低放废物暂存库辐射水平分析及监测评价

辐射环境影响评价是低放废物暂存库辐射环境监管的重要内容。为掌握我国典型低放废物暂存库辐射水平,根据满负荷运行状态下低放废物暂存库源项及辐射屏蔽设计参数,运用点核积分方法给出周围辐射剂量率水平,计算工作人员及公众经外照射途径所致辐射剂量;并对低放废物暂存库辐射水平进行监测,估算所致工作人员以及公众受照剂量,同时对工作人员个人年累积剂量资料进行复核。结果表明,点核积分方法计算结果能满足屏蔽设计及辐射环境监管要求,理论计算和实际测量相互验证,工作人员及公众受照剂量均满足剂量限值要求。     

10MW高温气冷堆乏燃料元件的贮存

10MW高温气冷堆（HTR-10）在设计寿命内共卸出约9万个乏燃料元件，其放射性裂变产物的活度高达1.0×10¹⁶Bq，必须妥善处置。HTR-10乏燃料元件卸在密封和屏蔽的乏燃料罐内，每罐可容纳2000个乏燃料元件。这些罐暂存在反应堆建筑物最底层的乏燃料暂存库内，在库内采取通风冷却。若干年后，通过转运小车运至反应堆大厅竖井下方，再用大厅吊车从竖井吊至地面，最后用卡车运至最终贮存库。     

放射性固体废物暂存库的设计体会

本文介绍了放射性固体废物暂存库的功能、设计原则,新建核电站暂存库设计方案以及与大亚湾、秦山核电二期废物暂存库的主要区别。     

中、低放固体废物回取和整备处理工程技术研究

过去40年间,我国产生并积累了相当数量的中、低放固体废物,其中,绝大部分贮存在各类坑式暂存库内。这些暂存库现均已超期服役,设备损坏,建筑物老化。本项目针对这种状况,研究和开发了中、低放固体废物回取、分拣和压缩减容等关键技术与设备。主要研究成果如下。 1）研制了用于中、低放固体废物回取、分拣的专用技术设备,主要包括多功能废物抓机、分拣平台和液动分拣机。 2）建立了中、低放固体废物高压压缩减容设施,主体是2 000吨级放射性废物高压压     

一种新型低放废物暂存工艺

文章从低、中放射性废物暂存库的设计运行要求,核电厂低、中放射性废物产量与最终处置场处理能力的矛盾两个方面阐述了废物暂存库低放贮存区废物桶贮存方式优化设计的需求。并针对国内目前废物包装体的主要类型,提出了一种低、中放射性废物暂存库低放贮存区保持钢架垂直5层堆叠的贮存工艺,并论证了此种工艺的可行性。为后续核电厂废物暂存库低放贮存区的设计提供了一定的参考和技术支持。     

300#反应堆乏燃料元件转运屏蔽吊筒的放射性屏蔽校核计算

介绍了根据300#堆乏燃料元件组件的实测剂量数据,对初步设计的乏燃料元件转运屏蔽吊筒的放射性屏蔽进行的详细校核计算。给出了乏燃料元件屏蔽前后不同距离处的剂量率。计算结果与实际验证表明屏蔽吊筒所选取的屏蔽厚度是合适的。     

兆瓦级热管核反应堆屏蔽方案设计研究

无人潜航器需要高可靠、高功率、长寿命的电源,为此西安交通大学提出了兆瓦级热管核反应堆（Silent Unmanned Portable Reactor,UPR-s）设计方案。为保证舱体辐射安全,对UPR-s开展了屏蔽方案设计研究工作。首先,对整个系统及屏蔽体的布局进行初步设计,并分别计算了反应堆满功率运行和停堆情况下的源项参数;其次,给出几种备选屏蔽材料;接着,利用确定论中子-光子屏蔽计算软件NECP-Hydra分别针对初始模型布置选型、复合式屏蔽布置选型及阴影屏蔽布置方案等进行计算分析,主要对安全平面处的累计快中子注量、光子剂量,以及停堆后的源强进行了分析;最终,基于数值分析结果,提出了满足要求的屏蔽优化方案,其安全平面处的累积快中子注量、光子剂量、屏蔽重量等关键参数均满足设计限值。     

CENDL-3.2与ENDF/B-Ⅷ.0的56Fe评价截面对屏蔽计算影响研究

CENDL-3.2评价库对56Fe非弹性散射截面进行了更新,为了验证其与ENDF/B-Ⅷ.0评价库中截面以及屏蔽计算能力的差异,通过NJOY2016程序对56Fe共振重造后的非弹性散射、总截面等微观截面进行了比较;并制作了多群截面,在56Fe非弹性散射能量范围对以56Fe为主要核素的3个系列屏蔽基准题ILL-Fe、OKTAVIAN-Fe、IPPE-Fe进行了屏蔽计算性能的比较。结果表明,CENDL-3.2评价库的非弹性散射截面在4~12 MeV能量范围内低于ENDF/B-Ⅷ.0评价库的结果;多群截面基准题验证表明,CENDL-3.2评价库计算结果与实验值总体符合较好;对于OKTAVIAN-Fe基准题,在0.1~1 MeV能量范围内两评价库计算结果吻合较好。此外,所有基准题验证结果都有共同的现象,即在56Fe非弹性散射截面占主要贡献的1~10 MeV能量范围内,CENDL-3.2的计算结果比ENDF/B-Ⅷ.0的计算结果偏高。      

中子残余应力谱仪静态屏蔽体表面辐射剂量率初算

中子残余应力谱仪静态屏蔽体主要用于对谱仪装置的附加闸门、中子导管等组件的辐射剂量的屏蔽,使装置操作人员可以安全地在装置周围活动。通过MCNP5程序对谱仪装置静态屏蔽体的屏蔽能力进行了计算,可为该方案的改进、优化提供依据,以便最终制造出满足辐射剂量要求的屏蔽体。     

中国散裂中子源靶站中子通道初步屏蔽计算分析

基于中国散裂中子源靶站中子通道设计,采用二维离散纵标程序DORT对中子导出通道各种设计方案的屏蔽效果进行计算分析。计算得出二维剂量场分布及通道中心处剂量当量率轴向分布,并得到较优化的屏蔽方案及模型,确保谱仪大厅内工作人员接受的剂量低于规定的标准。结果表明,未安装谱仪的中子通道屏蔽模型中心含有SS316合金钢时的屏蔽效果较好,剂量在辐射防护标准以下,符合设计要求。中子孔道开闭装置屏蔽模型中前端加入钨板屏蔽效果较好,并随钨板长度的增加,屏蔽效果提高。     

利用MCNPX模拟钴-60辐照装置研发样品吸收剂量的研究

本文采用高能粒子输运程序MCNPX2.5.0对钴-60辐照装置建立几何模型,对位于辐照室中垂直于双板源架中心点3 m处的研发样品的吸收剂量（率）进行模拟计算。根据实际生产,选择辐照室有或无辐照产品两种工况,一是分别模拟12种不同包装规格且不同质量研发样品在不同辐照时间的吸收剂量;二是模拟计算包装规格相同且质量不同的10种样品的吸收剂量率;三是模拟计算包装规格不同但质量相同的9种样品的吸收剂量率。结果表明,在辐照室有或无辐照产品两种工况下,后者的值比前者平均大4.19倍;三类研发样品的吸收剂量（率）及变化规律可以作为实际生产研发的参考。MCNPX理论模拟计算对于辐照新产品具有重要的实际指导意义。     

某中心参加2016—2020年全国生物剂量估算能力考核结果的分析

采用回顾性调查方法,收集本实验室2016—2020年参加全国生物剂量估算能力考核结果的资料,分析影响生物剂量估算能力考核的因素。结果表明,10个考核样本中,8个样本剂量估算值相对偏差≤20%,2个样本剂量估算值相对偏差>20%。结果显示,实验室系统误差和人员能力是影响考核结果的主要因素,建立剂量-效应曲线,加强技术人员...     

Level of natural radionuclides in foodstuffs and resultant annual ingestion radiation dose

The natural radioactivities in three major groups of foodstuff widely consumed in Upper Egypt were determined. The specific activities of ^226Ra, ^232Th, and ^40K in cereals, leguminosae, and flour were measured using γ-ray spectroscopy. Another group of hay, water, and soil samples from the same location were also analyzed. Hay samples were found to contain the highest radioactivity concentration among all the samples that were investigated. This increment could be due to the high water content in the shoots which tends to accumulate soluble radionuclides. The average calculated concentrations of soil samples in the present study exhibits the lowest values with respect to those from different countries. In the case of water samples, the average activities of both ^232Th and ^40K were similar to those for soil while ^226Ra was twice that of water sample. The annual ingestion dose from each radionuclide was calculated. The computed annual dose owing to daily intake of radium, thorium, and potassium via wheat flour, lentils, and bean in the present study （214.8 μSv） is ten times lower than the global average annual radiation dose （2400 μSv） from the natural radiation sources as proposed by UNSCEAR. The obtained results show that the dose values are quite low and carry insignificant radiation dose to the public.     

试管内样品中子吸收剂量的测定

根据吸收剂量与中子注量的关系,采用活化法测量了试管内样品的中子吸收剂量。实验表明,采用具有反应阈的活化箔能较好地监测少量含氢材料中的中子注量,从而确定样品中的中子吸收剂量。     

影响窗玻璃γ辐射响应的电子自旋共振波谱研究

为更好应用于人员剂量估算和事故等级测定,探索了影响窗玻璃电子自旋共振波谱剂量学性质的因素。实验将窗玻璃处理成不同粒度大小,分别研究研磨处理对本底信号和辐射信号的影响。给予窗玻璃样本不同照射剂量,存储在不同条件下,观察温度、光线、时间等对电子自旋共振波谱(ESR)信号的影响。对比了来源不同的窗玻璃剂量响应曲线和最小检测剂量。结果表明,前期样本处理对窗玻璃辐射信号并无明显影响,但会产生机械信号;温度越高,窗玻璃辐射信号越不稳定。高温加热(≥200 ℃,≥5 min)可使照射后的ESR信号衰退至本底信号;透明袋-灯光和黑袋存储条件下的样本结果大致相同:11小时信号强度衰减9%左右,150小时衰减约18%。透明袋-阳光样品:11小时信号衰减了17%,150小时衰减38%。三种存储条件下的样本在150小时左右之后均达到稳定状态;窗玻璃样品在g=2.005 7处ESR信号与吸收剂量线性相关,线性相关性系数因来源于不同生产厂家而有差异。窗玻璃最小检测剂量是4~5 Gy。因此,在窗玻璃作为剂量计的实践中,注意以上问题,建立合理的剂量评估操作程序,可以估算出更为准确的结果。     

石英β剂量的蒙特卡罗模拟

用蒙特卡罗方法对TL或OSL测定年代中用β源进行照射时石英样品的吸收剂量进行模拟,研究石英薄片样品厚度和石英单颗粒大小对吸收剂量的影响。模拟程序用EGSnrc/DOSRZnrc,圆柱形薄片样品直径0.97cm,厚度10–500μm,单颗粒大小60–300μm。结果表明,吸收剂量与薄片样品的厚度有关,相对剂量的最大差异达10%;石英单颗粒中相对剂量随颗粒变小而增大,最大差异达19%。这些因素在测定年代过程中需加以考虑。     

辐照剂量增量对泥石流物质热释光等效剂量的影响

等效剂量的准确测定是进行地质样品热释光年龄测定的关键。采用不同辐照间隔增量测量泥石流物质标样,测得的等效剂量值是不同的,说明辐照剂量增量对泥石流物质样品等效剂量值存在影响。测试选用已知等效剂量为30 Gy的泥石流标样,按不同的辐照剂量增量进行等效剂量测定。2.5Gy/min的β源(90Sr-90Y)辐照剂量增量分别选用1、2、4、6 min时,测得的等效剂量分别为19.3、22.3、26.4、23.0 Gy;8 Gy/min的β源(90Sr-90Y)辐照剂量增量分别选用0.5、1、1.5、2 min时,测得的等效剂量分别为17.6、19.6、25.3、15.6 Gy。研究表明:对于30 Gy的泥石流标样,剂量率为2.5 Gy/s的β源(90Sr-90Y)测定泥石流物质时最适合的辐照剂量增量为4 min。剂量率为8 Gy/s的β源(90Sr-90Y)测定泥石流物质时最适合的辐照剂量增量为1.5 min。     

对核应急放射性沉降监测中一些问题的探讨

针对核应急放射性沉降监测的特点,本文分析了地面剂量率监测和环境介质中的放射性活度浓度测量中存在的一些问题,探讨了基于谱仪测量地面放射性污染面活度以确定剂量率的方法。     

儿童牙釉质中自由基含量与照射剂量的关系

本文用电子自旋共振（ＥＳＲ）技术，对２５个儿童恒牙和３５个乳牙釉质样品中的自由基含量进行了测定，研究了牙釉质中自由基含量与辐射剂量的关系。在２５个儿童恒牙样品中，有１２个男性样品，１３个女性样品；在３５个乳牙样品中，有２０个男性样品，１５个女性样品。将恒牙和乳牙各分成４和５个剂量组，用＾６０Ｃｏγ射线照射各组样品，剂量率为０．４８Ｇｙ／ｍｉｎ，各组累积剂量分别为０．３０（只对乳牙）、０．５０、１．     

铀系不平衡样品年剂量的确定

利用堆中子活化分析法测定样品中＾２３８Ｕ的含量，利用纯猪半导体探测器γ谱仪测定样品中＾２２６Ｒａ含量，利用α计数仪或γ谱仪测定＾２２２Ｒｎ的逃逸系数，最后采用计算法得到铀系不平衡样品的年剂量。