核电厂眼晶体辐射剂量监测实践与建议

核电厂换料大修期间,部分场所由于辐射水平较高、放射性核素构成较为复杂,作业人员眼晶体会受到较高剂量照射。本文在某核电厂大修期间,针对各类辐射风险较高的作业,进行了人员眼晶体剂量监测,基于此给出了核电厂眼晶体职业照射监测相关建议。

无铅/少铅核辐射防护材料X射线铅当量测量研究

新型无铅/少铅核辐射防护材料被越来越多地应用于军事领域,用于保障军队人员的安全和身体健康。基于目前军用核辐射防护服屏蔽性能无法准确测量以及溯源问题,为满足国际上主流军用核辐射防护服辐射性能评价需求,建立了用于防护服铅当量测量装置,通过蒙特卡罗模拟和实验测量相结合方式建立了有效能量在130 keV条件下铅当量测量参考辐射质。采用窄束测量条件完成标准铅片的屏蔽性能测量,并对部分厂家生产的军用核辐射防护服材料进行了屏蔽效率与铅当量测试,铅当量测量结果的相对扩展不确定度为4.2%(k=2),为后续更多的军用核辐射防护材料的出厂前性能测试提供测量参考。

基于4G-RTU的水体γ放射性在线监测系统研制

针对当前海洋、湖泊、水库、河流等水体放射性在线监测和应急监测的实际需要,研制了一套水体γ放射性在线监测系统。监测系统由基于Na I探测器的γ射线监测装置、4G远程终端(4G Remote Terminal Unit,4G-RTU)通信单元、供电一体化防水抗压浮体装置以及配套软件组成。利用监测系统开展了γ射线监测装置的主要性能指标、系统的适应性和准确性以及软件功能等测试,采集了足量的原始能谱数据,进行了设计指标与实测指标的对比分析,并开展了初步应用研究。结果表明:在4G网络覆盖的范围内,该系统能够实现全天时远程操控设备,完成实时在线监测并上传数据,满足应用需求,达到预期功能。系统的可探测能量范围为30~3 000 keV,对^(137)Cs的662 keV γ射线的能量分辨率为7.3%;对^(208)Tl的2 614 keV γ射线的能谱漂移为0.33%,能谱能量线性度为0.999 970;系统在连续工作7 h条件下,能谱稳定性最大值为2.28%,最小值为-2.36%,对^(137)Cs的最小可探测活度(Minimum Detectable Activity,MDA)为0.75 Bq·L^(-1);系统的工作温度范围为-5~+50℃。该系统可用于海洋、湖泊、河流等水体的放射性在线监测和应急监测领域,具有重要的推广价值和应用前景。

基于北斗通信的应急环境辐射监测装置研制

近年来,环境辐射监测扮演了越来越重要的角色,目前使用的应急环境辐射监测装置通常基于数传电台进行远程通信,体积较大且受距离限制,因此设计了一款基于北斗通信的应急环境辐射监测装置,结合北斗卫星通信及定位技术、嵌入式技术、核辐射探测技术等实现实现了环境辐射在线监测。装置通过双G-M管探测器探测周围环境剂量率,通过北斗短报文通信模块将剂量率等信息发送给接收站。测试结果表明,该装置γ测量偏差在7个量程测试点都小于7%,稳定性好,北斗卫星通信成功率不低于80%,定位偏差小于100 m,适合用于应急环境辐射监测。

湿法氧化提取水中碳的方法优化

水中碳的提取是液闪谱仪测量环境水中14C的重要预处理步骤。本研究采用过硫酸钠与Fenton试剂相结合的湿法氧化体系以及磷酸酸化、氮气鼓泡的方法,对体积10 L已知碳组分(去离子水+蔗糖)和未知碳组分的两种水样进行湿法氧化碳提取的实验,同时对未知碳组分水样进行湿法氧化与185 nm紫外氧化相结合的碳提取实验。通过实验确定试剂最佳投放时间与顺序,优化试剂投放量及配比。在优化条件下,90℃水温反应3 h后,已知碳组分(去离子水+蔗糖)的有机碳提取率高于96%;未知碳组分的水中总碳提取率为(96.8±0.3)%,其中无机碳的提取率>98.5%、有机碳提取率为(93.4±0.2)%,其中单宁酸类有机物氧化率仅有(88±0.2)%。湿法氧化+185 nm紫外氧化联用后,未知碳组分的总碳提取率提升至(98.3±0.5)%,其中无机碳提取率≥99%、有机碳提取率达到(95.6±1.4)%。由此表明,湿法氧化法不能用典型有机物的碳回收率来代表实际水样中的碳回收率,湿法氧化与185 nm紫外氧化联用是水中碳提取的更好方法。

基于自适应源项离散的点核积分方法计算效率优化研究

点核积分方法面对多源项的复杂场景或是需要对辐射场进行动态更新的情形存在计算耗时较长的问题。针对该问题,通过点核积分程序CIRPDose对圆柱体源、长方体源等5类源项离散引起的误差随计算点与源距离的变化规律进行模拟计算,并提出了一种基于自适应源项离散的点核积分计算效率优化方法。在将该方法集成到CIRPDose程序后,通过自定义算例对其进行测试,测试结果显示,相比传统的固定离散数目,各类型源项在自适应离散方法下的辐射场计算用时最大缩短96.77%,且计算结果平均偏差最大值仅为3.19%,验证了所提方法的可靠性和有效性。研究工作可为核设施内的三维γ辐射场快速计算提供技术支持。

利用地面γ总量转换为空气吸收剂量率进行环境辐射水平评价——以桂阳县潘家村和永兴县土桥村实测数据为例

在长期的铀矿普查中,我国积累了海量的γ总量数据资料,但应用这些数据进行放射性环境评价的研究极少。本文从γ总量和空气吸收剂量率的测量原理出发,通过梳理γ总量、放射性核素含量与空气吸收剂量率之间的关系,建立起地面γ总量与空气吸收剂量率之间的联系,分析了仪器参数对测量误差的影响,认为γ总量仪器bK/bU=2.287、bTh/bU=0.430时,测量的γ总量与空气吸收剂量率满足严格线性关系,因此γ总量仪器的bK/bU、bTh/bU值越接近这两个数值,测得的γ总量转换为空气吸收剂量率越准确;利用湖南省电离辐射计量站模型进行了γ总量转换为空气吸收剂量率的系数求解,并分析了误差,推测了仪器参数中钾的铀当量值、钍的铀当量值的大致范围;在郴州市桂阳县潘家村岩体和郴州市永兴县土桥村灰岩地区进行了γ总量、γ能谱、空气吸收剂量率的同点位实测,结果显示,当核素含量比CK/CU均值小于1、CTh/CU均值小于3时,利用γ总量(FD3013仪器测得)估算的空气吸收剂量率与利用Beck公式根据能谱估算的空气吸收剂量率的误差基本处于同等水平,均方根误差均小于15%。根据国内核素的CK/CU、CTh/CU均值,认为国内大部分地区可以利用由FD3013仪器(或类似性能仪器)测得的γ总量数据估算空气吸收剂量率。利用已有铀矿普查资料中的γ总量数据转换计算有效空气吸收剂量率,为快速大面积评估环境天然放射性外照射水平提供了方法参考。

一种虚拟核退役环境下多无人车辐射巡测系统设计

为提高核退役设施辐射测量效率、减少测量人员遭受放射性照射的风险,设计了一种面向多无人车编队辐射巡测控制系统。首先,采用领航-跟随编队策略,控制机器人以预定队形行进,同时实时采集每个无人车在编队行进过程中巡测到的辐射强度信息以及它们各自的位置数据,初步分析环境内部的辐射分布状况。其次,利用辐射强度与位置信息,运用马尔科夫链蒙特卡罗方法对放射源参数进行估计。仿真结果表明,无人车编队不仅可以在辐射环境下按照自动规划的路径运动并对放射源位置进行参数估计,且行进过程中距离误差为0~0.055 m,观测角误差为0~0.035 rad。

EAST托卡马克中子与伽马在线监测研究

为了实现对实验型先进全超导托卡马克(Experimental Advanced Superconducting Tokamak, EAST)装置聚变产物中子与γ射线的有效监测,建立了一套核辐射在线监测系统。在装置大厅内外区域共布置13个监测点,根据装置大厅内外辐射强度的差异,分别采用探测范围广、时间响应快和探测灵敏度高、工作稳定性强相结合的BF3正比计数管和氩气电离室。脉冲信号经前置放大器、运算放大器、脉冲甄别与成形后送入单片机处理,通过双绞线与以太网的混合组网方式将数据传输到采集机,利用LabVIEW采集软件实现对中子与γ射线实时剂量率及累积剂量的采集与存储。监测数据表明,放电时大厅内中子和γ射线剂量率在短时间快速升高,且距离主机越近剂量率越大。而大厅外辐射剂量率始终处于极低水平,几乎不受脉冲放电的影响。该监测系统满足了EAST托卡马克装置辐射监测需求,确保了人员与周围环境辐射安全,保障了聚变装置安全有效运行。

中国南方铀矿环境修复问题研究进展

这是一篇矿山环境领域的文章。我国已发现和开采的铀矿大多位于湘赣粤,随着生态红线的划定和人民群众对生态环境问题日益重视,铀矿山环境修复越发显得重要。本文简要介绍了中国南方铀矿山开采形式,系统分析了铀矿山生产过程对环境产生的影响,重点介绍了物理修复措施、化学修复措施、生物修复措施原理和应用,总结归纳了相应的优缺点,对未来矿山修复发展前景进行了展望。指出下一步应该关注的重点是,铀矿及其相关设施退役前的环境检测,全面做好矿山生产全过程相关环境数据采集和记录。切实关注铀矿山废水处理处置,增加研究投入,借鉴国外先进技术方法,运用综合修复技术更加高效、安全、快速修复受污染环境。将铀矿山的修复和乡村治理结合起来,发展旅游业,增加当地居民发展动力和收入水平。

压水堆核电厂燃料棒破损诊断分析研究

燃料棒是核电厂包容放射性物质的第一道屏障。燃料棒破损会导致冷却剂裂变产物活度升高,严重时机组须在数小时内后撤到停堆。通过取样监测的冷却剂放射化学数据可以一定程度上反映堆芯内装载燃料棒的破损情况。本研究介绍了压水堆核电厂功率运行期间冷却剂内裂变产物的来源,分析了裂变产物通过反冲和扩散方式的产生机理,通过求解迁移方程得到稳态情况下裂变产物活度的解析解。基于最小二乘法对反冲释放和扩散释放的裂变产物释放产生比进行解谱,建立了诊断压水堆燃料棒破损时间、破口程度、锕系核素泄漏、燃耗和燃料批次的定量分析模型。采用某百万千瓦压水堆运行中发生二次氢化的燃料循环的冷却剂裂变产物监测数据进行了验证,理论模型的分析结果也与机组停堆后啜漏检查和热室检查结果相符。

田湾核电站周边空气和雨水中氚的相关性分析

根据田湾核电站历年空气和雨水中氚的环境监测数据,并与取样点的距离、季节以及气态氚排放量进行了相关性分析。发现电站周边空气和雨水中氚的活度浓度与距电站的距离呈负相关,与气态氚排放量呈正相关,第三季度监测统计结果最低。

宁德核电厂周围环境空气中氚水平分析

本文分析了2014—2022年间宁德核电厂周围环境空气中氚监测结果及变化趋势,对比分析了对照点监测结果、核电厂运行前本底调查结果以及国内其他核电厂的监测结果,并与宁德核电厂气载流出物中氚排放水平进行了相关性研究。分析结果表明,宁德核电厂周围监测点位空气中氚测值范围为<2.8~56 mBq/m^(3),厂址周围各点位空气中氚的活度浓度总体有升高的趋势,距离厂址最近的牛郎岗测值比其它点位高,并显著高于本底调查结果。各点位历年空气中氚监测结果与核电厂气载流出物氚排放呈强相关性,说明宁德核电厂周围环境空气中氚水平升高可能受到核电厂气载流出物氚排放的影响。

田湾核电站VVER机组的氚排放分析

统计分析了田湾核电站1、2号VVER机组自运行以来气态氚和液态氚的排放情况,研究发现氚的排放量和归一化排放量满足国家标准要求;进入18个月燃料循环后,气态氚年排放量无明显变化,液态氚年排放量有所增加;液态途径是田湾核电站1、2号机组氚的主要排放途径,通过液态途径排放的氚占排放总量的90%以上;每个燃料循环周期内,液态氚月度排放量呈周期性的变化,气态氚月度排放量在燃料循环周期内变化并不明显。

基于准可逆方法的封闭空间放射性气溶胶溯源研究

准确、快速地定位核设施内放射性源项的泄漏点对于确保相关运营维修技术人员的安全至关重要,核设施出现少量放射性泄露后,一般难以直接观察到源项的释放点。而利用场内的辐射监测数据,结合可逆的扩散模型反演计算,可间接获取源项位置信息。本文基于准可逆方法,考虑气溶胶颗粒重力沉降、布朗扩散等因素,结合Cunningham滑移修正颗粒所受阻力,开展封闭空间内放射性源项在对流扩散环境中的直接反演模拟研究。本文考虑了典型放射性气溶胶动力学参数,结合湍流场中的颗粒涡流扩散率,建立了颗粒污染物扩散的k-epsilon湍流方程和对流扩散方程。然后,通过时间步长的强制反转,并替换二阶扩散项为四阶稳定项来稳定方程的数值格式,进一步采用多传感器模式以降低测量误差的影响,从而得到多个假定源反演的准可逆方程。最后,利用计算流体动力学(CFD)计算的气流速度和下游传感器位置测量放射性污染物的“浓度-时间”信息为输入,选取合适的稳定系数,求解污染物源位置的后向概率密度函数(PDF),PDF最高的位置是定位的污染物源位置。通过对多个未知释放源进行分组的测试,说明了该模型具有一般适用性。结果显示,针对封闭空间内的对流扩散环境,本反演模型能较为准确追溯到颗粒污染物源项位置。

新型除草剂丙酯草醚A环^(14)C均标记合成和鉴定

以U-14C-对氨基苯甲酸为前体,通过酯化、缩合、还原和取代四步反应获得了A环14C均标记的丙酯草醚,用PHPLC对其进行纯化.采用HPLC-MS(ESI),MS(EI)和1HNMR验证了其结构,通过HPLC(外标法)确定其化学纯度大于98%;HPLC-LSC和TLC-IIA两种方法分析表明,其放射化学纯度大于98%,其比活度为1.089±0.011mCi/mmol.合成的化学收率和放化收率均为53%.

土壤样品的微波消解及其痕量铀的分析

对3个土壤样和2个放射性河床沉积物的国家标准物质进行了微波消解,又采用TOPO萃取和液体荧光法分析了样品中的铀含量,并将分析结果与国家标准方法GB11220 2—89的分析结果进行了比较。结果表明,微波消解法与国家标准方法一样,均不能实现土壤的全部消解,但与国家标准方法相比较,微波消解速度快,所需试剂量少,且易于实现定量控制,铀回收率高,分析精度高。对不溶物进行X射线能谱分析发现,其主要组成为铝、钛及过渡金属的氟化物或氧化物。同位素质谱分析表明,国家标准物质GBW08304中的234U,235U均比天然丰度低,另一个国家标准物质GBW08304a中铀的同位素分布与天然组成基本一致。

熔盐堆中氚的控制和监测

熔盐堆中氚除了从废气中排出,还能经熔盐管道渗透进入环境。氚在管道中的渗透严重影响熔盐堆结构材料的力学性质和使用寿命,同时对环境造成污染。为了减少氚对材料和环境的危害,必须对熔盐堆中的氚进行严格控制。控制氚产生和渗透的主要方法包括提高7Li的浓度、向熔盐中补充Li或Be等。对氚进行监测是氚控制的基础,能及时反映熔盐堆的运行状况。本文讨论了测氚的方法:液体闪烁法、电离室法和正比计数器法。相比于液闪的离线测量,电离室和正比计数器都能达到在线测量的目的,然而液闪的灵敏度高,有更低的探测下限。为了能准确测量熔盐堆中氚的排放情况,可以同时采用液闪和电离室来进行测量。

磷酸三丁酯/煤油废液样品中锶-90的测定

磷酸三丁酯/煤油废液(TBP/OK)废液中锶-90的分析方法是废液处理过程中必须的检验项目。通过条件实验,确定了TBP与OK进行蒸发分离温度,不同温度条件下依次使用硫酸、硝酸、过氧化氢、高氯酸对样品进行湿法消解,消解后样品用HDEHP萃取色层法分离并用β计数法准确测量。讨论了分析过程中干扰因素消除方法,开展了方法的回收率、方法的探测限试验及实验室间比对试验,结果表面方法重复性和精密性满足要求,适用于TBP/OK废液样品中锶-90的分析。

核电基地外围γ辐射监测系统数据管理软件的设计

介绍了基于C/S结构的核电站外围γ辐射监测系统数据管理软件的设计与实现方法,在相关软硬件平台上实时数据的导入、存储、处理和显示等的开发。实际使用表明,软件能够实时、准确、可靠地处理各种数据,并能随时反映现场的实际监测情况。