1. IntroductionIntegral gamma scann

1. Introduction
Integral gamma scanning method is routinely used to characterize the nuclide inventory of radioactive waste packages
because it is simple, fast and cheap (IAEA, 2007). The classical
integral gamma scanning method involves only one detector and
the waste drum is usually rotated continuously during the
spectrum acquisition. A single measurement is performed and
the peak efficiency is calculated on the basis of the simplifying
assumption of waste homogeneity. This assumption may lead to
large errors of measurement (Bronson et al., 2008;Rottner, 2007).
The paper presents a new approach in the integral gamma
scanning of rotating waste drums based on solving a first-kind
Fredholm integral equation using a small number of measurements. It aims at extending the applicability of the integral
gamma scanning method to the measurement of waste drums
with relatively homogeneous matrix and heterogeneous activity
distribution at the expense of performing several measurements.
A model for computing the peak efficiency was developed to
discretize the first-kind Fredholm integral equation and obtain an
ill-conditioned system of equations which was solved using the
Tikhonov regularization with non-negativity constraint.
The performance of the approach was firstly investigated using
synthetic data. Numerical experiments show that accurate results
can be obtained in the measurement of waste drums with
relatively homogeneous matrix and heterogeneous activity distributions especially for nuclides emitting two or more gamma
rays. Also, numerical experiments show that reasonable results
can be obtained for multi-gamma emitters even if the mass
distributions are highly heterogeneous.
The approach was applied to the activity measurement of a
certified linear
152
Eu source placed at different radial positions into a
220-Litre drum filled with cement. Accurate results were obtained
using only few measurements for each position of the source.

Kết quả (Việt) 1:

1. giới thiệuKhông thể tách rời gamma quét phương pháp thường được sử dụng để mô tả hàng tồn kho nuclid của gói chất thải phóng xạbởi vì nó là đơn giản, nhanh và giá rẻ (IAEA, 2007). Các cổ điểnkhông thể tách rời gamma quét phương pháp liên quan đến việc chỉ có một máy dò vàchất thải trống thường được quay liên tục trong cácmua lại phổ. Một thước đo duy nhất được thực hiện vàhiệu quả cao điểm được tính trên cơ sở các đơn giản hoágiả định của chất thải tính đồng nhất. Giả định này có thể dẫn đếnlỗi lớn của đo lường (Bronson et al., năm 2008; Rottner, 2007).Giấy trình bày một cách tiếp cận mới trong gamma tích phânchức năng quét của Luân phiên trống chất thải dựa trên giải quyết đầu tiên loạiFredholm không thể tách rời các phương trình bằng cách sử dụng một số lượng nhỏ của các phép đo. Nó nhằm mục đích mở rộng các ứng dụng của tích phânGamma quét các phương pháp để đo lường chất thải trốngvới các ma trận tương đối đồng nhất và không đồng nhất hoạt độngphân phối tại các chi phí thực hiện một số đo lường.Một mô hình tính toán hiệu quả cao điểm đã được phát triển đểdiscretize đầu tiên Fredholm phương trình tích phân và có được mộtill-lạnh hệ phương trình mà đã được giải quyết bằng cách sử dụng cácTikhonov regularization với tiêu cực không hạn chế.Hiệu suất của các phương pháp thứ nhất được điều tra bằng cách sử dụngdữ liệu tổng hợp. Số thí nghiệm Hiển thị chính xác kết quảcó thể thu được trong đo đạc chất thải trống vớima trận tương đối đồng nhất và không đồng nhất hoạt động phân phối đặc biệt là cho nuclides phát ra hai hoặc nhiều gammatia. Ngoài ra, số thí nghiệm Hiển thị đó hợp lý kết quảcó thể thu được cho bức xạ gamma đa ngay cả khi khối lượngphân phối là rất không đồng nhất.Cách tiếp cận được áp dụng để đo lường hoạt động của mộtchứng nhận tuyến tính152EU nguồn được đặt ở vị trí xuyên tâm khác nhau vào một220-lít trống đầy xi măng. Kết quả chính xác đã được thu đượcsử dụng các chỉ số đo cho mỗi vị trí của nguồn.

Kết quả (Việt) 2:

1. Giới thiệu
phương pháp quét gamma Integral thường được sử dụng để mô tả các hàng tồn kho nuclide gói chất thải phóng xạ
vì nó là đơn giản, nhanh chóng và rẻ tiền (IAEA, 2007). Các cổ điển
không thể thiếu phương pháp quét gamma chỉ liên quan đến một máy dò và
trống thải thường được quay liên tục trong quá trình
mua lại quang phổ. Một thước đo duy nhất được thực hiện và
hiệu quả cao điểm được tính toán trên cơ sở đơn giản hóa
giả định về tính đồng nhất chất thải. Giả định này có thể dẫn đến
sai sót lớn về đo lường (Bronson et al, 2008;. Rottner, 2007).
Bài báo trình bày một cách tiếp cận mới trong gamma thể thiếu
chức năng quét của xoay trống thải dựa vào giải quyết một đầu loại
Fredholm phương trình tích sử dụng nhỏ số đo. Nó nhằm mục đích mở rộng khả năng ứng dụng của tích phân
phương pháp quét gamma để đo trống thải
với ma trận tương đối đồng nhất và hoạt động không đồng nhất
phân phối tại các chi phí thực hiện một số phép đo.
Một mô hình cho tính toán hiệu suất cao nhất được phát triển để
rời rạc hóa Fredholm đầu tiên loại phương trình tích và có được một
hệ thống bệnh lạnh của phương trình đó đã được giải quyết bằng cách sử dụng
quy tắc hóa Tikhonov với phi tiêu cực hạn chế.
Việc thực hiện phương pháp này lần đầu tiên được nghiên cứu sử dụng
dữ liệu tổng hợp. Thí nghiệm số cho thấy rằng kết quả chính xác
có thể thu được trong phép đo trống thải với
ma trận tương đối đồng nhất và phân phối hoạt động không đồng nhất đặc biệt là cho nuclides phát ra hai hoặc nhiều gamma
tia. Ngoài ra, các thí nghiệm số cho thấy rằng kết quả hợp lý
có thể thu được cho bộ phát đa-gamma ngay cả khi khối lượng
phân phối là rất không đồng nhất.
Phương pháp này đã được áp dụng để đo lường hoạt động của một
tuyến tính được chứng nhận
152
Eu nguồn được đặt tại các vị trí bố trí hình tròn khác nhau vào một
220-Litre trống chứa đầy xi măng. Kết quả chính xác thu được
bằng cách sử dụng chỉ vài phép đo cho mỗi vị trí của nguồn.