核电站γ辐射剂量仪校准实验室设备设计与研究

核电站在运行过程中需大量的辐射剂量仪,以确保人员和环境的安全。参考辐射是辐射剂量仪校准工作必备的条件,由于核电站运行过程中辐射剂量仪使用数量巨大,因此核电站通常建设γ校准实验室用于辐射剂量仪的校准检定工作。结合蒙特卡罗方法完成了⁶⁰Co单源照射装置和¹³⁷Cs多源照射装置的优化设计,并利用PTW空腔电离室对辐射场的散射比例和均匀性进行测量,结果表明,γ校准实验室的技术参数满足ISO4037标准要求,该设备经建标考核后可用于开展核电站γ辐射剂量仪的校准检定工作。     

三维并行程序JSNT对HBR-2装置的屏蔽计算与分析

屏蔽计算是反应堆设计的重要环节之一,其计算结果直接影响核系统的寿命以及周边环境的辐射安全。JSNT是由中物院高性能数值模拟软件中心自主研发的三维离散纵标（S_N）中子/光子输运程序,采用区域分解实现大规模并行,具有较高的计算精度和计算效率。本文利用JSNT对HBR-2装置进行屏蔽计算,分析了辐照监督管处和中子剂量测量仪处的中子通量密度分布以及6个核素的放射性比活度,并与实验测量值进行了比较,发现网格划分对计算结果有较大影响,随着网格的加密,计算结果趋于实验值;除在中子剂量测量仪处的²³⁷Np(n,f)¹³⁷Cs和²³⁸U (n,f)¹³⁷Cs外,计算结果与测量值的相对偏差均小于20%,满足工程要求。     

固定式周围剂量当量率仪原位校准技术研究

固定式周围剂量当量率仪广泛分布于核电厂内部,用于常规连续监测或核事故后应急监测。由于采用固定安装,不便于拆卸送往计量实验室进行校准。为了确保固定式周围剂量当量率仪的量值准确,结合蒙特卡罗方法研制了周围剂量当量次级标准电离室和便携式γ射线辐照装置,并开展原位校准实验。将原位校准因子与实验室得到的校准因子进行比较分析,结果证明利用便携式γ射线照射装置配合周围剂量当量次级标准电离室能够较好的解决固定式周围剂量当量率仪的原位校准难题。      

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。     

固定式环境γ辐射剂量率仪现场校准技术

固定式环境γ辐射剂量率仪是承担环境连续监测任务的主要设备,不便于拆卸送往计量实验室进行校准检定,且送检周期较长,影响连续监测点数据的连续性。为按期校准固定式仪表,本文结合蒙特卡罗方法研制了能量补偿型高气压电离室和便携式137 Cs照射装置,利用天然本底辐射(陆地γ射线和宇宙射线)和便携式照射装置产生的137 Csγ射线参考辐射对固定式环境γ辐射剂量率监测仪表开展现场校准实验。结果表明,采用环境比对和现场照射的方法能较好地解决固定式环境γ辐射剂量率仪的校准问题,现场所得校准因子与标准实验室中校准因子的相对偏差小于5%。     

商用压水堆核电站辐照生产医用同位素89Sr

放射性同位素⁸⁹Sr是一种重要的骨转移治疗核素,但由于其生产条件要求较高,目前国内市场的⁸⁹Sr主要依赖进口,药品造价十分高昂。因此,有必要探索一种新的低成本生产方式。本研究利用现役压水堆核电站,将靶件放入燃料组件的导向管中进行辐照,在不影响核电站正常运行的情况下同步进行⁸⁹Sr辐照生产。同时利用蒙卡燃耗软件模拟计算将碳酸锶靶件放入秦山第二核电厂堆芯,经历一个燃料周期（480 d）的辐照,得到主要同位素随辐照时间的变化、辐照结束后靶件内⁸⁹Sr同位素的产额和杂质等数据,并对初步产能进行评估。结果表明,相关参数满足药品质量要求,使用压水堆核电站进行⁸⁹Sr同位素的生产可行,产能前景十分可观。本研究的生产方法适用国内多数商用压水堆核电站,可极大降低医用同位素⁸⁹Sr的生产成本,有助于推动国内同位素生产技术的发展。     

镍特效树脂分离富集核电厂液态流出物中的63Ni及其测量方法研究

为准确评估核电厂液态排放对公众造成的辐射影响,需对液态流出物中排放量较大、半衰期较长的⁶³Ni进行分析。本工作以镍特效树脂作为分离纯化材料,结合阳离子树脂、原子吸收光谱和液闪谱仪,建立了快速分析核电厂液态流出物中⁶³Ni的方法。用本工作建立的方法和GB/T 14502-1993方法比对分析了核电厂的液态流出物样品,化学回收率均高于70%,方法探测下限为0.005 Bq/L,比对结果的E_n值均远小于1,表明该方法的分析结果准确可靠。相比于GB/T 14502-1993方法,本方法操作简单、分离流程短、工作效率高,适用于核电厂液态流出物中⁶³Ni的富集和分离。     

CARR堆冷中子瞬发伽玛活化分析系统及实验研究

利用中国先进研究堆（CARR）在国内首次开展了冷中子瞬发伽玛活化分析（CNPGAA）实验,采用定制加长的电制冷高纯锗（HPGe）探测器和先进的数字多道谱仪DSPEC®-502进行测量,获得了NH₄Cl样品中元素冷中子瞬发伽玛谱和本底谱等数据,同时利用伽玛放射源¹⁵²Eu、¹³⁷Cs、⁶⁰Co以及NH₄Cl产生的瞬发伽玛射线对探测器在宽能区0.1~8 MeV进行能量刻度。为降低环境辐射本底,HPGe探测器外围采用环形锗酸铋（BGO）康普顿谱仪,10 cm铅以及含⁶Li和¹⁰B材料对中子束流准直屏蔽。此外,利用金片活化法测量了CARR堆运行功率为15 MW时有无冷源情况下冷中子导管B(CNGB)末端1 m处的中子注量率,结果显示有冷源时中子注量率可提高一个量级。     

光致荧光剂量计β辐照器的研制及性能研究

本文针对空间辐射、核动力远洋、核应急等特殊环境下个人及环境剂量监测量值无法实时校准的问题,研制了一种便携式的β辐照器,可携带至现场对光致荧光剂量计（OSLD）进行校准,为特殊环境下剂量监测的准确性提供计量保障。β辐照器采用可替换的⁹⁰Sr-⁹⁰Y平面电镀源作为校准源,并可溯源至标准β辐射场,通过电磁阀控制辐照动作,其总质量小于3 kg。研究结果表明：β辐照器周围剂量当量率处于环境水平;参考点平均剂量率为0.060~0.083 mGy/s,其相对标准不确定度为6.9%;辐照剂量重复性为3.9%（n=10）。     

模拟气体标准源法校准反应堆惰性气体监测仪效率

为准确校准惰性气体监测仪对气体源的γ射线全能峰效率,制备了以可发性聚苯乙烯（EPS）颗粒为基质材料的马林杯放射性模拟气体标准源,模拟气体标准源装样密度为4.1 kg/m³,其中含²⁴¹Am、¹⁰⁹Cd、⁵⁷Co、⁵¹Cr等8种单能γ射线发射核素。利用该模拟气体标准源,对反应堆惰性气体现场监测仪的HPGe探测器γ射线全能峰效率进行了校准,校准覆盖能区为60～1836 keV,校准的效率标准不确定度最大为4.4%。同时采用点源代表点法进行了效率校准,并将模拟气体标准源与代表点位置处的点源效率校准结果进行对比,发现在校准能区内二者的效率比不为常数,效率偏差最大达28%,通过效率传递系数可减小偏差,且可得到效率传递系数拟合曲线。最后在81 keV能量点处,得到模拟气体标准源与标准气体源的效率比为1.26,此值可作为模拟气体标准源的实际应用参考。     

γ射线空气比释动能(治疗水平)标准装置的建立

采用活度为1.85×10¹⁴ Bq的⁶⁰Co放射源建立了γ射线空气比释动能(治疗水平)标准装置,同时从实际情况和安全性考虑设计建造了一套附属的安全联锁系统。为了评价标准装置的性能指标,依次测试辐射场的空气比释动能率范围、辐射野、均匀性以及散射等。测量结果表明在1~5 m的距离内,在不加铅衰减的条件下辐射场的空气比释动能率范围为1.71～43.5 Gy/h,加衰减器后最小空气比释动能率可达1.5×10^-4 Gy/h。在无衰减器的条件下,该标准装置在距离放射源1~5 m范围内平方反比律在1%以内成立;在加衰减器的条件下,该标准装置在距离放射源2~5 m范围内平方反比律在±3.5 %以内成立。2 m位置处空气比释动能率波动在5 %以内的辐射野半径为13 cm,空气比释动能率波动在1 %以内的辐射野半径为7 cm。标准装置的技术性能指标满足开展治疗水平剂量仪的检定/校准要求。     

量程至MGy的石英剂量计性能研究

为建立剂量可至MGy超高剂量范围的新型剂量计,本研究以石英为敏感材料,利用电子自旋共振（ESR）方法测量样品经γ射线或电子束辐照后产生的信号强度,开展石英种类选择、辐照后的线性、稳定性研究。结果表明,高纯石英适合作为超高剂量范畴的工作剂量计原材料。石英样品辐照后经15 min、300 ℃的热处理,信号强度在一年内能保持较好的稳定性,变化<3% ,且其吸收剂量与石英E′信号强度在10~10³ kGy剂量范围内成一定的函数关系,两者之间的拟合系数>0.99,相比于未经热处理的高纯石英样品,稳定性及拟合函数R²均得到明显提升。以上结果表明,石英剂量计适合作为超高剂量范畴的工作剂量计。     

基于PET/CT中心的辐射监测及放射防护评价

PET/CT中心使用¹⁸F-FDG作为正电子放射性诊断药物,为此研究该中心的辐射水平,为临床辐射防护提供参考依据。利用X、γ辐射剂量率仪测量各工作区的辐射剂量率,利用热释光剂量仪估算工作人员的年有效剂量,并进一步研究了作为放射源的受检者离开前,周围人员与其保持不同距离时的辐射剂量率。结果表明:PET/CT中心各工作区及工作人员的辐射剂量符合国家标准。当周围人员与受检者保持3 m以上距离时,所测辐射剂量率近似环境本底值。     

Calibration factors for the SNOOPY - NP-100 neutron dosimeter

Within CANDU nuclear power facilities, only a small fraction of workers are exposed to neutron radiation. For these individuals, roughly 4.5% of the total radiation equivalent dose is the result of exposure to neutrons. When this figure is considered across all workers receiving external exposure of any kind, only 0.25% of the total radiation equivalent dose is the result of exposure to neutrons. At many facilities, the NP-100 neutron dosimeter, manufactured by Canberra Industries Incorporated, is employed in both direct and indirect dosimetry methods. Also known as “SNOOPY”, these detectors undergo calibration, which results in a calibration factor relating the neutron count rate to the ambient dose equivalent rate, using a standard Am-Be neutron source. Using measurements presented in a technical note, readings from the dosimeter for six different neutron fields in six source-detector orientations were used, to determine a calibration factor for each of these sources. The calibration factor depends on the neutron energy spectrum and the radiation weighting factor to link neutron fluence to equivalent dose. Although the neutron energy spectra measured in the CANDU workplace are quite different than that of the Am-Be calibration source, the calibration factor remains constant - within acceptable limits - regardless of the neutron source used in the calibration; for the specified calibration orientation and current radiation weighting factors. However, changing the value of the radiation weighting factors would result in changes to the calibration factor. In the event of changes to the radiation weighting factors, it will be necessary to assess whether a change to the calibration process or resulting calibration factor is warranted.     

基于湿法氧化法测量放射性废树脂中3H和14C的方法

基于湿法氧化法对核电厂产生的放射性废树脂进行前处理,建立了树脂中³H和¹⁴C的测量方法,分析了影响方法回收率的因素,并对国内某核电厂废树脂中的³H和¹⁴C进行了测量。结果表明,H₂O₂浓度对方法回收率影响最大,在最优的氧化条件下,方法回收率达96.8%;³H和¹⁴C最小可探测比活度分别为41 Bq/g和1.3 Bq/g;¹⁴C测量结果与《生物样品中¹⁴C的分析方法 氧弹燃烧法》(GB/T 37865-2019)的测量结果相比,无显著性差异,¹⁴C测量精密度为10.2%。对国内某核电厂废树脂进行测量,³H和¹⁴C的平均比活度分别为（6 134 ±640） Bq/g和（2 724±147） Bq/g。     

核设施β-γ混合场中定向剂量当量率(H)'(3)的现场监测方法

本文主要介绍核设施β-γ混合场中定向剂量当量率$\dot{H}$′(3)的现场监测方法。基于研制的ZF-D300型定向剂量当量率$\dot{H}$′(3)监测仪,利用γ标准辐射场、β标准辐射场、以及组合的β-γ标准辐射场,测量给出了监测仪器对γ射线和β射线的响应特性。结合周围剂量当量率仪、β谱仪和γ谱仪测量数据,给出了β-γ混合场中测量$\dot{H}$′(3)的数据处理方法。在实验室建立的标准β-γ辐射场中,采用本文中数据处理方法测量计算的$\dot{H}$′(3,45°)值,与标准装置给出的$\dot{H}$′(3,45°)约定真值相对偏差小于±1%。在某核电站大修期间,对该β-γ混合场中监测$\dot{H}$′(3)的方法进行了应用。     

Actual flow calibration of a feedwater flowmeter using a high Reynolds number facility at NMIJ

The results of calibration tests of the feedwater flowrate of ultrasonic flowmeters used in a nuclear power plant for variety of upstream conditions obtained using the new high Reynolds number calibration facility at NMIJ are described. In this examination, the measurements are performed for five pattern pipe layouts with one or two elbows. The flow conditioners installed upstream of the flowmeter are the tube bundle type and the Mitsubishi, which are normally used in nuclear power plants. The calibration result for each flowmeter are largely different for each flow conditioner and each upstream pipe layout, except in some special cases. Moreover, the trend of the correction factor with Reynolds number is not uniform for each case. Furthermore, some differences were observed for individual flowmeters. It is recommended that the feedwater flowmeter, especially when used to perform measurement uncertainty recapture, is calibrated based on the actual pipe layout and the Reynolds number corresponding to the actual nuclear power plant conditions.     

一些常用个人防护用品的弱贯穿辐射防护性能评价

为了掌握常用个人防护用品对不同能量β射线的防护效果,在⁸⁵Kr和⁹⁰Sr-⁹⁰Y标准β辐射场中,测量给出了各种组合情况下常用个人防护用品对定向剂量当量率公式β射线防护效果较差,对于高能β辐射场所作业人员,给出了开展弱贯穿辐射监测的方法和防护的措施。     

基于G(E)函数法的就地NaI谱仪剂量率测量

在核应急监测中常用NaI谱仪实现剂量率的监测和γ放射性核素识别。本研究利用G(E)函数法对一款3″×3″的NaI谱仪进行能谱-剂量直接转换的刻度。利用¹⁵²Eu、¹³³Ba、²⁴¹Am、¹³⁷Cs、⁶⁰Co标准点源获得不同能量下的标准能谱数据,并采用Geant4程序计算其他能量下的能谱数据,实现能谱信息与空气吸收剂量率的转换。结果表明,在一定的剂量率范围内,采用G(E)函数法实现能谱信息与剂量率的转换结果可以接受,满足应急监测要求。     

可作为校准检定用标准剂量计的能量补偿型高气压电离室改进

在电离辐射计量检定工作中,标准剂量计的测量结果通过检定逐级传递到工作计量器具,以实现单位统一和量值准确可靠。由于环境水平γ射线剂量率较低,国际上常用的PTW-UNIDOS系列标准剂量计无法满足需要。针对这一特点,结合蒙特卡罗方法对高气压电离室的X射线、γ射线和宇宙射线响应特性进行模拟计算,进行了能量补偿型高气压电离室改进。测试结果表明:剂量率约30 μGy/h时,能量补偿型高气压电离室在87 keV～1.25 MeV能量范围内相对于¹³⁷Cs γ射线的响应偏差不大于6%,宇宙射线和¹³⁷Cs γ射线的响应偏差不大于10%,在0.5 μGy/h～1 mGy/h范围内相对固有误差为-3%,0.5 μGy/h时的重复性为0.7%,校准因子的不确定度为4%(k=2),可作为环境水平标准剂量计在校准检定工作中使用。