城市放射性废物库区域γ剂量监测系统的设计

为满足城市放射性废物库γ剂量监测的需求,设计了区域γ剂量监测系统。该系统设计了γ探测器、就地声光报警器、数据采集主机、管理软件等模块,采用有线和无线网络对各模块进行链接和整合,实现了对库房的全域实时监控,并将剂量监控报警与库区其他安防设施实现了连锁管理;强化了城市放射性废物库的辐射监测能力和安防能力,提高库区的管理水平和辐射事故应急处置能力,可为其他城市放射性废物库剂量监测系统的设计提供技术支持和参考。     

碘化钠-塑料探测器反符合屏蔽低本底Υ谱仪

本文报道一台以φ75×75mm 的 NaI(Tl)晶体为主探测器,以φ430×500mm 的环型塑料闪烁体为反符合探测器,以另一φ75×75mm 的 NaI(Tl)晶体为符合探测器所组成的反符合屏蔽低本底γ谱仪。采用含放射性杂质少的结构物质和屏蔽材料,符合、反符合等措施降低本底。在井型反符合屏蔽条件下,主探测器在0.05—2.0MeV 能区内的积分本底为68cpm。对~(137)Cs(φ8mm)面源的能量分辨率为10.5%,全能峰效率为10.9%,康普顿散射减弱因子可达2.1;当测量时间为1000min,置信水平为95%时,面源最小可探测下限为1.13dpm。该谱仪适于环境样品及某些弱放射性样品的测量。     

低、中放固体废物包装容器

一、前言核电站、核工业部门以及研究、应用放射性同位素、核技术的单位,都可能产生低中放固体放射性废物。尤其在核电站和后处理厂,这类废物的产生率相当高。据统计,现在日本低中放废物产生量为5万桶/a(2001/桶),至1987年3月日本已积存低放废物67万     

基于NaI的在线水体γ放射性监测系统的研制

自2011年日本福岛核事故以来,水体放射性污染受到广泛关注,进行水体放射性监测是判断水体环境安全与否的重要措施。研制了一套在线水体γ放射性监测系统,将待测水域的水样抽入铅室内的取样容器中,采用76.2 mm NaI探测器对水样的γ放射性核素进行监测。综合考虑探测效率、环境本底、测量时间等因素,确定本系统取样容器半径为10 cm,铅室厚度为35 cm。效率刻度结果:对137Cs的全能峰探测效率为0.072 2 s~(-1)/(Bq·L~(-1));在天然本底条件下,取95%置信度时,对137Cs的探测下限为0.982 Bq·L~(-1)(1 h)。结果表明,本监测系统实现了快速取样并获取水中γ放射性核素活度浓度,可应用于水体环境日常放射性监测和事故状态下的应急放射性监测。     

BH1216Ⅲ型二路低本底αβ测量仪

描述了一种可同时测量两个样品中总α总β的低本底测量仪.它的测量系统采用新型ST-1221型低本底αβ闪烁体和低噪声CR120型光电倍增管组成主探测器,由一块200mm×30mm的ST-401型塑料闪烁体和CR119型光电倍增管作为反符合探测器.仪器对于90Sr-90Yβ源的2π效率比≥60%时,本底≤0.07cm-2*min-1;对于239Puα源的2π效率比≥80%时,本底≤0.0017cm-2*min-1.仪器对于总α的灵敏度为5～20mBq / L,对于总β的灵敏度为10～40mBq / L.     

四川省城市放射性废物库放射源自动抓取与安防联动系统的开发与应用研究北大核心CSCD

以实现四川省城市放射性废物库自动化抓取、提高安防水平为目的,开展了城市放射性废物库放射源自动抓取系统和安防联动系统的设计及开发。通过设计放射源装卸系统和自动抓取软件系统,并将其与废物库剂量监测系统、射频系统、车辆通道监测系统等进行联锁,实现了放射性废物库放射源自动存取和安全联动管理功能,达到了有效减少工作人员受照剂量,提高废物库安全防范水平的效果。验证了放射源自动抓取系统及库房安全联动技术的可行性,为放射性废物的贮存管理提出了新的思路,为核技术应用的进一步发展提供了有力的支撑。     

《放射性废物分类标准》简介

《放射性废物分类标准》已经在全国核能标准化技术委员会所属核燃料及辐射防护分技术委员会和核工业部安防局联合召开的放射性废物标准审定会(一九八六年六月七日至十五日在苏州召开)上通过审查,上报为国家标准,同时通过审查上报为国标的还有《低、中水平放射性固体废物的浅地层处置规定》、《轻水堆核电站放射性废气处理系统技术规定》、《轻水堆核电站放射性废液处理系统技术规定》、《和轻水堆核电站放射性固体废物处理系统技术规定》。《放射性废物分类标准》是我国第一个有关放射性废     

宽量程放射性区域监测系统研制

为满足用同一放射性区域监测系统监控高低剂量率的需求,研制了一套宽量程放射性区域监测系统。该系统采用2支不同量程的G-M管切换技术进行区域辐射监测,实现了1×10-7~1 Gy/h宽量程放射性区域监控。测试结果表明:该系统测量0.5μGy/h时,其相对标准偏差不大于2%;测量1Gy/h时,其相对标准偏差不大于0.5%;系统长期稳定性优于1.5%,可有效地满足区域辐射监测需求。     

海水放射性监测装置研制及初步测试结果

日本福岛核事故向海洋释放了大量的放射性核素,海洋放射性监测开始受到关注.研制了一套基于NaI(T1)闪烁体的海水放射性监测装置,对此装置的性能进行了模拟计算和初步测试.模拟计算结果表明,装置对137 Cs全能峰探测效率为2.17×10-5cps/ (Bq·m-3).通过实际刻度实验,本装置对137Cs全能峰探测效率为2.27×10-5cps/(Bq·m-3),与模拟结果符合较好.用该装置在福建沿海海域进行了水下测试,测量得到海水本底谱,利用该本底谱计算得到本装置对海水中的137C8的最小可探测活度约为580 Bq/m3.实验结果表明本装置可有效地应用于海洋放射性日常监测和事故状态下的核污染监测,并给出了本装置的后续改进方法.     

高灵敏度的放射性气溶胶连续监测仪

介绍了一种高灵敏度的放射性气溶胶连续监测仪（CAM-1型）。该监测仪利用人工放射性气溶胶和天然放射性气溶胶粒度分布特性的不同,采用气溶胶粒度分离采样的方法,在采样过程中首先去除了天然放射性本底的大部分;进而在样品测量中利用a能谱分析法和改进a/β比值法,进一步消除了天然放射性本底的影响。通过上述措施,不仅实现了a气溶胶和β气溶胶的同时监测,而且极大地提高了仪器的监测灵敏度。介绍了CAM-1型放射性气溶胶连续监测仪的工作原理、结构设计、运行实验和监测灵敏度的估算。实验表明,在普通天然本底条件下,仪器的监测灵敏度为0.015Bq/m^3(对a放射性气溶胶）和1.0Bq/m^3(对β放射性气溶胶）;在高氡本底（10^3～10^4Bq/m^3）情况下,仪器的监测灵敏度则分别为0.15Bq/m^3（对a放射性气溶胶）和10Bq/m^3(对β放射性气溶胶）。监测仪报告数据的时间间隔通常30min,了可按需要任意设置。仪器具有各项自动报警功能。     

甘肃城市放射性废物库在线监测管理系统

从设备选型、数据采集与传输系统、辐射剂量监控系统、放射性废物信息管理系统、视频监控系统等方面介绍了甘肃城市放射性废物库在线监测管理系统,以及系统的运行情况。     

行李放射性检测装置的研制

行李放射性检测装置可与现有X射线安全检测装置联合用于放射性安全检测。该装置采用NaI(Tl)探测器，用移动平均法进行放射性检测。在本底为0.1μGy/h、行李移动速度小于0.2m/s条件下，该装置对 ¹³⁷Cs、⁶⁰Co、¹³³Ba核素的可探测活度下限分别为6.7×10³、3.7×10³、6.7×10³Bq，对富集度为90%的U样品，探测质量下限为2g。     

压水堆核电厂放射性固体废物处理系统监测道优化方案

核电厂运行期间会产生一定量的放射性废物.在放射性废物处理和暂存期间需实施有效的在线剂量监测,以确保核电厂放射性管控的有效性.本文以国内主流的M310型压水堆核电厂放射性固体废物处理系统的放射性监测通道为对象,通过辐射剂量计算软件(Microshield)对监测通道阈值设定进行了模拟计算,提出了优化设计压水堆核电厂放射性...     

核应急下水源放射性快速检测系统的研究

在核应急条件下,需要对水源放射性进行快速检测。本文利用降低本底和能谱分析的方法,通过优化物理设计,给出系统快速检测水中放射性核素的能力。系统采用Ф50 mm×200 mm NaI(TI)晶体作为伽马探测器,结合蒙特卡罗模拟计算,优化屏蔽装置和探测系统。能谱分析采用两次拟合算法,对18 L含有~(137)Cs的放射性标准溶液进行检测,实验结果达到设计要求。     

对核电站运行前环境本底监测方案的几点看法

核电站运行前的环境放射性本底调查是核电站环境影响报告书中的重要内容之一。运行前环境本底监测的目的是:对核电站运行前的周围环境介质,包括空气、水、土壤、沉降物、动植物、海水及海生物等进行本底调查,查明环境介质中原有的放射性水平及其变化规律,为评价核电站运行之后环境介质中放射性水平的变化提供基本数据,并为改进运行阶段的环境放射性监测方案提供经验。在编制核电站运行前的环境本底监测方案时,有必要对本文提出的几个问题加以考虑,以便使编制的本底监测方案尽可能合理。     

法国的放射性废物量

【德国《原子经济》1992年第7期第332页报道】法国法学家Jena-Yves Le Deaut就法国至2000年产生的放射性废物作出估计。对于放射性小于10Bq/g的废物,未见到官方的报道。Le Deaut估计这类废物约有65万米~3,并必须加以回用。放射性在10至100 Bq/g的“A”级废物约为10万米~3,应存放在特殊的埋藏场里。“A”类放射性废物的     

放射性物品分类方法研究

放射性物品种类繁多，不同放射性物品的特性和潜在环境风险不同，国内对放射性物品进行分类管理，并且制定了《放射性物品分类与名录（试行）》。为优化国内放射性物品分类，本文调研了国内外放射性物品分类现状以及分类的依据，总结了分类依据的主要差异，剖析了国内放射性物品分类及其依据中存在的问题，提出解决问题的思路和建议：一是删除放射性物品分类中放射源、放射性废物等列举事项；二是修订分类与目录，不同分类放射性物品对应的联合国编号唯一，与国际保持一致。本文为《放射性物品运输安全管理条例》及《放射性物品分类与名录（试行）》修订提供了参考。     

低放液体放射性浓度测量系统的响应系数计算

针对核电站排放废水放射性浓度在线探测装置的设计结构,采用蒙特卡罗方法计算研究了该探测装置对液体放射性浓度的响应系数,给出了NaI探测器计数率与废水排放管道中单位浓度137Cs的响应关系,得到其响应系数为1.249×10 4s 1 Bq 1 m3。并根据环境辐射本底计算分析了测量系统的最低可探测放射性浓度,当铅屏蔽层厚度为80mm时,其最低探测限可达(4–5)×103Bq m 3。为了验证计算方法并校准NaI探测器结构模型,计算了离线测量系统对137Cs溶液放射性浓度的响应系数,与实验标定结果符合较好,两者相差不到3%。     

浅谈回旋加速器退役拆解过程中实现放射性废物最小化的方法

本文主要针对陕西某三甲医院回旋加速器实施退役过程中,放射性废物最小化处理方法的分析和总结,旨在为今后类似回旋加速器退役治理过程中放射性废物处理提供良好的实践经验。本文中的回旋加速器主要用于生产医用放射性同位素,因设备老旧无法满足生产要求,故对其实施退役,以达到场所和设备清洁解控的目的。本次退役范围主要包括回旋加速器主体及主机房、药物合成室及其配套用房,需要进行清洁治理的为回旋加速器主体及主机房。在对回旋加速器进行拆解和大块部件切割之前和切割过程中,进行现场监测和实验室采样分析,通过现场监测结果和产生的放射性废物源项分析,按照废物最小化原则,对低放射性废物和极低放射性废物进行分类收集整备并送贮,对达到清洁解控水平的部件进行清洁解控与资源回收利用。本次退役共产生放射性废物约25吨,依据本文论述方法分拣出的可解控废物约12吨,实现了废物最小化。     

固体中总α、总β放射性监测方法研究

本文介绍了固体样品中总α、总β放射性水平测定的方法,包括同时测定样品总α、总β时制样的最佳厚度及实际样品测定时的变异系数.研究结果表明,LB770十路低本底α、β测量仪,其样品盘的直径为45 mm时,测定最佳质量厚度为10 mg/cm2;测定实际样品时,总α放射性活度浓度变异系数为5.4%～11.4%,总β放射性活度浓度变异系数为2.8%～10.3%.采用本方法于2003年参加了国家环保总局辐射环境监测技术中心组织的茶叶灰中总α、总β测量比对,比对结果显示,测量值与参考值符合较好.