燃煤发电厂气态流出物辐射环境影响研究

目前,燃煤发电厂对环境和公众产生的辐射影响引起了广泛关注。本文选择长江沿岸具有代表性的三家燃煤发电厂为研究对象,基于电厂气态流出物中主要放射性核素的年排放量,采用烟囱直接排放和沉降进入水体两种途径的评价方法,评估燃煤发电厂气态流出物对周围环境造成的辐射影响。结果表明:三家燃煤发电厂气态流出物排放造成80km范围内辐射影响很小,归一化最大个人年有效剂量分别为3.02×10~(-4)、4.32×10~(-5)、8.50×10~(-5 )Sv/GW;辐射剂量主要来自~(210)Po和~(210)Pb直接排放通过食入照射途径的贡献,远大于其进入水体及222Rn排放对剂量的贡献。由于210Pb具有相对较长的半衰期,导致其在土壤中的比活度增加;基于文中210Pb沉积浓度的分析,建议相关研究关注燃煤发电厂下风向30km范围内210Pb的长期辐射影响。本研究结果可为类似厂址的辐射影响评价提供技术支持,为内陆核电建设中公众沟通和技术研究工作提供基础数据,也为政府相关部门的决策提供参考。     

吸入性210Pb内照射剂量估算方法研究

本文通过建立包含沉积模型、生物动力学模型和剂量学模型的一整套内照射模型,计算得到吸入环境中的²¹⁰Pb对男女成年人各器官的当量剂量系数,从而得到有效剂量系数为1.1×10^-6 Sv/Bq。计算结果对²¹⁰Pb防护工作的开展提供了参考数据。     

土壤中238U、226Ra、210Pb、210Po在3种蔬菜中的转移及食用后剂量估算

研究了广东地区受铀矿污染的土壤中生长的芥菜、大白菜、苋菜的根、茎、叶中²³⁸U、²²⁶Ra、²¹⁰Pb、²¹⁰Po的含量分布情况,其中根为主要富集部位;3种蔬菜的转移系数皆在10^-3~10^-2水平,芥菜的²³⁸U和²²⁶Ra的转移系数之间存在相互影响,大白菜的²¹⁰Pb和²¹⁰Po的转移系数之间也存在相互影响关系;对公众每食入1 kg蔬菜所产生的待积有效剂量做了初步估算,²³⁸U贡献的剂量为0.001~0.105 μSv,²²⁶Ra为0.004~0.576 μSv,²¹⁰Pb为0.019~0.646 μSv,²¹⁰Po为0.010~1.30 μSv。     

中国燃煤发电排放的放射性环境影响评价研究

选取不同装机容量等级的典型燃煤机组作为研究对象,按照不同地理区域划分滨海北方、滨海南方、内陆北方、内陆南方等4个评价区,采用一批新的调查数据和参数,评价当前我国燃煤发电排放的放射性环境影响。结果表明:(1)全国燃煤电厂放射性排放所致80 km范围公众的归一化集体剂量平均值为2.2人·Sv/GWa。(2)小火电机组所致剂量约为6.0人·Sv/GWa,主流燃煤机组约为1.8人·Sv/GWa,小火电机组是主流燃煤机组的约3倍。(3)剂量贡献最大的核素是²¹⁰Po,其次是²¹⁰Pb。食入和吸入内照射是主要照射途径。(4)不同燃煤电厂周围的人口密度差别很大,使得集体剂量相差可达1个数量级。基本结论:与天然辐射源所致公众照射剂量相比,燃煤发电的辐射环境影响仍然很小;煤电的辐射环境影响是核电的34倍。淘汰小火电机组、实施超低排放改造,我国燃煤发电所致公众归一化集体剂量仍有进一步降低的空间。目前电厂除尘技术难以高效去除和有效控制²¹⁰Po排放,有必要进一步研究。     

长江沿岸部分NORM行业水中210Po的分析

人类所受辐射照射主要来源于天然辐射。本工作分析了长江沿岸部分NORM行业水中²¹⁰Po的浓度。结果表明,燃煤电厂、水泥厂、钢铁厂、铁矿排出水口中²¹⁰Po的活度浓度分别为(0.93～4.76)×10^-3 Bq/L、(1.12±0.07)×10^-2 Bq/L、(9.89±0.78)×10^-3 Bq/L、(2.17±0.21)×10^-3 Bq/L,均在长江水系²¹⁰Po的波动范围之内。稀土加工排放的废水和雨水中²¹⁰Po的活度浓度分别为(1.03~1.40)×10^-1Bq/L、(3.05±0.04)×10^-1Bq/L,比本底水平高两个数量级,需要引起特别关注,有待于进一步研究。     

我国医用同位素131Ⅰ应用中的公众照射及治疗中陪护人员的医疗照射

对我国医用同位素¹³¹Ⅰ生产与治疗过程中,经气载流出物和液态流出物排放所致公众辐射剂量进行了评价。另外,对我国应用¹³¹Ⅰ治疗期间陪护人员和患者亲属所受的辐射剂量进行了评价。     

杭州地区大气210Pb与210Po水平及所致公众剂量评价

大气中的²¹⁰Pb与²¹⁰Po,主要来自地表土壤氡的衰变,是铀系最后两个长寿命子体。为测量大气²¹⁰Pb与²¹⁰Po水平,研究建立了以²⁰⁶Pb为载体、离子交换为分离手段的²¹⁰Pb方法,以及以²⁰⁹Po为示踪剂加α能谱的²¹⁰Po方法。运用所建立的分析方法,对杭州地区开展了大气气溶胶²¹⁰Pb与²¹⁰Po水平分析。2012年连续监测结果表明,杭州地区大气²¹⁰Pb年平均水平为(1.31±0.69)mBq/m³,范围为0.12～2.74 mBq/m³;²¹⁰Po年平均水平为(0.29±0.18)mBq/m³,范围为0.06～0.89 mBq/m³。杭州地区大气²¹⁰Pb与²¹⁰Po水平与国内其它城市较为一致,比欧美约偏高一个量级。根据监测结果,对大气²¹⁰Pb与²¹⁰Po以吸入方式所致公众待积有效剂量作了初步估算,公众剂量水平为1.5～13.8 μSv/a,平均剂量为7.0 μSv/a。     

燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏影响分析

以核电厂燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏释放的放射性物质为分析对象,就放射性物质释放对组件修复的工作人员产生的累积有效剂量进行评估,对向环境释放的气态流出物的放射性总活度进行计算,并对气态流出物排放监测的影响开展分析。分析结果表明单根燃料棒损坏后,执行燃料组件修复的每位工作人员接受的累积有效剂量为12.2 mSv,低于GB 18871—2002规定的工作人员职业照射年平均有效剂量限值20 mSv;向环境释放的气态流出物中惰性气体与碘的放射性总活度分别为3.51×10¹¹ Bq和2.17×10⁸ Bq,远小于GB 6249—2011规定的年排放控制值6.0×10¹⁴ Bq和2.0×10¹⁰ Bq。燃料棒损坏后40 min烟囱排气惰性气体测量仪的读数小于1.0×10¹¹ Bq/h,核电厂无需进入应急待命状态。     

高温气冷堆核电站示范工程新燃料运输辐射风险研究

探索了将概率安全评价（PSA）方法系统地应用于放射性物品运输的辐射风险评价,分析了高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）新燃料元件公路运输的辐射风险。基于实际路况数据和可能的事故情景,选择货包辐射水平升高和临界两种事故工况进行了事故频率分析。分析表明：货包辐射水平升高事故的发生频率为4.21×10^-7（车•单次运输）^-1;临界事故的发生频率低于1×10^-13（车•单次运输）^-1,可不考虑其辐射后果。对事故后果估算的结果表明：货包辐射水平升高事故对应急人员造成的最大外照射剂量为0.55 mSv,对附近公众造成的最大外照射剂量为4.55×10^-3 mSv,其辐射影响是可接受的。总体辐射风险为1.24×10^-10人•Sv/(车•单次运输),其中撞击事故对风险的贡献最大。     

Cs和I在某拟建核电厂液态流出物长距离排放管线周围土壤中的扩散行为

裂变产物¹³⁷Cs和^129/131I是液态流出物中重点关注的核素，其产额高、迁移能力强，具有生物有效性，是核设施辐射环境安全评价的重要指标。本文以某拟建核电厂液态流出物长距离排放管线下方浅层土壤及模拟地下水为实验材料，采用稳定同位素(¹³³Cs和¹²⁷I)替代开展贯穿扩散实验，通过自定义软件Pycharm对扩散数据进行拟合。结果表明，不同采样点的浅层土壤通过吸附作用阻滞Cs⁺扩散，Cs⁺的有效扩散系数为3.87×10^-11～4.31×10^-11 m²/s;而对于阴离子I^-,其所有采样点的固液分配系数K_d均趋近于0(1.75×10^-4～2.72×10^-7 L/g)、有效扩散系数为1.97×10^-11～2.61×10^-11 m²/s,表明弱吸附...     

210Po标准平面源的制备及表征

²¹⁰Po的标准平面源用于检定流气正比计数器α射线对β射线的串道比，由于²¹⁰Po的半衰期较短（138.4 d），检定用²¹⁰Po标准平面源需定期更换。本工作采用色谱柱法，从²¹⁰Pb的母子体溶液中分离出高纯度的²¹⁰Po溶液，用γ谱仪确认了²¹⁰Po溶液的核纯度；用电镀法制备了²¹⁰Po平面源，用显微镜观察其表面形貌，并通过α谱仪测量了平面源的α能谱，符合α能峰单一的要求。用2πα、2πβ粒子发射率基准装置测量该平面源的2π表面粒子发射率，达到了检定规程中2π粒子发射率处于1.0×10⁴~2.0×10⁵ min^-1之间、扩展不确定度在3.0%（k=2）以内的要求。建立了用²¹⁰Pb溶液中的²¹⁰Po制备²¹⁰Po标准平面源的新方法，实现了可持续提供²¹⁰Po标准平面源的目标。     

210Po标准平面源的制备及表征

²¹⁰Po的标准平面源用于检定流气正比计数器α射线对β射线的串道比,由于²¹⁰Po的半衰期较短（138.4 d）,检定用²¹⁰Po标准平面源需定期更换。本工作采用色谱柱法,从²¹⁰Pb的母子体溶液中分离出高纯度的²¹⁰Po溶液,用γ谱仪确认了²¹⁰Po溶液的核纯度;用电镀法制备了²¹⁰Po平面源,用显微镜观察其表面形貌,并通过α谱仪测量了平面源的α能谱,符合α能峰单一的要求。用2πα、2πβ粒子发射率基准装置测量该平面源的2π表面粒子发射率,达到了检定规程中2π粒子发射率处于1.0×10⁴~2.0×10⁵ min^-1之间、扩展不确定度在3.0%（k=2）以内的要求。建立了用²¹⁰Pb溶液中的²¹⁰Po制备²¹⁰Po标准平面源的新方法,实现了可持续提供²¹⁰Po标准平面源的目标。     

电沉积 LEU UO2 靶件生产医用99Mo的工艺研究

⁹⁹Mo是一种重要的医用放射性同位素。采用低浓铀（LEU）靶件生产裂变⁹⁹Mo是发展趋势。本工作进行了电沉积UO₂靶件制备、靶件溶解以及⁹⁹Mo化学分离等工艺研究，确定了电沉积LEU UO₂靶件制备医用裂变⁹⁹Mo的工艺流程。研究表明，于不锈钢管内壁上电沉积UO₂，在pH=7、电流0.5~2 mA/cm²、温度75~90 ℃、镀液中U浓度5 mg/mL条件下，经过约210 h电沉积，不锈钢管内壁上UO₂沉积层质量达到42 mg/cm²；采用6 mol/L HNO₃溶解UO₂镀层。采用α-安息香肟沉淀法实现⁹⁹Mo与大量裂变产物的初步分离，采用阴离子交换法与活性炭色层法联用实现⁹⁹Mo的纯化；纯化后的⁹⁹Mo溶液中，杂质¹³¹I、⁹⁰Sr、⁹⁵Zr、¹⁰³Ru、²³⁸U活度与⁹⁹Mo活度比值分别为4.47×10^-6%、7.40×10^-7%、8.67×10^-7%、2.57×10^-6%、1.69×10^-14%，均小于《欧洲药典》规定值，满足医用要求。本工作建立了电沉积LEU UO₂靶件生产高纯医用裂变⁹⁹Mo的工艺流程，为今后采用LEU技术生产医用裂变⁹⁹Mo，进而实现其自主规模化生产打下了基础。     

TBP-TEVA萃取色层分离-α能谱法测定辐照镎靶溶解液中痕量236Pu的可行性

²³⁶Pu的含量控制是钚热源的一项重要参数，通过α能谱准确测量镎靶溶解液中痕量²³⁶Pu，建立镎靶辐照靶件溶解液中钚的分离方法。根据杂质组成特点采用TBP-TEVA萃取色层双柱分离，用氨基磺酸亚铁以及亚硝酸钠对钚进行调价，对靶件溶解液中的Al、Fe、U、Th和Np等进行分离，去污系数均大于10⁴，钚的回收率为90.7%。研究大量²³⁸Pu对α能谱测定²³⁶Pu的干扰，结果表明，大量²³⁸Pu会造成仪器本底升高，²³⁸Pu能谱峰分辨率降低；在7 500 Bq ²³⁸Pu干扰下，测量4.3 h 时，²³⁶Pu的最小可检测活度为1.20×10^-2 Bq（当量质量为6.11×10^-16 g）。计算结果表明，镎靶溶解液样品中钚的同位素比值n(²³⁶Pu)/n(²³⁸Pu) ≥4.63×10^-8时，取合适的样品量使得电沉积源中²³⁸Pu 活度在 450~7 500 Bq范围内，均可测量其中的痕量²³⁶Pu，同时可准确测定同位素比值n(²³⁶Pu)/n(²³⁸Pu)。     

基于TOA萃取色层的土壤中238Pu/239,240Pu活度比的分析方法

核设施周边环境土壤样品中²³⁸Pu/^239,240Pu活度比的信息特征可用于评估核活动，为了获得准确的核素比，需要建立²³⁸Pu/^239,240Pu活度比的分析方法。在三正辛胺（TOA）萃取法分析Pu含量的基础上，考察了盐酸和硝酸洗涤以及洗涤用量对U、Th、Am等杂质元素的去除情况，并引入共沉淀步骤进行前处理流程的优化，建立起一个基于TOA萃取色层的土壤样品中²³⁸Pu/^239,240Pu活度比的分析方法。当土壤样品量为25 g时，该方法Pu的化学回收率大于70%，U、Th的去污因子大于10⁴，Am的去污因子大于10³，²³⁸Pu的最低检测比活度为（6.0±1.6）×10^-6 Bq/g，^239,240Pu的最低检测比活度为（6.4±0.4）×10^-6 Bq/g(n=3)。该方法可应用于环境土壤样品中²³⁸Pu/^239,240Pu活度比的分析，为军控核查和环境监测提供技术支持。     

钢铁冶炼的放射性排放及其辐射安全监管

中国钢铁行业发展迅速,2014年的粗钢产量已达到世界总量的49.5%。钢铁冶炼的原料包括铁矿石、煤、石灰石等,均含有天然放射性核素(U系、Th系、40 K等)。在烧结、焦化、高炉炼铁和转炉炼钢的高温冶炼过程中,~(238)U的子体~(210)Po和~(210)Pb达到熔点和沸点后挥发,扩散吸附到大气颗粒物上随其他气态污染物排放,增加了公众照射剂量。本文阐述了德国、意大利、英国、荷兰、澳大利亚、埃及等国、欧盟和IAEA等国际组织对钢铁冶炼中天然放射性排放的研究进展,发现烧结和炼铁是天然放射性排放的两个主要工艺,部分国家和组织制定了针对天然放射性物质照射的审管政策。烟囱烟气中~(222)Rn、~(210)Pb、~(210)Po的测量方法和辐射影响评价需进行深入研究。