核电厂运行现场高能γ射线的剂量调查

在核电厂正常运行期间,反应堆冷却剂系统内存在能够发射高能γ射线的¹⁶N等放射性核素。为了初步掌握核电厂运行期间不同区域内高能γ射线的辐射水平,利用NaI(Tl)谱仪在国内某核电站测量了反应堆厂房内的γ能谱,并根据γ测量谱和测量系统的响应函数计算了能量大于3 MeV的γ射线的场所剂量率。结果显示:在15个测量位置中,6个位置的γ测量谱中存在明显的高能成分,其对应的剂量率在1.02～30.14 μSv/h范围内。     

核热推进反应堆外环境辐射场研究

核热推进反应堆因其独特的优点渐渐受到人们重视,但其不具有完善的辐射屏蔽措施,会在运行后对外界环境造成大量的辐射,有必要对其辐射特性进行研究。本文针对美国“冥王星”TORYⅡ-C反应堆运行后产生的放射性裂变产物造成的辐射进行研究,采用点核积分算法计算得到该种反应堆满功率运行10 h后的剂量当量率分布。计算结果表明,TORYⅡ-C屏蔽层外表面剂量当量率最大可达到67.185 Sv/h,其中尾部的剂量率最高,侧面剂量率最低。TORYⅡ-C运行后会产生大量辐射物质,必须加装辐射屏蔽设施。     

核设施环境连续监测

叙述了用高气压电离室环境连续监测仪连续测量核设施气态流出物γ辐射剂量率的技术和方法。总结了一台连续监测仪在两座实验性核反应堆(15兆瓦重水堆和3.5兆瓦轻水游泳池式反应堆)附近环境中,连续测量三年(1990～1992)所获得的33450个数据资料。给出由于反应堆排放的惰性气体烟羽产生的外照射剂量。最高年份(1992年)值为53.8μSv,仅为天然本底值的9％。监测结果与用有限烟羽大气扩散模式计算结果进行了比较,在62％范围内一致。     

新疆某县煤矿放射性水平调查与评价

为加强对新疆某县煤矿开采过程的放射性监管,通过对4家煤矿γ辐射剂量率、氡浓度及固体样品中放射性核素含量进行了调查与测量,估算了煤矿井下工作人员所受年有效剂量。监测结果表明:煤矿井上环境中γ辐射剂量率和氡浓度水平基本处于新疆及全国环境本底水平;煤矿井下环境中γ辐射剂量率和氡浓度水平偏高,数值波动范围较大,部分区域煤炭中存在放射性异常;煤矿工作人员所致年有效剂量分别为:A矿1.38 m Sv,B矿0.69 m Sv,C矿0.08 m Sv,D矿0.61 m Sv。评价结果表明:该区域4家煤矿煤炭中存在放射性问题,需加强对该矿区的辐射安全监管工作。     

XG-Ⅲ装置ps激光束线所致感生放射性评估研究

利用PIC与蒙特卡罗模拟方法对XG-Ⅲ装置在ps激光束线驱动的X射线源和中子源等多种工作模式下进行了剂量学评估,使用PIC模拟确定了高能电子源项后,将其作为蒙特卡罗软件FLUKA的输入数据,通过模拟计算得到了不同靶材在实验结束后不同时刻的感生放射性核素活度及在靶周围所致的剂量。模拟结果表明,对于激光驱动的轫致辐射X射线源,在每次打靶完成并冷却10 min后,在距靶表面1 cm处的感生放射性剂量率约为4 mSv/h,而在距靶表面30 cm处的感生放射性剂量率则已降低到15 μSv/h。对于激光驱动的光核反应产生的光中子源,冷却10 min后在距靶表面1 cm处的感生放射性剂量率小于10 μSv/h。除了靶的材料,靶厚度也会对靶周围的感生放射性剂量率变化情况产生影响,因此有必要在不同的照射环境下,针对不同的靶材及靶厚采取不同的辐射防护方案。本文研究结果可为超短超强激光设施的辐射风险分析及辐射防护工作提供相关参考。     

核电厂流出物放射性核素监测项目探讨

针对核电厂流出物放射性核素监测项目,从国际原子能机构通用要求、我国各运行核电厂放射性核素常规测量项目以及流出物低水平放射性核素实验研究成果等三方面进行了对比与分析,总结了核电厂流出物放射性核素监测中的必要性项目和推荐性项目,为各核电厂流出物放射性监测活动的开展以及审管部门的监管提供参考。     

流出物监测和环境监测

2005年,辐射监测中心环境常规监测基本按中国原子能科学研究院环境常规监测计划进行,主要包括流出物监测和环境介质的放射性核素监测。其中,流出物监测项目包括气载流出物和液态流出物的放射性核素监测,环境监测项目包括院周围的γ累积剂量监测、环境介质(地下水、土壤、沉降灰、气溶胶、植物和指示生物)中放射性核素监测,以及工业下水中工业毒物的常规监测。院内环境监测结果和流出物监测结果见保健物理部季报,在此,仅给出院外周围各环境介质的监测结果。1环境γ累积剂量监测环境γ辐射累积剂量监测为每个季度累积取样测量一次,探测器为Li…     

中国核动力研究设计院外围氚分布特征及所致公众年有效剂量评价

基于2014—2017年中国核动力研究设计院核基地外围环境空气中和水中氚的监督性监测数据,对周围关键居民组各种途径的待积有效剂量进行了粗略的估算。结果表明:地表水上游、下游和饮用水中氚活度浓度差异无统计学意义,表明地表水采样时间可能与液态流出物排放时间错位,或者排放口下游1 km处液态流出物中氚已稀释到本底水平;空气和雨水中氚活度浓度随距离核基地增加而减小。综合楼监测采样点附近居民组中成人、青少年、儿童、幼儿、婴儿经各途径的平均氚摄入量分别为1.52、1.44、1.05、0.681、0.562 kBq/a,待积有效剂量分别为0.027 4、0.026 1、0.024 2、0.021 1、0.026 9 μSv/a。成人组成员所致待积有效剂量最大为0.027 4 μSv/a,但此待积有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.25 mSv/a)的1‰以下。由此可以得出,核基地的核设施在正常运行工况下,对核基地外围环境的影响很小。     

核电厂流出物低水平放射性核素监测问题的探讨

核电厂流出物低水平放射性核素监测能力是评价核电厂放射性流出物排放量的保证。为了探讨我国核电厂流出物监测管理存在的问题,通过改变运行核电厂常规采样、测量方式,实验研究了核电厂流出物低水平放射性核素活度水平及其探测限,并探讨了核电厂现行数据处理的计算结果与实际排放之间的差距。研究结果表明,流出物中低水平放射性核素的实际水平远低于其现阶段排放量统计水平,确实成为了我国核电厂统计排放量偏高的因素之一。在此基础上给出了建立核电厂流出物监测探测限指标监管要求和低水平监测结果数据处理的建议。     

高灵敏度γ剂量率监测仪的设计与研制

介绍了一种基于单片机设计的小型高灵敏度γ剂量率监测仪,可对γ射线剂量率进行连续监测的同时,根据具体环境情况采用有线、无线两种通讯方式将监测效据发送给主机.仪器有交流和电池两种供电方式,可根据现场情况选用.文章详细介绍了仪器的系统结构,软、硬件各部分的设计思路和实现技术.经过应用实验表明,仪器的性能指标为:测量范围O.01μSv/h～20μSv/h,γ射线的灵敏度为900cps/μSv·h-1,死时间小于200μs.稳定性误差小于士10%.     

10 cm×10 cm Bulk Micromegas探测器的研制

Bulk Micromegas探测器是一种新型微结构气体探测器。利用光蚀刻技术制作了有效面积为10 cm×10 cm的多通道Bulk Micromegas探测器。对探测器的各通道进行了电容测试,显示探测器具有较好的均匀性。在Ar+10%CO₂气体中,使用⁵⁵Fe放射源和自主研制的基于APV25前端卡的数字化电子学,对制作的有效面积为10 cm×10 cm的探测器进行了测试,其结果显示探测器性能良好,能得到清晰的二维事件分布图。该探测器目前全部工艺国产化,并能进行批量生产,成品率接近100%。     

10MW高温气冷实验堆电力系统

10MW高温气冷堆电力系统是为保障反应堆完成其安全目标和运行目标而设置的重要系统,本文介绍了10MW高温气冷堆电力系统的组成结构和配置,描述了电力系统在不同工况下的运行方式。     

10 Be in commercial beryllium

¹⁰Be has been observed at a level of about 10^?14 in four commercially available beryllium compounds. The possibility that this ¹⁰Be arises from cross-talk in the ion source has been eliminated. On the other hand, beryllium oxide extracted from beryl crystals found at a depth of 30–40 feet in a lithium mine in South Dakota shows no indication of containing ¹⁰Be. An upper limit on its ${}^{10}\text{Be}\text{:}{}^9\text{Be}$ ratio is 1.7 × 10^?15 at the 95% confidence level.     

SNAP 10A Data Reduction

On April 3, 1965 the world's first nuclear reactor space power system, SNAP I0A, was launched and operated successfully for forty-three days in orbit. To reduce and analyze the flight test data, data handling procedures and data analysis computer programs representing the end results of three years of effort and improvement of similar data systems for SNAP 10A ground tests were used. This paper describes the evolution of data handling and reduction from the manual methods used for the first non-nuclear system test to later ground tests where data loggers of increasing degrees of sophistication were used to generate punched paper tape which was then computer processed, reduced, and analyzed, and finally to the completely electronic and computerized reduction of flight test telemetry data. The equipment used, handling procedures developed, and computer programs are briefly described. Improvements in each generation of data system resulting from experience and improved equipment are emphasized. As a result of the experience in semi-automatic data collection, reduction, and analysis gained in the SNAP 10A program recommendations for creation and improvement of similar data systems are given, and some of the more important pitfalls encountered are discussed. Finally, the more significant differences between flight and ground acquisition and reduction are noted.