典型核电厂址大型自然通风冷却塔对扩散的影响规律初探

近海核电厂采用二次循环冷却供水方式,配逆流式大型海水自然通风冷却塔。由于冷却塔作为高大建筑物以及冷却塔排放的雾羽对烟囱排放污染物扩散会造成影响,因此,需要针对工程布局,开展核电厂址大型自然通风冷却塔对扩散的影响规律研究。本研究联合风洞实验与数值模拟技术,发现核电厂大型冷却塔卷吸效应对放射性物质迁移途径和分布特征有显著影响。研究结果表明,无论是否排放雾羽,大型自然通风冷却塔都存在卷吸效应,烟囱排放的气载污染物会通过冷却塔底部进风口进入冷却塔,作为高架源进行二次排放。相比不排放雾羽,排放雾羽时的卷吸效应更加显著,通过冷却塔二次排放的污染物浓度显著增加。

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。

几种屏蔽材料的中子屏蔽性能实验研究

先进固态模块化可移动式反应堆核电系统的发展和新型固态燃料的应用,对中子屏蔽材料类型、设备质量和设计紧凑程度都提出了更高的要求。针对设备轻量化的需求,定制特殊尺寸的屏蔽材料装填筒,以粉末松散填充的方式制备了碳化硼、氢化钛和氢化锆三种屏蔽测试材料,置于单管中子射线检测系统中进行屏蔽实验和数据采集。基于蒙特卡洛的粒子输运模拟程序(RMC)模拟^(241)Am-Be中子源系统下的中子屏蔽,并对其进行数据拟合。实验结果表明,碳化硼材料在屏蔽实验中性能显著优于氢化钛和氢化锆,蒙特卡洛模拟得到的数据与单管中子射线检测系统得到的实验数据拟合程度较高。该研究建立的计算、实验及对比验证方法能够用于指导新型中子屏蔽材料的性能研究。

某核燃料循环火灾事故研究装置及初步研究成果介绍

火灾事故作为核燃料循环设施典型事故,是国际核燃料循环安全领域研究的焦点。中国辐射防护研究院目前建有小、中、大三个尺度的核燃料循环火灾事故放射性源项研究装置。小尺度装置为200 L圆柱体燃烧舱室,主要用于可燃物基础参数测试;中尺度装置和大尺度装置分别为20 m^(3)、120 m^(3)长方体燃烧舱室,主要用于开展可燃物燃烧速率、温度分布、放射性气体与气溶胶释放份额、核素释放份额和过滤效率等科学研究。重点对三套装置各自的特征和研究能力进行总结,结合国际研究热点提出了进一步研究计划。

国外核设施单位放射工作人员眼晶体剂量监测现状及启示

国际社会对眼晶体职业剂量限值修订已有10余年,其间已有多个国家将新的眼晶体职业剂量限值纳入法律规定。国外资料显示核设施部分岗位眼晶体剂量可能较高,一些国家提出了眼晶体剂量监测的具体方案,但国内相关信息缺乏。本文在对国外核设施职业人群眼晶体剂量水平梳理基础上,对国外机构提出的眼晶体剂量监测对象、监测剂量水平要求及采用的监测方法等进行了综述,以期为我国核设施单位眼晶体剂量限值修订及相关工作的开展提供借鉴。

核应急航空辐射监测能力量化评估模型

为了更好地解决核应急救援航空辐射监测队伍能力评估指标中的不确定性、提高核应急航空辐射监测能力评估准确性,在构建评估指标体系的基础上,将层次分析法(AHP)与模糊综合评价法(FCE)有机结合,建立核应急航空辐射监测能力评估模型。该模型根据核应急航空辐射监测队伍应急准备、应急响应、应急救援、总结分析情况,综合各要素关键评估内容,形成了以核应急航空辐射监测能力为总目标,下设4项一级指标和16项二级指标的核应急航空辐射监测能力量化评估模型;通过AHP法计算指标权重,采用FCE法计算综合得分,实现对核应急航空辐射监测能力的综合量化评估。通过实例验证表明,AHP-FCE模型具有良好的适应性与合理性,为核应急救援航空辐射监测队伍能力评估提供参考。

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。

铀矿井降氡优势通风方式研究

本文以矿井通风网络入风段和用风段氡析出规律为出发点,由铀矿通风降氡基本方程导出不同通风方式下铀矿降氡需风量的计算公式,并由入风段有效供风能力导出优势通风方式评价指标,给出铀矿通风降氡方式的判别方法。

基于全站仪定位的辐射场测量方法研究

在核设施检修或退役中,往往需要对现场的辐射剂量场进行测量。传统的剂量率仪不支持空间坐标测量,需要额外的坐标测量工具,且剂量测量和坐标测量不同步,使得测量效率受到限制。针对该问题,提出了一种基于全站仪定位的测量方法,可同时测量剂量率和对应的空间坐标,定位精度为mm级,研制了测量系统样机。使用样机对某个水泥固化放射性废物桶进行了测试实验,与蒙特卡罗计算结果进行对比,测量值与模拟值的相对偏差遵循正态分布,平均偏差为12.8%,标准偏差为9.37%,数量大约占96%的测量点位的相对偏差在[-30%,5%]的范围内,体现了较高的测量精度。对某核设施厂房的另外两个较为复杂的场景进行辐射场测量,使用对数变换普通克里金方法对离散的测量点进行辐射场插值计算,三维辐射场重构结果的平均相对偏差可控制在50%左右。结果表明通过基于全站仪的辐射场测量系统可对现场的三维辐射场进行重构,精度可以满足三维辐射场的应用需求。

大气氚释放剂量评价参数灵敏度分析

国内外目前对于大气氚释放剂量的评价多采用比活度模型,模型选取参数的不确定性会造成剂量评价结果的差异。考虑不同场址环境参数的差异性,对大气氚剂量评价模型中关键参数进行灵敏度分析与剂量评价结果的不确定性分析。结果显示场址环境空气湿度对大气氚的剂量评价结果影响最大,随着场址湿度的升高,大气氚排放所致食入内照射剂量逐渐降低,剂量计算结果不确定性逐渐降低。同时,研究表明在低湿度场址环境下,应重点关注土壤中HTO留存比例经验常数的测量与选取,在高湿度场址环境下,应重点关注作物水当量因子以及摄入HTO活度浓度在吸收水分氚中所占比例的测量与选取,以尽可能降低剂量评价结果的不确定性。

完善我国新时代核应急培训和演习工作的思考与建议

我国政府高度重视核应急培训和演习工作。作为核应急管理体系的重要组成部分,本文以核应急培训和演习为切入点,以国家“神盾”系列核应急联合演习作为案例分析,结合核应急核心能力建设的要点,提出完善我国新时代核应急培训和演习工作的思考与建议。

压水堆核电厂一回路冷却剂条件110mAg胶体形成机理与制备研究

在模拟压水堆一回路冷却剂条件下,以硼锂溶液为介质、联氨还原硝酸银来制备胶体纳米银,并探究了还原剂、硼酸、Ag+浓度、温度与辐照条件对胶体银性能的影响。结果表明,加入硼酸与还原剂联氨可有效稳定胶体颗粒,联氨与银的摩尔比为1.0~2.0时Ag^(+)的还原率最高,胶体最稳定。随着银离子浓度升高,胶体颗粒表面负电荷增多,颗粒不易团聚,胶体稳定性增强。高温高压的水环境下,更易形成更大粒径的胶粒。辐照剂量在0.9 kGy~7.2 kGy范围内,在有无联氨的条件下均可形成胶体银。

基于生物启发神经网络的核辐射场区全覆盖路径规划

核辐射场区全覆盖路径规划对于辐射环境下区域作业者的辐射安全有重要意义。本研究基于生物启发神经网络算法,提出一种进行辐射剂量最优控制的全覆盖路径规划算法。首先,利用福岛核电站部分地形以及蒙特卡罗粒子输运程序分别构建模拟核辐射场区的障碍物分布和辐射剂量场,然后,采用Python语言进行算法仿真试验,模拟核辐射场区的每一个栅格定义为一个神经元,建立起生物启发神经网络,将栅格剂量率与神经元活性耦合实现路径规划的辐射剂量最优控制,分别采用单个、4个和8个移动单元进行仿真试验。结果表明:单个移动单元的规划路径在实现100%覆盖率,4%覆盖重复率的同时,能够优先覆盖低剂量区,延后覆盖高剂量区,实现了过程剂量和累积剂量的最优控制。为提高全覆盖的时间效率和获得更低的单体累积剂量,对算法进行多单元协同搜索的改进,结果表明:4单元和8单元仿真的覆盖重复率分别为5.72%和6.29%,1单元、4单元和8单元仿真完成全覆盖时间分别为30 min、9 min和4 min,时间效率成倍提高;最大单体累积剂量分别为4.11×10^(-3)mSv、1.28×10^(-3)mSv和0.85×10^(-3)mSv,也在显著降低。本文提出的算法能实现过程剂量和累积剂量最优控制的全覆盖路径规划,另外算法可以协同规划多单元路径,显著降低单体累积剂量,对辐射环境下区域作业的辐射防护有重要意义。

环保型钆硼柔性热中子吸收材料特性研究

本文以聚苯乙烯-乙烯-丁二烯-苯乙烯(SEBS)为基体、以Gd_(2)O_(3)、B_(4)C为功能填料,研制了一种柔性热中子吸收材料。SEM测试结果表明,不同含量的材料中Gd_(2)O_(3)和B_(4)C微米颗粒分布相对均匀;XRD和FT-IR测试结果表明,Gd_(2)O_(3)、B_(4)C与基体SEBS未发生化学反应,属于物理性混合。通过实验和蒙特卡罗模拟进行热中子屏蔽性能验证,对照组材料的实验透射率为31.97%~35.35%,实验组材料的实验和模拟透射率分别为32.11%~36.54%和26.26%~31.31%。对实验组进行了热中子面透射率均匀性测试,结果表明,(10%Gd_(2)O_(3)+40%B_(4)C)/SEBS和(30%Gd_(2)O_(3)+40%B_(4)C)/SEBS材料的平均透射率分别为34.34%和31.60%,所有采样点的绝对偏差在±0.5%以内,标准差为0.33%和0.26%,离散系数为0.0096和0.0082。该柔性材料有效弥补了传统刚性射线屏蔽材料的不足,在核设施异形复杂结构表面包覆防护和可穿戴辐射防护服领域具有潜在应用价值。

核电厂气态^(14)C辐射剂量估算模型研究

核电厂释放的^(14)C是公众剂量的主要贡献核素,因此有必要合理评价核电厂^(14)C排放所致公众辐射剂量。对目前国内外气态^(14)C辐射剂量估算模型进行分析比较,结果表明比活度模型假设受照人体内、陆生动植物产品中、环境大气中^(14)C与^(12)C的比率均相同,不考虑环境空气中稳定碳浓度变化、以及具体动植物产品中稳定碳的含量,会导致剂量估算结果偏保守;通过对模型参数选取的分析研究,发现空气、动植物产品中稳定碳浓度的含量对^(14)C辐射剂量估算结果影响较大。因此建议对核电厂场址周围不同类型动植物产品中稳定碳含量进行测量,获得较为实际的参数用于核电厂气态^(14)C辐射剂量评价。

放射性气溶胶自适应分离设计与特性研究

研究针对不同颗粒物密度环境下人工放射性气溶胶氡的分离与监测,提出了一种基于虚拟冲击原理的环境自适应分离技术。基于虚拟冲击原理,建立亚微米虚拟冲击器二维模型。结合流体动力学,数值计算虚拟冲击器在不同颗粒物密度、结构和流量条件下内流道分离效率与壁面损失,阐明多因素对分离效率的影响规律,揭示亚微米虚拟冲击器在不同颗粒物密度下对氡气溶胶的自适应分离规律。结果表明,亚微米虚拟冲击器对氡气溶胶的分离曲线陡度较好,具有良好的分离性能与较低的壁面损失;颗粒物密度与流量因素对分离效率的影响大于结构因素;亚微米虚拟冲击器自适应流量调节可实现不同颗粒物密度下氡气溶胶的高效分离,颗粒物密度为2200 kg/m 3时亚微米虚拟冲击器较自适应前分离效率提升18.35%且具有较低的壁面损失。

核电厂乏燃料水池扩容改造辐射防护技术实践与发展

在核电厂乏燃料水池扩容改造过程中,辐射防护工作至关重要。项目组严格按照安全标准制定辐射防护方案,从培训、模拟实操练习、剂量限值控制、辐射防护管理和防护措施、个人剂量监测、工作场所监测、工艺监测、突发事件的应急措施等方面作了全方位的准备,严格按照程序执行工作,为乏燃料水池扩容改造的顺利完成提供辐射防护保障。

成都地铁环境氡浓度与γ辐射水平调查研究

为掌握成都市地铁环境空气中氡浓度水平和γ辐射污染状况。采用固体径迹蚀刻法和瞬时测量法分别对成都地铁站内氡浓度水平和γ辐射水平开展调查研究,并对测量数据比较分析。成都地铁氡浓度测量结果范围为(9.7~32.5)Bq/m^(3),均值为(18.3±4.3)Bq/m^(3),相较国内其它城市地铁站内氡浓度偏低;成都地铁站内γ剂量率范围为(74.9~82.6)nSv/h,均值为(78.8±1.0)nSv/h,低于成都地区室内环境γ剂量率均值。估算出地铁工作人员因地铁环境氡吸入与γ辐射照射所致年有效剂量约0.30 mSv,远低于标准限值。调查研究表明成都地铁环境中的氡浓度和γ辐射水平不会对地铁工作人员造成额外的辐射危害。

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。

氦对钨传热性能影响的分子动力学研究

采用分子动力学方法研究了氦辐照对金属钨传热性能的影响,从原子尺度分析了单晶钨与多晶钨的热导率随氦含量的变化及其微观机理。结果表明:随着氦原子从0增加至500,钨中的缺陷对数目呈先增加后减少的趋势,单晶钨中氦原子为230个时缺陷对数目达到峰值123,多晶钨中氦原子为480个时缺陷对数目达到峰值124;钨金属的晶体结构从bcc转变为bcc、fcc和hcp等多种结构共存。钨的热导率随氦含量增加波动明显,总体呈非线性减小趋势,在氦含量为0.75%时,单晶钨和多晶钨的热导率分别下降1.44%和1.3%。氦辐照下钨金属内缺陷的产生、聚集及晶体结构的变化是其热导率下降的主要原因。