt lớn giữa năng lượng. Ngoài ra,
Bảng 2shows rằng giá trị nhỏ cho độ lệch chuẩn ofLT
thu được chỉ cho các giá trị thấp của andNRS mật độ chất thải.
Sử dụng trùng lặp hoặc các phép đo ba lần, sự ổn định được cải thiện đáng kể. Một sự ổn định tốt thu được cho hoạt động tuyến AD2
phân phối nhưng lỗi chính quy là lớn trong trường hợp này.
Kết quả liên quan đến độ chính xác của phương pháp tiếp cận đối với một bộ
1.000 thùng rác với ma trận đồng nhất chứa AD4
phân phối hoạt động khác nhau được thể hiện inTable 3. Trong bảng này,
các ofLT giá trị trung bình, độ lệch chuẩn có liên quan và các
khoảng thời gian bao phủ 95%, tương ứng với
137
Cs và
60
Co, được trao tặng
cho các giá trị khác nhau của mật độ chất thải và NRS.InTable 3are
cũng được hiển thị, để so sánh, kết quả thu được với các cổ điển phương pháp (phương pháp quét gamma thiếu dựa trên các
giả định về tính đồng nhất) bằng cách sử dụng phân phối hoạt động giống nhau. Chúng ta có thể nhìn thấy fromTable 3that tính chính xác của các phương pháp tiếp cận
tương ứng với
60
Co là tốt hơn so với tương ứng với
137
Cs,
như mong đợi. Cả hai cho
137
Cs và
60
Co, cách tiếp cận này là thỏa đáng
bởi vì giá trị trung bình của LT là gần với giá trị thực
LT¼10 MBq (seeSection 3.1). Do đó, trái ngược với các cổ điển
phương pháp, cách tiếp cận mới không đánh giá quá cao đáng kể
các hoạt động chung trong một bộ trống thải có chứa ngẫu nhiên
các nguồn phân phối (Rottner, 2007). Ngoài ra, các phương pháp tiếp cận mới có
độ lệch chuẩn nhỏ hơn và khoảng cách phủ sóng hẹp hơn so với
phương pháp cổ điển trong trường hợp của
60
Công ty Các kết quả tương tự đã
thu được
137
Cs nhưng chỉ forNRS¼0.01. Tuy nhiên, tiêu chuẩn
Bảng 1