一回路管道活化腐蚀产物放射性活度计算方法

对不同理论模型、模型方程及其优缺点等方面进行了综述,结合一回路活化腐蚀产物的迁移特性,推导出一种计算方法,对压水堆一回路管道活化腐蚀产物60Co、58Co的放射性活度进行了评估,通过Pactole计算结果对比论证了该方法的可靠性。

宽束γ射线空气中注量率与距离关系的实验研究

在点源情况下,γ射线注量率大小与距离的平方成反比;而实际情况下,放射源都是具有一定的体积,并非真正的点源,故其注量率与距离之间的关系会有所改变.研究注量率与距离之间的关系,对从事放射性相关的生产和科研具有重大的意义.本文通过实验测量,从实验数据中得出在具体的实验条件下注量率与距离的关系并不是理论上平方成反比关系;空气对射线的吸收,源几何位置的改变,都会造成在测定的过程中不可避免的误差.

基于蒙卡-点核积分耦合的核电厂退役辐射场计算

针对核电厂退役现场中复杂和简单几何区域并存的问题,以及退役过程对辐射场计算提出的快速、准确的要求,提出了蒙卡和点核积分耦合计算方法,并开发了耦合计算程序。对于单体源模型,由于模型简单,耦合方法、点核方法与蒙卡方法的计算结果均较接近,相对偏差小于10%,但耦合方法的计算速度比蒙卡方法提高了3.5倍;采用耦合方法和蒙卡方法分别计算了多体源模型的辐射场,结果表明耦合方法的计算准确度较高,相对蒙卡方法偏差小于40%,计算时间约为蒙卡方法的1/5。以秦山一期退役辐射场为例开展了计算分析,结果显示,耦合方法与蒙卡方法的计算结果相差不超过1个数量级,但前者计算速度比后者提高了约3倍,说明耦合方法可以满足核电厂退役辐射场计算需要。

某放射性废物焚烧站退役放射性源项调查

在某放射性废物焚烧站退役前,进行源项调查,以掌握现场放射性辐射水平及污染分布情况、进行放射性盘存量估算。调查以辐射测量为主、资料收集为辅。调查发现,现场沉积物项及个别工艺设备明显存在污染,设施内辐射水平和表面污染总体较低,现场同时具有明显的α/β表面污染,设施四周土壤含有微量U污染,放射性盘存量估算结果为9.27×10^(7)。焚烧站退役施工中,应注重对表面污染和内照射的防护,应对现场主要源项进行优先处理,同时,采取措施防止污染扩散,实现辐射防护最优化及废物的最小化。

HFETR一回路冷却剂中放射性核素在线监测实验研究

为进行反应堆一回路系统放射性核素在线监测技术研究,开展了对高通量试验堆(HFETR)一回路系统γ放射性核素在线监测实验研究。着重研究了探测器的选择、HPGe探测器的适用性及关键核素选择等问题。通过实验及对实验结果的分析,初步确定了在进行一回路系统γ放射性核素在线监测时,HPGe探测器比闪烁体探测器有明显的优势;初步确认了用HPGe探测器对一回路系统中的γ放射性核素进行在线监测是可行的;初步确定了用于燃料元件破损监测的关键核素:^(138)Cs、^(92)Sr、^(135)I、^(89)Rb、^(134)I、^(142)La、^(133)I、^(138)Xe及^(139)Ba。

放射性高盐废液干燥成盐技术研究

放射性废物处理中,放射性废液的体积和所含放射性总量在“三废”中占比较大,为使废物最小化,本研究围绕放射性高盐废液干燥成盐技术开展技术路线论证、工艺设计,研制放射性高盐废液微波干燥成盐工程样机,并完成样机加工制造、安装调试及性能验证。工程样机验证实验结果表明,装置运行过程稳定,干燥速率约6~8 L/h,产物不含游离水,桶内及桶壁温度最高约100℃,桶内压力在1~2 kPa之间。本研究结果可为放射性高盐废液干燥成盐技术及专用工装设计提供参考,并为后续工程应用奠定基础。

空气中氚的液体闪烁法测量条件优化

为保护周围环境与公众,有必要监测反应堆周围环境空气中氚的活度水平。本文对空气中氚的测量条件进行了实验研究,测量了本底水和闪烁液对本底计数率的影响,研究了计数区间与样品-闪烁液配比对样品最低可检出浓度的影响。结果表明,选用Gold Star Quanta闪烁液、样品与闪烁液的配比为8∶12、计数区间为0.35~4.35 keV时,样品的最低可检出浓度最小。达到20 mBq/m^(3)的样品最低可检出浓度所需测量时间由31 h降低至16 h。

反应堆强放射性部件整备辐射安全分析

放射性物质在运输过程中会对环境造成一定污染,并对人体产生辐射危害。为了科学全面的评估从某反应堆中取出的强放射性部件的切割运输活动对环境和人体的辐射影响是否满足国家标准的规定,进行了整备活动实施方案的设计并对涉及的主要放射性工作进行了分类整理,采用蒙特卡罗方法模拟和剂量估算模式对屏蔽容器以及整个整备过程中各种工艺操作对工作人员和公众产生的辐射影响进行了货包辐射水平和受照剂量的计算。辐射安全分析结果表明:货包屏蔽效果和正常工况下工作人员及公众的个人最大有效剂量均小于国家标准规定的剂量约束值,在辐射影响最大的两种事故工况下,工作人员和公众的所受辐射剂量也处于可接受的水平。采用的辐射安全评价方法可为进行涉核活动全流程的辐射环境影响评价提供参考。

从理论角度降低低本底α、β测量仪净计数率探测下限研究

本文从不等式角度推导了低本底α、β测量仪测量过程中净计数率探测下限的公式,并计算两种典型探测下限公式对应的犯第二类错误的实际概率值。在不做近似的情况下,一定时间发生原子核衰变的数目服从二项分布。当净计数率的平均值为探测下限这个值时,净计数率的随机数低于判断限的概率就是犯第二类错误的实际概率值。结合初始时刻的放射性原子核数目、整个测量时间发生了衰变的放射性原子核数、放射性原子核发生衰变的概率,可以计算犯第二类错误(产生误判)的实际概率值。通过计算,发现大多数情况下犯第二类错误的实际最大概率比标称概率值低1到2个量级。因此在保证犯第二类错误的实际概率值趋近并小于标称值的情况下,通过引入修正系数对探测下限进行了修正。通过计算发现,当kα=1.645,kβ=1.645时,通过引入修正系数可以使探测下限至少降低22%。

桶装放射性固体废物回取技术与装置研究

核能在中国的能源结构中占有重要比例,核能的应用会产生各类放射性废物,这些放射性废物是否能够得到及时有效的处理与处置是制约核能发展的关键因素之一。由于历史原因一些桶装放射性固体废物较长时间存放于约15米的深井内,这些桶装废物放射性水平较高,给贮存设施和周围环境带来了极大的安全隐患,需尽快的将这些废物回取并安全处置,根据桶装放射性固体废物贮存特点,开展了回取技术与装置的研究,解决了回取过程中的井口定位、井内清扫、防碰撞等难题,实践表明该技术合理可行,装置稳定高效。

移动式屏蔽检查热室辐射防护解决方案

移动式屏蔽检查热室可模块化地拆卸、运输、组装并实现简单检查功能,具备了较好的机动性和灵活性。但同时,由于要兼顾机动性和灵活性,带来了辐射防护工作实施的一系列新问题。为解决相关问题,本文在参考现有核设施辐射防护体系建设标准的基础上,梳理了移动式屏蔽检查热室辐射防护剂量限制体系,开展了移动式屏蔽检查热室辐射防护解决方案研究,从源项及屏蔽、通排风、辐射分区及管理、辐射监测、事故处理等要素进行了相关细化考虑。

基于柔性组合工艺的放射性废液处理技术研究与设计

针对复杂源项的放射性废液处理难题,研究一种柔性组合工艺的放射性废液处理技术,采用活性炭前置过滤、自然循环蒸发、多层复合纤维膜净化、离子交换等工艺柔性组合的方式,建立系统综合净化因子计算公式,经实验验证,处理后的废液放射性活度浓度平均值仅为3Bq/L,满足国家标准的排放要求,达到近零排放的目标,系统实际净化因子与理论计算值一致。

环境气溶胶中^(90)Sr分析测量的不确定度评定

^(90)Sr是高毒性的纯β放射性核素,其物理半衰期和生物半衰期长,环境气溶胶中的^(90)Sr通过吸入途径进入人体,对人类的危害主要为长时间积集在人体骨骼中并很难排出。在多堆型核设施运行场址中环境气溶胶的测定是辐射环境监测的重要内容,也是评价核设施运行对环境影响的重要指标。为了科学评价环境气溶胶中测量结果的准确性和可靠性,进行了气溶胶中^(90)Sr分析测量不确定度评定的方法研究,通过计算模型识别不确定度的来源,并对各分量进行量化分析,计算合成标准不确定度;结合典型样品分析实例,对环境气溶胶中^(90)Sr分析测量的不确定度进行了评定,气溶胶中的分析测量采用的是色层萃取的方法,利用草酸钇沉淀制成样品源,测量样品中β计数率。不确定度评定结果表明:环境气溶胶中^(90)Sr分析测量不确定度的来源主要有样品净计数率,探测效率,化学回收率,样品取样体积,测量期间半衰期修正;典型实例分析结果显示环境气溶胶中的相对标准不确定度可控制在15%内。文章中不确定度评定方法为气溶胶^(90)Sr分析测量结果的不确定度评定提供参考。

气载流出物惰性气体核素分析系统的设计与实现

为提高HFETR(高通量工程试验堆)气载流出物的监测能力,基于目前主流的压缩后谱分析方法,构建了惰性气体核素分析系统,有效提高惰性气体的探测下限,实现了低放射性水平惰性气体的核素分析测量。本文详细论述了惰性气体核素分析系统的设计与工程实现过程,可以为后续类似系统设计提供参考。

放射性废水来源及其处理方法概述与评价

随着废物最小化工作的不断深化,由于体积和放射性物质总量在放射性废物中占比较高,针对放射性废水的高效处理成为人们研究的重点。对现有放射性废水来源、处理方法做系统梳理和对比分析。同时,建立综合评价矩阵对现有方法应用情况及前景进行论述,以期为放射性废水处理相关工作提供参考。

水中氚活度浓度测量不确定度评定

为验证和提高测量可靠性,利用数学模型,对校准曲线法测量水中氚活度浓度的不确定度进行评定。分析测量过程中的不确定度来源,计算了样品净计数率、探测效率和移取水样的体积等因素的不确定度,最后计算出扩展不确定度。结果表明,对于低活度水平的样品,样品计数不确定度是水中氚活度浓度测量的主要不确定度来源。平行双样中的测量结果为(5.46±0.98)Bq/L和(4.79±0.98)Bq/L,标准溶液的测量结果为(483±16)Bq/L。

放射性废液蒸发器耐腐蚀材料选择

本文从放射性废物处理设施中关键设备蒸发器材料选用316L不锈钢时容易发生腐蚀泄露问题进行分析,认为其高温的工作环境和溶液中氯离子浓度较高是影响蒸发器寿命的主要因素,为延长蒸发器的使用寿命,选取具有优越性能的不锈钢SAF2507、SAF2205、254SMo和904L同316L进行应力腐蚀、缝隙腐蚀和点蚀的腐蚀数据对比,同时考虑材料的加工性能、物理性能和投资成本,最后结合材料在实际工程中的应用情况,认为双相钢SAF2205最适宜作为蒸发器材料。

生物质的电化学转化反应及反应器

生物质通过电化学转化合成燃料和高附加值化学品是未来化学工业发展的一个重要方向,也是现代社会实现可持续发展的重要保障。在可再生能源产能不断提升,而现阶段暂无成熟的大规模能源存储技术的背景下,如何有效地利用可再生能源所产电能进行生物质的电化学转化是目前学术界和工业界关注的一个热点。本文介绍了近年来该领域的研究进展,着重阐释了关键的电化学反应和相关反应器的设计。从生物质衍生的平台分子的电化学转化取得了一定的进展,然而从生物质到平台分子的电化学转化还面临较大的挑战。提高平台分子和生物质电化学反应的选择性有赖于合适的电极材料和催化剂,而将原位分离与电极反应耦合的设计能够提高产物的收率,特别是在生物质直接电化学转化的过程中。

中放废物坑扩孔操作的石英砂屏蔽实践

为了回取小坑口废物坑中的废物,利用了石英砂的流动性和吸尘器的抽吸功能,用石英砂屏蔽表面辐射水平为4.28Gy/h的坑内中放废物,将坑口辐射水平降至4.49μGy/h后,安全地实现了扩孔操作,实施屏蔽和拆除屏蔽过程都实现了远距离操作,极大降低了人员所受剂量,屏蔽实施与拆除操作人员的集体剂量仅为0.45人·mSv。

移动式放射性污染土壤处理装置方案设计

放射性污染土壤污染程度不一,处理成本也不尽相同。本文从移动式放射性土壤处理装置研究出发,设计低成本、环境友好的具有自主知识产权的放射性污染土壤处理装置,实现放射性土壤的筛分、包装和部分土壤降级减容,便于使用传统方式进行处理,有效提高其处理效率并降低潜在危害。