船用堆SGTR事故下舱室放射性活度分析

分析了船用堆蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故的进程,采用热工水力计算耦合放射性源项分析方法,建立放射性核素迁移、泄漏的数学模型,计算了该船用核动力装置特定舱室的放射性活度,为SGTR事故放射性后果分析、辐射防护措施制定提供了依据。该模型已应用于船用堆典型运行事故放射性后果分析平台。     

特殊环境中气载放射性物质的监测

本文介绍一种可用于特殊环境下空气中 β放射性气体和 β放射性气溶胶浓度的连续测量方法 ,重点对探测下限、测量范围和测量误差进行了分析。试验和分析表明 ,该方法对 β放射性气体的探测下限为 1 .85Bq/L ,对 β放射性气溶胶的探测下限为 7.4× 1 0 - 3Bq/L ,测量范围跨 5个数量级     

放射性废物处理与处置“三废”设施治理工程进展

我院已落实的“三废”设施治理专项工程共有6个项目，它们分别是含氚废水空气载带排放站、放射性固体废物回取与整备处理示范设施、放射性排风中心治理工程、163号放射性废液暂存库、中放废液输运系统和低放废液管网系统更新改造。     

秦山300MW核电机组全范围仿真机放射性监测系统仿真

简要介绍了秦山３００ＭＷ核电机组全范围仿真机放射性监测系统的仿真。其中包括工艺放射性监测系统，区域γ放射性监测系统，区域空气放射性监测系统的动态仿真，计算正常工况和事故工况下放射性监测系统各监测点放射笥值。     

放射性气溶胶监测与内照射剂量估算

本文概括介绍了放射性气溶胶监测在内照射剂量估算中的作用,介绍了放射性气溶胶监测中在个人空气取样和粒度分布测量方面中辐院历年来所做的研究和实际工作。最后介绍了气溶胶样品长寿命α活度快速测量的方法。     

核工业部分生产场所的放射性气溶胶粒度分布

放射性气溶胶的粒度分布数据是估算内照射剂量和评价吸入危害的基础资料。本文根据多年来对核工业中部分生产场所进行的放射性气溶胶监测,对从铀矿开采到燃料元件制造的各主要生产环节,总结报告了放射性气溶胶的粒度分布监测数据。这些数据包括活度中位空气动力学直径(AMAD)及其几何标准偏差(?)、α放射性浓度(C)。文中还给出了个人采样器和固定采样器监测结果的比较。     

蒙特卡罗计算废物体活度浓度方法的研究

在放射性废物测量分拣工作中,为测定废物体的放射性水平,采用蒙特卡罗方法计算废物体的空气吸收剂量率,再结合现场测量的空气吸收剂量率,反推出放射性废物体的活度浓度。并通过与实验值的对比,验证了蒙特卡罗计算废物体活度浓度方法的可靠性。同时采用LabVIEW语言为这种基于蒙特卡罗计算废物体剂量率的方法设计了可视化界面,提供了简明的人机对话,可自动提取计算结果中的各类数据和信息,直接输出单位活度浓度废物体的吸收剂量率。     

船用堆失水事故元件包壳破损温度阈值及气隙释放后果计算研究

针对船用堆特殊安全性要求,对船用堆失水事故包壳破损温度阈值进行研究。摒弃以往的保守假设,采用最佳估算模型,得到合理的温度阈值,并采用MELCOR程序对典型破口事故下包壳破损份额及气隙释放的放射性后果进行了计算。计算结果为评估舱室剂量、保障运行人员安全提供了依据。     

用PIPS探测器连续测量气溶胶的研究

采用PIPS(Planar Implanted Passivated Silicon)探测器测量α气溶胶浓度,使用能量甄别的方法可以将人工α放射性和天然放射性区别开来,通过校正因子修正天然放射性对人工放射性的影响。由真空泵取样,连续测量空气中的气溶胶浓度。PIPS探测器能量分辨率好,在50Bq／m^3的环境中,对^239Pu(95％置信度)可达0．1Bq／m^3。     

船用堆预计运行事件下放射性源项计算研究

按照预计运行事件的基本假设,根据船用堆的运行特点,采用NSRC程序对预计运行事件下一、二回路水及二次侧蒸汽平衡活度、舱室活度进行了计算,部分结果与安全分析报告计算结果进行了比对。结果表明：本软件模型正确,比对结果符合较好,可用于船用堆设计基准事故的放射性后果分析计算,为船用核动力装置安全运行提供依据。     

船用核动力装置小破口失水事故放射性后果分析

建立了小破口失水事故下热工水力分析与放射性源项计算耦合模型,利用研发的反应堆源项放射性计算软件(Nuclear source radioactive compute,NSRC),分别就不同破口尺寸的堆舱放射性泄漏进行了分析和研究,进一步研究了小破口失水事故,冷端安注和热端安注对堆舱放射性影响。结果表明:破口尺寸大小、安全注射位置及破口隔离时间直接影响堆舱放射性泄漏大小。本工作的分析结果为小型船用堆在小破口设计基准事故下,放射性污染后果分析及事故处置提供了依据。     

北京城市放射性废物库退役中场地清污实践

介绍了北京城市放射性废物库退役工程中场地清污实践。通过采用网格布点、取样测量、分层清污等精细化作业，严格控制了清污工作量和废物的产生量，使库区场地中放射性残留量全部低于控制标准。     

非法运输放射性物质的探查

在核与辐射恐怖形势日趋严峻的情况下,放射性物质的非法运输对社会安全造成极大的威胁.本文从探查需求分析、调查水平和报警阈的确定、仪器选择、探测报警、核查定位、鉴别等几个方面介绍了对非法运输放射性物质进行探查的一般过程和要求.     

放射性废物管理的国际动向

本文概述了放射性废物管理活动的国际新动向:高度重视减少废物量,大力开发退役和去污技术,积极解决废物安全处置,废物处理实行社会化服务,重视质量保证和实现量化管理等。最后,还对我国放射性废物管理工作提出了建议。     

可携式甲基碘气体发生装置的研制

放射性甲基碘法是碘吸附器试验的重要方法之一,甲基碘气体发生装置是该方法的核心设备。本文介绍了我们研制的一台可携式甲基碘气体发生装置的结构、技术指标以及性能试验结果。发生装置由甲基碘发生器、气动控制系统、负压箱及附件三部分构成。热试验结果表明,样机各操作参数均可维持在正常范围内,发生过程平稳。甲基碘的发生量及纯度均满足碘吸附器试验要求。装置设置了安全保护系统和排气净化系统,可有效防止放射性气体外逸。装置为可携式,体积小、重量较轻,现场使用方便。     

VVER机组大修期间燃料缺陷所致放射性碘的估算

本文分析了VVER机组燃料气密性丧失缺陷在大修期间所致放射性碘的辐射影响,以某次存在燃料缺陷大修为例估算了一回路碘净化时间、大修相关作业期间反应堆厂房碘浓度水平和反应堆厂房碘去除时间,通过与设计文件、实际值对比表明,该估算是合理的,可以有效指导该类型机组大修期间的燃料缺陷的辐射风险控制。     

生活用品中放射性核素的探测

讨论了实验室检测中经常遇到的怎样给出生活用品中"不含放射性"的结论的难题,介绍了检测工作的科学性、严谨性,放射性核素衰变的种类及特性,放射性的通用物理探测方法,推荐了一套使用通用物理探测仪器逐步排除样品的放射性污染,以及如何给出生活用品中"没有放射性"的结论。     

船用堆大破口失水事故放射性后果分析

本文以严重事故分析程序MELCOR为计算工具,建立了某型船用堆的计算模型,研究了某型船用堆发生冷段双端断裂大破口失水事故的源项行为及放射性后果。分析了惰性气体Xe与挥发性气体CsI的释放、迁移和舱室分布规律,并对通风系统投入时机进行研究。结果表明:为保证堆舱临舱的剂量辐射在剂量限值内,应于事故发生后10min内投入全船通风。否则,应于全身剂量和甲状腺剂量达到剂量限值前及时采取防护措施。     

几起近期发生的放射源事故原因分析及管理对策建议

本文通过介绍我国发生的一些放射源事故情况,分析事故发生的原因,总结了《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》颁布后在实施过程中还存在的一些关键问题,提出了加强放射源管理的对策与建议.     

大亚湾核电站放射源和放射性物品的监管

大亚湾核电站自投入运行以来，逐步建立和完善了对放射源和放射性物品的监管体系，保证了放射源的安全,避免了放射性物质的扩散和进入环境。