快中子脉冲反应堆厅内空气中裂变产物污染的研究

本文研究了快中子脉冲反应堆大厅内空气中裂变产物的污染问题。通过对ＣＦＢＲ－Ⅱ快中子脉冲反应堆爆发额定产额脉冲（１．５３×１０１６裂变）后，厅内气溶胶的取样和γ谱分析，确定了裂变产物从黄铜壳内空气中释放到厅内空气中形成气溶胶的释放份额为５×１０－３。利用此释放份额计算了厅内空气中不同放射性核素的气溶胶浓度；还计算了该堆爆发额定产额脉冲后不同冷却时间ｔ厅内空气中无分凝混合裂变产物的导出空气浓度ＤＡＣ（ｔ）值，为该堆辐射安全分析和现场辐射防护提供了依据。     

235U气溶胶粒度分布研究

采用固体径迹探测技术测量了235U气溶胶的粒度分布。将特定条件下产生的235U气溶胶粒子收集在金属采样板上,将固体径迹探测片覆盖在235U气溶胶样品上辐照成像,采用化学蚀刻技术使其显影成像并放大,利用光学显微镜进行有关参量测量。在特定条件下,235U气溶胶的粒度分布在1.6～8.9m范围内。     

金硅面垒型半导体探测器在氢气环境下失效现象的实验研究

当金硅面垒型半导体探测器在氢气环境下使用的时候,α能峰会向低能方向飘移,直至淹没在电子学噪声中。本文通过实验介绍了金硅面垒探测器在氢气环境下的这种失效现象,总结了失效现象的规律;提出了金硅面垒探测器在氢气环境受影响的机理,并进行了实验验证。     

SPRR-300堆生物屏蔽层活化情况调查

反应堆生物屏蔽层是反应堆退役阶段的重要源项之一。通过建立计算模型,使用MCNP和ORIGEN2程序计算获得了SPRR-300堆生物屏蔽层的活化情况。为校核理论计算结果,对SPRR-300堆生物屏蔽层混凝土进行了取样分析。取样分析结果与理论计算结果较为一致,证明了理论计算模型的准确性。通过对取样分析结果进行拟合,获得了SPRR-300堆生物屏蔽层针对60 Co核素的活化厚度,即1.1m高度处的活化厚度为840mm,1.5m高度处的活化厚度为680mm。     

α放射性气溶胶连续测量的本底扣除技术及探测灵敏度研究

为了实现核设施退役现场α气溶胶的实时连续测量,开展了针对各单独核素的天然本底跟踪补偿技术研究,并对连续测量模式下的α气溶胶探测灵敏度进行了研究。通过理论分析及实验研究,实现了α气溶胶实时连续测量过程中天然本底的α能谱向前拖尾部分的影响的自动跟踪补偿,使用该方法对天然本底进行扣除,其扣除率大于90%。使用建立的实时连续测量过程中针对各单独核素的天然本底跟踪补偿技术及气溶胶的分粒度连续取样技术进行了α气溶胶浓度连续测量模式的探测灵敏度研究,当监测时间为25 min,氡子体浓度为100 Bq·m-3时,对α气溶胶浓度连续测量的探测灵敏度为0.02 Bq·m-3。     

废物包装体核素分析方法研究

介绍了废物包装体核素分析装置的原理和探测器的选择；利用γ“穿透法”实验模拟装置，测定了5种介质（水、土、红砖、水泥和砂子）的线性减弱系数和质量减弱系数；在准直-圆柱源、非准直-圆柱源和无准直-转桶源三种几何条件下研究了介质吸收系数和活度计算方法。     

桶装放射性废物非破坏分析系统测量模式设计

为解决核设施退役过程中产生的桶装放射性废物活度非破坏测量,在某几何条件下,废物桶内分布条件为理想情况以及部分条件为理想情况下,利用蒙特卡罗方法改变某些变量对探测效率进行了计算,并对结果进行了分析,给出了废物桶内非理想分布条件简化成理想分布条件的方法,进而提出了桶装放射性废物非破坏测量模式及探测效率获取方法。并用此方法进行了简单的比对实验,实验结果表明该方法是可行的。     

低水平测量γ谱分析软件的初步研究

分析了目前流行软件的γ谱分析软件在低水平测量中使用的局限性；以ORTEC分析软件提供的ROI信息报告单为接口文件，编写了低水平测量γ谱分析软件；给出了软件流程和应用举例，并且讨论了软件存在的问题。     

反应堆乏燃料组件的破损检测

为了解决某反应堆101盒乏燃料组件外运送贮,对乏燃料组件破损检测方法进行了研究,在已有技术的基础上,根据自身的需求设计、加工了新的采样系统,设计了工作流程,并给出了测量数据的判断依据。该采样系统可以在水下实现一次对一批乏燃料组件进行逐个取样,每个样品对应一个确定的组件,检测效率高。测量破损检测样品101个,根据测量结果判断出1个样品含有85Kr,其余样品不含85Kr或是85Kr的含量低于该条件下仪器的探测限,表明101盒乏燃料组件中有1盒组件包壳存在破损情况,其余组件包壳未破损。