基于点核法的γ辐射剂量计算软件设计

为满足核设施退役过程中需要大量剂量计算要求,利用C#4.0编程语言开发了基于点核方法的γ剂量计算程序PKShield。该程序包含传统点核程序QAD-CGPIC的大部分特性,并且提供了数据输入的图形界面,扩充了放射性源的几何类型。PKShield能够计算具有能谱的多放射性源的剂量分布,且具有较快的计算效率。为了验证PKShield计算方法的有效性和正确性,利用所开发的PKShield与MCNP5进行剂量计算结果比较,结果表明开发的PKShield程序能够正确、有效地计算γ辐射剂量。     

某城市放射性废物库退役的辐射影响评价

为了使城市放射性废物库退役后可无限制开放,本研究探讨废物库退役辐射影响评价的关键问题,评价人员和周围环境的辐射影响。对比源项调查和控制限值,判定污染区域;按退役实施方案得到放射性废物的产生量和整备前的活度水平;利用经验公式估算职业人员的外照射、内照射剂量,分析公众的辐射影响。选取退役要执行的放射性指标和适宜场地的控制限值,提出退役施工中实现废物最小化的具体措施。经估算得到退役实施的最大个人剂量为3.9 mSv,低于剂量约束值5 mSv。剂量实测值比评价结果低约2个数量级,退役活动中工作人员受到的辐射剂量满足国家标准的要求,退役辐射环境影响在可接受范围。     

北京城市放射性废物库的源项调查

北京城市放射性废物库是我国建成的第一个收储城市放射性废物的暂存库。经过 3 0多年运行 ,目前已经停止收贮工作 ,准备退役。本工作是该库退役之前的源项调查工作。经调查 ,北京城市放射性废物库共收贮了 5 70m3的放射性废物和 2 5 82个放射源 ,总活度 8.3 9× 1 0 12 Bq。     

山西省放射性废物库库区环境γ辐射水平监测

山西省放射性废物库是放射性固体废物和废放射源贮存库,其辐射安全必须符合国家有关规定的要求。对山西省放射性废物库库区环境γ辐射剂量率的监测结果表明,库区环境γ辐射水平满足《核技术利用放射性废物库选址、设计与建造技术要求（试行）》中库房内源坑盖板上方0.5 m处γ辐射剂量率不超过20μGy/h、源库墙外表面0.2 m处γ辐...     

某高校放射源库辐射场的MCNP模拟及分析

采用非现场检测方法,给出某高校放射源库的辐射场分布,并计算出该放射源库的最大存储量,提出防护优化建议。利用MCNP(Monte Carlo N particle transport code)程序模拟计算放射源库辐射场分布,并与实测值对比,验证模拟值的可靠性。结果表明,MCNP程序模拟结果与现场实测值的误差基本保持在10%,能给出较精确的辐射场分布及源库最大存储量。结果提示:利用MCNP程序模拟放射源库及其周围辐射场,能在不进入辐射场的情况下,有效获取任意点处的剂量率;该高校放射源库采取的防护措施能保证在任意关注点处剂量率均小于国家标准限值;对于~(137)Cs的最大存储能力为4.88×10~(13) Bq,对于~(60)Co的最大存储能力为9.99×10~(10) Bq。     

2013—2018年山西省放射性废物库库区环境γ辐射水平监测

为了进一步加强对放射性废物库的安全管理,确保辐射环境安全,对2013—2018年山西省放射性废物库库区环境γ辐射剂量率的监测结果进行了分析。结果表明,库区环境γ辐射水平满足《核技术利用放射性废物库选址、设计与建造技术要求(试行)》中有关库房内源坑盖板上方0.5 m处γ辐射剂量率不超过20 μGy／h、源库墙外表面0.2 m处γ辐射剂量率不超过2.5 μGy／h的规定要求,各年度间环境电离辐射水平处于本底涨落范围内,未对周围环境产生辐射影响,辐射环境质量总体良好。此外,健全的库区安全防范也为促进我省核技术利用和安全、健康、可持续发展提供了坚强保障。     

山西省城市放射性废物库周围辐射环境监测(2016—2019)

山西省核技术利用项目产生的放射性固体废物(源)暂存于山西省城市放射性废物库。2016—2019年,废物库废旧放射源存量增加近千枚。2016—2019年,对废物库库区周围辐射环境(包括:库区周围γ辐射剂量率,库区α、β表面污染水平,气溶胶总β水平,库区及周围水中总α、总β水平,库区及周围居民点土壤中γ核素水平等项目)的监测结果显示,废物库周边辐射水平处于天然辐射水平范围内,未见可察觉的改变。     

低放废物暂存库辐射水平分析及监测评价

辐射环境影响评价是低放废物暂存库辐射环境监管的重要内容。为掌握我国典型低放废物暂存库辐射水平,根据满负荷运行状态下低放废物暂存库源项及辐射屏蔽设计参数,运用点核积分方法给出周围辐射剂量率水平,计算工作人员及公众经外照射途径所致辐射剂量;并对低放废物暂存库辐射水平进行监测,估算所致工作人员以及公众受照剂量,同时对工作人员个人年累积剂量资料进行复核。结果表明,点核积分方法计算结果能满足屏蔽设计及辐射环境监管要求,理论计算和实际测量相互验证,工作人员及公众受照剂量均满足剂量限值要求。     

MCNP4C在HTR-PM设备γ射线屏蔽设计中的应用及与QAD-CGA对比研究

本文基于球床模块式高温气冷堆核电站(HTR-PM)反应堆设备间γ射线辐射屏蔽设计工程实例,建立了乏燃料中间贮存系统的蒙特卡罗模型,给出了蒙特卡罗方法计算程序MCNP4C和点核积分方法计算程序QAD-CGA的计算剂量值,并通过对二者进行分析和对比,得知点核积分程序QAD-CGA的计算结果较蒙特卡罗程序MCNP4C的计算结果偏大.     

MCNP4C在HTR-PM设备γ射线屏蔽设计申的应用及与QAD-CGA对比研究

本文基于球床模块式高温气冷堆核电站（HTR-PM）反应堆设备间γ射线辐射屏蔽设计工程实例，建立了乏燃料中间贮存系统的蒙特卡罗模型，给出了蒙特卡罗方法计算程序MCNP4C和点核积分方法计算程序QAD-CGA的计算剂量值，并通过对二者进行分析和对比，得知点核积分程序QAD-CGA的计算结果较蒙特卡罗程序MCNP4C的计算结果偏大。     

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。     

舱室内γ外照射剂量快速估算方法的比较

舱室内γ外照射剂量的快速估算对于核动力船舶核事故后果评价、核应急决策等具有重要意义,但是目前对于舱室内γ外照射剂量的快速估算尚无明确的标准或统一公式。采用MCNP程序计算结果作为基准,对烟羽浸没公式和点核积分公式这2种快速估算方法进行了评估,详细分析了这2种估算方法在不同形状、不同体积舱室情况下的估算结果误差及原因。结果表明,舱室的形状越偏离半球体形状、体积越大,公式估算结果与MCNP程序计算结果偏差越大:有限烟羽浸没公式的误差约为30%,点核积分公式的误差约为10%。因此,在实际工程应用时,点核积分公式可提供更为准确和快速的估算结果。      

海洋γ谱连续监测方法模拟

通过蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)建立了海洋γ谱连续监测的测量模型,模拟计算不同能量γ射线在海水中的衰减情况和有效探测距离。根据我国近岸海域海水中天然放射性核素活性浓度,模拟得到不同晶体尺寸NaI探测器连续监测的本底谱,分析能量分辨率对全能峰本底计数率的影响并探讨了影响NaI探测器能量分辨率的因素。最后针对我国核电厂周围海域中重点关注的人工放射性核素,并假设不同尺寸NaI晶体在能量662 keV处分辨率保持7.0%不变的条件下,分别计算了不同尺寸NaI晶体探测器在海洋γ谱连续监测中的探测效率、本底计数率和最小可探测活性浓度等技术参数。模拟结果为海洋或其它水体中γ谱连续监测方法的应用提供技术参考。     

Parametric Study of Shielding Codes used for Packaging

Abstract

It is very important to be able to predict the dose rates external to a flask package. Currently in Japan several shielding calculation codes are used to evaluate the dose rate around a package. It is, however, generally appreciated that there are differences between the results obtained when using different calculation codes for the same shielding calculation problems. The differences appear to be particularly important for gamma ray shielding calculations when using the point-kernel method on a package with a multi-layer wall because of the build-up factor. In this paper the calculation accuracy of some codes for gamma ray shielding calculations using the codes QAD and MARMER (a point-kernel method), the ANISN code (a discrete ordinate (Sn) method) and the MCNP code (a Monte Carlo method) are examined and compared using the benchmark problems. The calculation results are then compared with the results from a simulated actual flask package body wall. The results presented here show that the calculation results using MARNER and MCNP (which have recently been introduced into Japan) agree with the experimental measurements. These codes can therefore be used for future gamma shielding calculations and the calculation conditions of those codes in Japan.     

氟盐冷却高温堆主冷却剂放射性源项研究

针对氟盐冷却高温堆(FHR)正常运行时主冷却剂放射性源项进行了研究。对主回路源项主要贡献来源及产生原理进行了分析,基于三维蒙特卡罗输运程序KENOⅥ、燃耗分析模块ORIGEN-S及Mathematica程序,对堆芯中子能谱、堆芯源项及主回路源项扩散及活化进行了分析。应用该方法对FHR的一种设计堆型进行了定量分析,结果表明:主回路氚源项相对其他堆的较高,其产生率为5.16×1014 Bq·GWth~(-1)·d~(-1),应采取有效措施限制其向环境的释放。本文结果可为FHR的工程设计、辐射防护设计、氚源项控制、三废处理系统设计等提供参考。     

西安脉冲堆满功率运行工况内部事件二级概率安全分析

为评价西安脉冲堆（XAPR）裂变产物释放风险,提出了XAPR二级概率安全分析（PSA）技术要点,分析了事故进程及包容壳响应,基于满功率运行工况内部事件开展了二级PSA。结果表明,在所有释放类（RC）中,代表成功路径的包容壳完好释放类（RC01）贡献值占97.52%;在所有非正常释放类中,包容壳密封失效释放类（RC02）贡献份额为75.81%;RC01发生频率最高,约为4.80×10-6（堆·年）-1,核素释放量最小,为109~1013?Bq数量级;包容壳失效旁路释放类（RC06）核素释放量最大,约为1014?Bq数量级,释放频率达1.38×10-8（堆·年）-1。因此,建议在事故时应重点关闭废气特排系统和堆厅排风系统。      

在线产氚辐照装置物理参数模拟

在线产氚回路对我国氚增殖模块（TBM）增殖剂候选材料的考核、氚增殖剂材料的在线释放规律研究具有重要意义,辐照装置是在线产氚回路的关键部件。本工作采用MCNP程序模拟在线产氚辐照装置在堆内辐照时的物理参数,计算结果如下：自屏因子为0.430,等效反应截面为1.09×10^-22cm²,每日产量为2.8×10¹⁰Bq,总发热功率为8.2kW。模拟计算结果为该装置的设计提供了必需的数据支持。     

含氚气体中氚分压BIX在线测量方法研究

建立了一种聚变堆氘氚燃料循环系统燃料气及工艺气等含氚混合气体中氚分压在线快速测量方法,该方法通过测量氚衰变产生的β射线与材料相互作用发射的轫致X射线（BIX）,利用轫致X射线的计数率与含氚气体氚分压的标定关系曲线,实现含氚气体中氚分压（活度浓度）的实时测量。该方法中的轫致X射线是通过β射线与表面喷金的铍窗材料作用而产生的,X射线的测量采用NaI(Tl)探测器。研究过程中建立了轫致X射线计数率与氚分压的标定关系曲线,对于纯氚气体,氚压测量范围为1 Pa~10 kPa（氚活度浓度为10¹²~10¹⁵ Bq/m³）时,计数率（C）与氚压（p）的标定曲线为C=5.01×10⁴（1-e^-4.55×10-5p）,其指数拟合相关系数为1.000 00。对于氚体积分数为1%的氚-氦混合气体,氚分压测量范围为1~100 Pa（氚活度浓度为10¹¹~10¹⁴ Bq/m³）时,计数率与氚分压的标定曲线为C=5.24×10²(1-e^-4.69×10-3p),其指数拟合相关系数为0.998 60。对于氚体积分数为1%的氚 氢混合气体,氚分压测量范围为1~100 Pa（10¹¹~10¹⁴ Bq/m³）时,计数率与氚分压的标定曲线为C=5.18×10²(1-e^-4.61×10-3p),其指数拟合相关系数为0.999 53。利用以上标定曲线,对任意氚分压的含氚混合气体进行验证测量,结果表明,该方法测量精度较高、响应速度快、测量稳定性好,在氚测量技术中是一种很有前景的方法。     

点核积分程序研制和发展

总结了近期在点核积分程序方面的研制和发展情况。文中给出的点核积分程序序列基本上满足工程设计和安全分析需要。     

腺苷A_(2A)受体显像剂~(11)C-KW6002的合成与初步生物学评价

腺苷A_(2A)受体与中枢神经退行性疾病密切相关,正电子核素标记的腺苷A_(2A)受体显像剂可用于帕金森病(PD)的诊断与疗效评价。本研究采用碳-11标记[(E)-1,3-二乙基-8-(3,4-二甲氧基苯乙烯)-7-甲基-3,7-双氢-1H-嘌呤-2,6-二酮](KW6002)制备~(11)C-KW6002,并进行正常鼠与PD模型鼠microPET显像。结果显示,以去甲基KW6002为标记前体,在NaOH条件下与三氟甲基磺酰基碳-11甲烷(~(11)CH_3-Trifcate)反应,标记率达56%(衰变校正,n=3)。经制备HPLC分离和固相萃取,产品放化纯度99.5%,比活度为1.5×10~(14)Bq/g。~(11)C-KW6002的microPET显像结果显示,正常大鼠双侧纹状体呈对称显像,PD模型鼠中毁损侧纹状体放射性较对侧明显增加,而同一模型的~(11)C-CFT显像为毁损侧纹状体放射性缺失。表明~(11)C-KW6002为具有临床应用的潜在腺苷A_(2A)受体显像剂。