摘要: 叙述了一种用于动力堆乏燃料后处理厂首端，测定浸取过的废包壳中残留铀的方法──无源γ能谱法。设计了一种点阵式源项可变模拟废包壳篮。按燃耗３３０００ＭＷｄ／Ｔ（Ｕ），冷却时间３ａ，残留铀量为原始乏燃料０．２％的条件，对废包壳中存在的实际裂变产物γ放射性活度制作了一套模拟源项。在热室中定量测定了局部源项集中、存在格架碎块，以及基质平均密度变化４６．１％的多种情况下的γ射线脉冲高度谱。各种实验方案结果表明，对￣（１３９）Ｃｓ６６１．６ｋｅＶγ射线测定误差好于２５．３％，对￣（１４４）Ｇｅ２１８６ｋｅＶγ射线测定误差好于－１８．６％。由５－１００ｍｍ铅滤波器的实验结果表明，采用３０ｍｍ厚度的铅滤波器，可使２１８６ｋｅＶ与６６１ｋｅＶγ射线峰面积之比大于１％。