基于PIPSBOX测量气态14C流出物装置的设计

14C作为环境影响评价中的重要核素,现有测量技术很难实现核设施气态14C流出物的在线测量。基于PIPSBOX测量技术研制了气态14C流出物在线测量装置的原理样机,模拟了PIPSBOX测量14C的探测效率,理论证明测量的可行性。通过将不同形式的14C气体转化为14CO_(2)形态,以便进行低温分离14CO_(2)提高14C浓度,最后实现PIPSBOX测量14C气体。最终在3 h内,该系统测量14C的最小可探测活度浓度达到0.99 Bq/m3,小于现在连续取样一周的探测下限10 Bq/m^(3),这项工作建立了14C测量新方法,实现了气态14C流出物的在线测量,也为大气中14C在线测量提供参考。

后处理厂气态流出物中I-129监测技术现状研究

乏燃料后处理厂在后处理过程中会产生大量放射性气体,对后处理厂气态流出物中I-129的主要形态展开调研,总结了目前放射性碘所用的监测方法,通过对比其优缺点,分析适用于后处理厂气态流出物中I-129的在线监测方法。并得出建立后处理厂气态流出物中I-129在线监测是可行的结论,可以尝试建立基于ICP-MS的后处理厂气态流出物中I-129在线监测技术,对后处理厂气态流出物中的气态碘分子进行监测,从而实现对后处理厂气态流出物中I-129的实时监测。

不同LET低剂量辐射诱发人外周血淋巴细胞微核的剂量-效应关系

采用松胞素B微核法,分别检测了60Coγ射线1、2C重离子2、52Cf混合中子三种射线0～1 Gy(0、0.25、0.5、0.75、1 Gy)照射人离体外周血的微核率,建立了相应的微核低剂量-效应曲线,并对其剂量-效应关系进行比较。结果表明6,0Coγ射线2、52Cf混合中子的剂量-效应关系均为线性平方模型,拟合方程分别为YCo=0.008+0.016D+0.075D2(R2=0.9645,剂量为0～1 Gy)和YCf=0.008+0.297D+0.075D2(R2=0.9842,0～1 Gy);12C重离子是指数模型,拟合方程为Yc=0.033e1.9732D(R2=0.9978,剂量为0.25～1 Gy)1。2C重离子2、52Cf混合中子造成的微核率明显高于60Coγ射线。在1 Gy以内低剂量范围,高LET射线对离体外周血淋巴细胞的损伤明显高于低LET射线,且252Cf混合中子的相对生物效应(RBE)高于12C重离子。

在线进样ICP-MS用于^(239)Pu气溶胶活度浓度连续监测技术研究

为了弥补传统场所α气溶胶实时连续监测技术在后处理等场所^(239) Pu气溶胶活度浓度连续监测方面探测能力和响应速度方面的不足,本文开展了基于ICP-MS的空气中^(239) Pu气溶胶连续监测技术研究。通过对气溶胶直接进样方法、ICP-MS连续测量定量方法、238 U干扰等方面研究工作的开展,建立了基于ICP-MS、气溶胶直接进样系统和膜去溶雾化器联用的场所^(239) Pu气溶胶活度浓度连续监测技术。在单次测量时间为1 min的情况下,依据ISO 11929(2019)计算得到本系统对^(239) Pu气溶胶判断限和探测限分别为1.24×10^(-5) Bq/m^(3)和2.48×10^(-5) Bq/m^(3),优于传统的基于PIPS的α气溶胶实时连续监测系统,远低于^(239) Pu的导出空气浓度限值,证明该技术可为相关工艺场所^(239) Pu气溶胶活度浓度连续监测提供快速高效的技术支持。

提前获取早熟凝集染色体环快速估算受照剂量的可行性研究

目的:缩短培养时间,拟合γ射线诱发离体人外周血淋巴细胞早熟凝集染色体环(premature condensation chromosomerings,PCC-R)的剂量-效应曲线,探讨快速估算生物剂量的可行性。方法:^(60)Coγ射线照射离体人外周血,剂量为0、1、3、6、10、15、20 Gy,照后分别培养44和48 h,收获前1 h加入冈田酸,分别计数PCC-R频率,拟合受照44与48 h的剂量-效应曲线并进行比较。结果:培养44 h较48 h获得的分析细胞数略少,PCC-R率略低于48 h结果(各个剂量点间的差异均无统计学意义)。外周血淋巴细胞PCC-R率随照射剂量的增加而增加,0～15 Gy剂量范围内二者之间满足直线方程Y=-0.015 2+0.062 5D(R^2=0.983 9)。结论:缩短培养时间至44 h,PCC-R仍然可以用于15 Gy以内的辐射事故的剂量估算。

ICRP新框架计算的内照射剂量系数

辐射剂量中的内照射剂量无法直接测量,只能根据活度测量结果由生物动力学模型、剂量模型及相关参数计算获得。自从19世纪80年代以来,涉及内照射剂量计算领域的“剂量学计算模式与参数”、“生物动力学模型及参数”、“核衰变相关参数”等已发生变化,由此形成新的计算框架。自2015年的130号出版物开始,ICRP发布了一系列报告(目前还未完结),给出了“新计算框架”下的剂量系数,及根据活度测量结果可直接求得待积剂量的Z(t)函数等有关生物样品测量解释的最新结果,用于替代ICRP 30、68、54以及78号出版物。本文选取了32种常见核素,对原有数据与ICRP新的计算结果进行了比较。可以看出,新出版物给出的各种核素的剂量系数基本都有所变化,同时对吸收类型的划分更为丰富。

统计学分析方法应用于桑黄菌发酵培养基的优化

应用Plackett-Burman设计法对影响桑黄发酵的培养基组分进行筛选,所选取的6个相关因素为:玉米淀粉、蛋白胨、酵母粉、KH2PO4、MgSO·47H2O、初始pH。确定影响桑黄菌丝得率的关键因素为玉米淀粉和初始pH。采用最陡爬坡试验逼近2个关键因素的最大响应区域。在此基础上,采用中心组合设计结合响应面法(Response Surface Methodology,RSM)对影响桑黄菌丝得率的关键因素最佳水平范围作进一步的研究,并通过二次方程回归求解得知,上述自变量为玉米淀粉浓度为5.46%和初始pH值为3.52时,此时模型预测值桑黄菌丝得率为13.97g/L,验证值为13.95g/L,预测值与验证值之间吻合较好。

基于加速器质谱的尿中239Pu测量方法研究

239Pu作为一种长寿命极毒核素可通过吸入、食入和伤口渗入等途径进入人体,给工作人员造成内照射危害。目前一般采用尿样测量的方法评价职业人员内照射,现有尿中钚的测量手段有低本底α谱仪、热电离质谱仪、电感耦合等离子体质谱仪及加速器质谱仪等。加速器质谱对239Pu的测量可达更低的探测限,这对准确评价工作人员内照射剂量具有重要意义。利用中国原子能科学研究院自行研制的加速器质谱仪开展了尿中239Pu的前处理流程研究及239Pu高灵敏测量方法研究,方法检出限为1.1μBq(0.47fg),该方法可为保障工作人员的辐射安全提供技术支持。

西藏自治区天然中子周围剂量当量率的测量

使用中子周围剂量当量仪对西藏自治区天然中子周围剂量当量率进行了测量。分析结果表明,在西藏自治区中海拔高度位于2 000~5 000 m的范围内,海拔高度每增加1 280 m,天然中子周围剂量当量率增加约1倍。同时,建筑物对天然中子有明显的屏蔽作用。

安络小皮伞菌丝体多糖提取条件的研究

目的:探索安络小皮伞菌丝体粗多糖水浸提的最佳条件。方法:在单因子试验的基础上,采用合理的试验设计方案,应用响应面法(RSM)优化安络小皮伞粗多糖的提取条件。结果:依据回归分析确定粗多糖提取率的影响因子,求得最佳水浸提条件为:提取温度78℃、浸提时间1.5 h、液料比36∶1,粗多糖的提取率为11.59%。结论:在单因子试验的基础上采用响应面法对多糖提取条件优化合理可行,为提高安络小皮伞菌丝体多糖提取率提供理论依据。

核电站废树脂清洁解控问题探讨

对轻微污染的废树脂采取解控处理是核电站废物最小化工作的重要内容。在介绍近几年开展的核电站废树脂解控监测工作的基础上,对核电站目前的废树脂废物管理中存在的问题进行了总结,提出了有利于实施废树脂废物最小化的技术途径。解控后的废树脂可能采取的处置出路包括危险固体废物填埋处置和水泥窑协同处置,暂时尚不具备进行高温焚烧处置的条件。为了提高核电站这类废物最小化的实施效率,建议对不同类型放射性核素在废树脂中含量的相关性问题,对放射性核素在离子交换柱树脂中的空间分布问题,对废树脂分拣的在线监测技术以及其它类型固体废物的分拣监测问题等进行深入研究,以期在保证取样代表性的同时,减少取样量和测量工作量,提高工作效率,降低废物最小化的经济成本。

西藏地区天然中子能谱测量

本文采用多球中子谱仪和中子周围剂量当量(率)仪分别对西藏地区的天然中子能谱和周围剂量当量率进行了测量,得到了西藏地区不同海拔处的室外天然中子能谱和周围剂量当量率。研究结果表明:该地区室外天然中子的能谱形状基本保持不变,其各能区的中子注量率随海拔的增加而增大,天然中子的总注量率和有效剂量率及周围剂量当量率均随海拔的增加呈指数规律增大;此外,天然中子的有效剂量率可用中子周围剂量当量(率)仪的测量结果乘以能谱-有效剂量转换因子得到。

长江沿岸部分NORM行业水中^(210)Po的分析

人类所受辐射照射主要来源于天然辐射。本工作分析了长江沿岸部分NORM行业水中^(210)Po的浓度。结果表明,燃煤电厂、水泥厂、钢铁厂、铁矿排出水口中^(210)Po的活度浓度分别为(0.93~4.76)×10-3Bq/L、(1.12±0.07)×10-2Bq/L、(9.89±0.78)×10-3Bq/L、(2.17±0.21)×10-3Bq/L,均在长江水系^(210)Po的波动范围之内。稀土加工排放的废水和雨水中^(210)Po的活度浓度分别为(1.03~1.40)×10-1Bq/L、(3.05±0.04)×10-1Bq/L,比本底水平高两个数量级,需要引起特别关注,有待于进一步研究。

易水湖水下天然中子测量

使用研制的以球形3 He正比计数器为中子灵敏元件的水下中子测量装置对易水湖水下1~25m范围内不同深度处的天然中子进行了测量,并结合相应的蒙特卡罗模拟,获得了易水湖水下不同深度处的低能天然中子产生速率和注量率随湖水深度的变化规律。结果表明:在易水湖水面下方1~10m范围内,低能天然中子产生速率c(cm^(-3)·s^(-1))随深度h(cm)呈指数规律下降,关系式为c=2.7×10^(-5)e^(-0.005 7h),10m以下的变化较为平缓。根据测量结果外推,在易水湖水面附近,水中低能天然中子的产生速率约为2.7×10^(-5) cm^(-3)·s^(-1)(或2.7×10^(-5) g^(-1)·s^(-1))。

原煤、粉煤灰及锅炉渣^(222)Rn射气系数测量与研究

介绍了原煤及其燃烧后的固体废弃物——粉煤灰和锅炉渣222Rn射气系数的测量方法,以及运用该方法测量了不同燃煤电厂原煤及其固体废弃物的射气系数。测量结果显示:煤样的射气系数大小受到粒径和含水率的影响,但与煤中226Ra的活度浓度无明显相关性;经过高温燃烧后形成的粉煤灰及锅炉渣,受到结构形态改变的影响,在相同含水率和粒径条件下原煤的射气系数是粉煤灰的7~10倍;该研究数据可为我国燃煤电厂222Rn排放量估算,以及非核工业与内陆核电厂对周围环境的影响比较提供基础数据和参考。

气溶胶直接进样装置样品引入流量优化及气溶胶损失率研究

由于空气中的氧气会影响电感耦合等离子体质谱(ICP-MS)的测量,空气直接进样测量会导致待测核素的离子化程度降低,从而使灵敏度大大降低甚至于熄火停机。因此为了实现ICP-MS直接对空气气溶胶样品测量,设计了一套气溶胶直接进样装置以实现空气和工作氩气的交换,保证气溶胶由氩气载带进入ICP-MS进行测量。针对该进样装置进行了置换效率测定与分析,通过与ICP-MS联机测量系统本底结果以及整套测量系统的运行成本分析,选择了最优化的空气样品引入流量为0.8 L/min,氩气引入流量为10 L/min。通过气溶胶损失率研究,证明气溶胶经过该直接进样装置时基本无需考虑气溶胶损失的问题。基于气溶胶直接进样装置的研制和性能测试,实现了ICP-MS直接快速测量场所空气中气溶胶,为后续ICP-MS快速定量测量空气气溶胶中的各种长寿命放射性核素奠定了基础,为场所和流出物中气溶胶的快速连续测量提供了一种新的方法。

水泥企业^(210)Po的排放水平

采用银片自镀制源,α谱仪分析测量,对某水泥企业工艺流程中所用原料、添加剂及水泥产品中210 Po比活度进行了测量分析,并根据物料平衡分析了水泥厂210 Po的最大排放量。结果表明:原料、添加剂中210 Po的比活度为5.42~901.59Bq/kg;水泥产品中210 Po的比活度为22.71~124.74Bq/kg;据物料平衡关系计算得到该水泥厂210 Po的最大排放量为7.55×1010 Bq/a,归一化的排放量为5.67×1010 Bq/Mt。

聚焦辐射防护 开展三维辐射场仿真和气载放射性物质监测研究

现代科技的发展为人们带来便利和福利的同时也带来了一系列环境问题,其中包括辐射环境的污染问题.随着核能、医疗、工业和科研等领域的不断发展,人们对辐射环境监测的需求也日益增加.辐射环境的变化对人类的健康和环境的稳定造成了潜在威胁,因此对辐射环境进行监测和评估显得尤为重要.

核设施气态放射性氙在线监测系统研制

目的 当前,大气环境中的放射性氙^(131)mXe、^(133)mXe、^(133)Xe和135Xe等同位素主要来源于各种反应堆的运行活动及反应堆重特大事故泄露,为提升核设施场所及其流出物中放射氙在线监测能力,研制高灵敏氙在线监测系统用于核设施场所及气态流出物中放射性氙活度浓度监测、预警和报警。方法 采用氙膜分离浓缩技术,氙高效选择吸附技术和低本底特征伽马能谱分析方法建立了一套核设施气态放射性氙在线监测系统。结果 放射性氙在线监测系统在取样1 h,测量1h的运行模式下,对^(133)Xe的最小可探测活度浓度约为(1.43±0.03) Bq/m^(3)。结论 该系统可较好地用于核动力厂和同位素生产堆等核设施场所及气态流出物中氙活度浓度的在线监测,有助于提升人员、环境及核设施安全水平。

核电站废树脂清洁解控监测实践

目的 建立一套核电站废树脂清洁解控监测流程,满足解控要求并简化监测工作。方法 依据我国现行的法律法规、标准相关要求和核电站运行过程中产生的轻微污染废树脂运行实践,为准确监测待解控废树脂的放射性核素活度水平,针对取样方法、样品均匀性和代表性检验、放射性监测内容与方法及监测简化流程等进行较深入的探讨。结果 建立一套流程完成核电站废树脂的清洁解控监测,解控了满足要求的55桶废树脂。结论 良好的清洁解控流程实现树脂取样的代表性,提高监测数据的准确性,既能区分放射性废物和解控废物,同时可简化监测流程,为今后的废树脂解控工作提供依据和参考。