核动力厂环境辐射防护规定(GB 6249—2011)表1执行中存在问题探讨

鉴于国家标准《核动力厂环境辐射防护规定(GB 6249—2011)》表1中仅给出不区分核素的、以年排放活度(Bq/a)表示的"碘"和"粒子"排放控制值,造成核动力厂气载放射性排放限值与公众个人年剂量不匹配,难于执行或执行混乱。为解决此问题,提出采用区分核素的方法,并监测对剂量贡献较大的重要核素的建议。根据IAEA第19号安全报告,探讨了核动力厂气载放射性流出物中碘类和粒子类的重要核素,为标准补充或修订提供建议。

高活度废放射源整备屏蔽材料(沙子)性能研究

针对高活度废放射源整备建立了可移动废放射源整备屏蔽实验装置,利用该装置,从工程运用角度开展了忻州沙的粒径、密度测量和屏蔽实验,筛选出了适合废放射源整备使用的特定类型沙子。研究结果显示:采用厚度150 cm饱和含水忻州建筑沙作为屏蔽材料,可确保1 000 Ci ^(60)Co废放射源整备时在屏蔽装置外产生的剂量率小于0.03 mSv/h。

ISO 2889新、老标准混合均匀处取样代表性的数值分析研究

本文针对设计的核动力排放设施,按照ISO 2889—2010标准规定采用数值建模计算分析的方法对符合ISO 2889—1975混合均匀要求和“二八”原则设置的取样位置的代表性进行了评估研究。研究结果显示,除了基本流动满足要求外,以具有排放代表性的放射性碘核素评估的放射性气体与气溶胶的混合均匀性无法满足要求,表明不能直接使用老标准的定性混合均匀处替代新标准的混合均匀性定量的要求。本文同时使用程序和实验对结果做了验证,结果显示使用的Graphene计算程序较对比验证程序的一致性好,且这种方法更接近实验结果。研究方法和结果可为核能的安全排放控制及其法规执行提供重要参考与借鉴。

新核电烟囱取样管路损失试验评估

针对CAP1400、台山、田湾等新核电厂烟囱气载放射性排放监测取样管线损失,本文采用实验的方法评估,在验室搭建了管路损失的实验装置,并就单位长度不锈钢1寸管,粗糙度为3.2μm的不锈钢管路开展了试验,为核电烟囱排放设施评估提供了数据支撑,相比过去无数据状态,提升了排放监测取样的有效性。

高活度废放射源整备过程中的屏蔽计算

剂量计算与屏蔽计算是高活度废放射源整备安全保障与技术实施的基础。本文使用C++语言开发编写了高活度废放射源整备剂量率计算与屏蔽计算程序,并对废源整备工作做了初步设计和优化。

在线式放射性液态流出物监测仪研制

本文针对核设施中液态流出物关键伽马核素60 Co、137 Cs的测量,采用自主专利等多项技术设计样机,基于NaI(Sodium Iodide)闪烁体探测器的自动核素识别,开发了探测灵敏度更好、质量更轻便且满足通用的建筑承载能力的在线式液态流出物监测装置。设计加工集成的样机经过能量刻度、效率刻度、感兴趣区自动划分核素识别测试,并通过国家一级计量站校准测试,经过超过500多小时实验,其性能稳定可靠,具有核素识别能力,测试显示60 Co、137 Cs探测限小于0.088 Bq/L。对比国内传统监测技术,质量减轻接近1个数量级,探测灵敏度提升超过2个数量级,监测技术及其样机从技术能力而言也适用于饮用水伽马关键核素活度浓度监测。

关于辐射防护和辐射源安全的研究生教育课程(RAS9081)

2017年5月4日至11月4日,国际原子能机构（IAEA）在马来西亚举办了RAS9081为辐射防护和辐射源安全的研究生教育课程（PGEC）。课程目标是为具有多年工作经验（或资深的）,致力于辐射监管机构的建立、完善、提升的监管人员、专家和教师,提供研究生水平的辐射防护与辐射源安全教育课程;通过本课程学习等,参与人员未来将成长为领域内权威的监管人员、专家或教师。

热载荷工况下的车轮裂纹周边应力分析及拓展评估

利用有限元法建立轮轨瞬态热载荷三维弹塑性接触计算模型,从实际角度出发,分析列车制动时产生高热条件下的车轮内部裂纹处的应力场与温度场。系统地分析了多种裂纹参数对裂纹周边应力场的影响规律。基于实测,建立了两种类型的裂纹,其中直裂纹长度和深度分别取10~20mm和2~4mm(长深比固定为5)。作为对比的斜裂纹特征参数:长为6~30mm,深为10~20mm,裂纹角度为15°~40°热载荷工况下计算结果表明:热应力对裂纹尖端应力场的增强效应不可忽略,某些工况下热应力对合成应力的贡献率可达24.8%;各工况下,直裂纹裂尖应力场普遍高于斜裂纹,说明该型裂纹更危险,更易拓展;裂纹位置越靠近车轮表面,裂尖应力越高,越易拓展并发展至表层,进而引起车轮踏面剥离掉块。

新型人工核素气溶胶监测仪设计

针对核设施人工放射性气溶胶与氡钍子体粒度具有明显差异,利用这种差异,设计了一种带有氡子体与人工放射性核素粒度分离、负压抽真空已达稀薄空气层的监测仪器。实现进一步降低天然辐射氡钍子体干扰,提高监测灵敏度。实验测试结果表明:以最小可探测活动衡量方式的探测灵敏度较无粒度分离装置提高2〜15倍;该技术在人工放射性与天然氡钍子体粒度有显著差异,氡钍子体水平越高,优势越明显。

放射性液态流出物连续监测系统设计

针对核设施中液态流出物^(60)Co、^(137)Cs的测量,构建了基于Nal探测器的核索识别型放射性液态流出物监测系统。实验测试表明:该系统稳定可靠,具有核素识别能力,实现^(60)Co、^(137)Cs的探测限小于0.111 Bq/L。该仪器可用于流出物关键γ核素监测,还可用于饮用水关键核素在线监测。

累积式放射性气溶胶连续监测仪的实验运行数据处理

介绍了一种按累积式采样和计数测量方式运行的α/β放射性气溶胶连续监测仪及其实验运行数据的3种处理方法。用这3种方法分别给出了在只有氡(和Th)子体的天然本底和在核设施工作场所的条件下的实验数据计算结果,并对相关的数据处理结果做出了评价,给出了3种不同数据处理方法的监测仪探测下限的计算公式,并且讨论了3种数据处理方法的优缺点以及与此有关的问题。

铀矿井中氡及氡子体的测量

本文在特别强调了氡子体测量在氡(222Rn)的辐射剂量危害评价中的重要性以后,简要介绍了α能谱法及总α计数法相结合实现同时测量氡气浓度和氡子体浓度的有关方法,用这些方法,对某铀矿的氡及其氡子体的活度浓度、平衡当量浓度等进行了测量。根据该铀矿的氡及其氡子体的测量结果,用有关氡的剂量评价方法,对其进行了剂量评价和估算。测量的数据虽然有限,但从这些测量与剂量评价结果已能看出,铀矿井中的氡、特别是氡子体测量确实值得人们的高度重视。

可移动式高活度废放射源整备装置设计和建立

对高活度废放射源实施整备是废放射源管理中的一个重要环节。在借鉴国内固定式放射源处理热室设计和操作经验、并参考国外移动式高活度废放射源整备装置相关资料的基础上,开发了高活度废放射源整备流程和可移动式废放射源整备装置技术方案并建立了整备装置。经调试,利用整备装置,开展了废放射源整备全流程冷试验,废放射源回取冷试验,以及装置拆装试验。利用活度为3.8×1013 Bq 60Co源测试了装置屏蔽性能。屏蔽性能测试中,装置墙体外侧表面高度2 m以下剂量率<0.016 mSv/h。试验和测试证明:整备装置满足设计要求,各部件性能良好。

秦山核电厂气态流出物气溶胶粒径分布测量

对秦山核电基地烟囱流出物的粒径分布谱进行了实验测量,结果表明:气态流出物中的气溶胶粒径大多在1μm以下,但总粒子数浓度随机组类型不同而不同。测量结果为评估核电厂气态流出物监测系统采样的有效性提供了参考。

可移动式高活度废放射源整备装置的示范性验证

在高活度废放射源、整备场地、整备装置、监测仪器、人员和文件准备的基础上,利用自行研制的国内第1套可移动式高活度废放射源整备装置,顺利完成了活度为3.71×1013Bq的60Co废放射源的示范整备和回取作业。整备方案考虑了废放射源整备后的安全、可回取和体积最小化等原则,以及国内废放射源地坑式贮存现状。在整备过程中,将29枚高活度60Co废放射源从原始容器中取出后封装在螺纹封装管中,再将多根封装管放入薄壁盛装容器中,最后将盛装容器放入长期贮存容器中。在回取过程中,将已整备的多枚高活度60Co废放射源恢复原状,放入原始容器。在整备过程中,整备装置外表面剂量率1.56μGy/h^4.48μGy/h,装置顶盖外表面剂量率4.23μGy/h～14.8μGy/h;距整备装置外墙10 m处的剂量率1.20μGy/h^1.84μGy/h;整备操作人员最大个人受照剂量5.4μSv,平均个人受照剂量3.0μSv。在废放射源整备和回取作业过程中,以及作业以后,整备装置工况良好。

新型^(222)Rn和^(220)Rn及其子体浓度连续监测仪应用研究

在CAM基础上,加入^(222)Rn和^(220)Rn及其子体浓度连续监测方法,实现^(222)Rn和^(220)Rn及其各自子体浓度连续监测,并开展了测试,结果显示氡气测量上有较好的一致性,总体方法及仪器能给出可信和合理的结果.

核设施烟囱气态流出物取样系统气溶胶穿透效率试验研究

核设施烟囱气态流出物的取样是否具有代表性,将直接影响流出物测量的准确性。气溶胶穿透效率是取样代表性的关键指标之一。本文介绍了取样系统气溶胶穿透效率的试验方法和试验要求,针对国内某在建核电站,开展了D a=10μm粒径下的穿透效率验证试验,其结果为48.42%;三级取样管线取消弯头,采用直管连接,通过此改进后取样管路的穿透效率提升至53.21%,满足标准中大于50%的要求。

新核电烟囱排放取样代表性模拟研究

针对新一代核电确保排放检测控制有效性,采用超深度异构超算Graphene驱动Ansys的模拟计算分析技术,研究了某核电设计烟囱排放的气旋、气流分布、气体浓度COV及最大偏差,通过气溶胶管线损失验证了计算分析.计算分析结果表明,仅考虑气旋、气流代表性能较好满足标准要求,其他特性则难以满足指标.该计算分析可为监测取样性能评估与后续设计及改进提供支撑,为核动力及核设施排放取样代表性研究和实施提供借鉴.

ZnBr_2作为热室观察窗材料的可行性研究

高活度废放射源整备装置要求清晰可见和屏蔽性能良好的观察系统。通过对ZnBr2水溶液的可视性能、对电离辐照的屏蔽效果和耐辐照性能的研究,结果表明将ZnBr2溶液用在高活度废放射源整备装置观察系统中是安全可行的。

废中子源整备过程的辐射防护分析

分析了废中子源整备过程中的辐射防护问题,计算了几种屏蔽材料的防护效能。计算结果表明:选用移动式水箱对241Am-Be中子废源整备过程进行屏蔽,完成一次整备操作,工作人员所受剂量为19.22人.μSv。