低能β核素微热量热计研制

为对小体积包容体内β核素的放射性活度进行非破坏性测量,研制了低能β核素微热量热计。本工作描述了该量热计工作原理及装置组成,并对装置进行了性能测试和实验验证,对热功率测量结果进行了不确定度评定。输入功率为500μW时,测量结果的不确定度为0.96％（k=2）;输入功率为48μW时,测量结果与输入功率标准值间的偏差为4.2%。     

壳源法放射性废物桶作为SGS装置校准源的可行性

由于均匀的大体积放射性废物桶制备困难,放射性废物桶分段γ扫描（SGS）装置的活度探测效率多采用间接的方式进行刻度。壳源法制备的废物桶以线状源为核心,制备简单,结构灵活,是最佳的间接方法之一。本文通过对均匀填充型放射性水溶液桶和壳源法制备的放射性废物桶测量比较,证明壳源法制备的放射性废物桶在进行SGS装置探测效率刻度时与均匀桶是等效的,可作为此类装置探测效率的校准源。     

大体积低能β量热装置研制

为了实现大体积样品放射性活度的非破坏性测量．研制了大体积低能β量热装置。该装置采用工作于伺服控制方式的等温型量热计原理．测量腔体积约3200cm3，热功率测量范豳30-2000mW.装置的实验验证表明：当热功率为300mW时，测量结果的扩展不确定度好于0．4％，平均测量时间小于3．5h。本文描述了装置的测量原理、系统组成、校准方法、性能测试及测量不确定度分析等。     

低能β活度微量热计性能研究

研制了10μW级放射性活度微量热计绝对测量装置。进行了等温双杯量热计计体设计和最佳半导体热电偶数目的理论计算及热电偶噪声水平估算,编写了微量热计数据获取和数据处理软件,进行了电热校准实验。对该装置的校准结果表明,在输入15μW电功率条件下,校准不确定度在2%以内。     

高放废液总β放射性活度测量

方法采用塑料闪烁晶体β低本底测量装置直接测定了高放废液样品40 keV以上β射线的总β放射性活度。装置的β效率曲线采用与被测样品相同质量厚度、不同β能量的一系列标准源刻度。样品测量的β放射性对装置的总β效率是根据各个样品的放射性核素组成、各核素β射线能量对应于β效率曲线值以及各核素β放射性活度占样品总β放射性活度的比例加权平均计算求得。在测定样品各核素β放射性活度占总β放射性活度的比例时,方法对具有γ衰变的核素采用直接γ能谱法;对纯β衰变核~(90)Sr-~(90)Y,采用了半衰期近似法;对纯β衰变核~(147)Pm,采用了表观冷却时间近似替代法对高放废液样品测量的不确定度约为±15%。测量结果与化学分离各核素测得的结果在误差范围内符合。     

核电厂新型放射性气体监测系统构建

为加强核电厂大气环境中放射性气体的监测,构建了一套配置β灵敏闪烁体探测器的新型放射性气体监测系统。该系统可对核电厂大气环境中的放射性气体活度浓度进行实时在线监测,可及时发现放射性排出流含量超标的气体。测试结果表明:该系统的测量结果的变异系数为2.44%;测量结果与标称值的偏差不大于5%;探测装置探测效率为7.64%。     

桶装核废物SGS检测层间串扰校正技术

分层γ扫描技术是针对桶装核废物样品定性、定量无损检测与分析的一种重要方法。分层γ扫描时,探测器在测量当前层的时候会受到临近层放射性的干扰,层间串扰是导致样品核素总量检测值与实际值产生较大误差的重要因素之一。通过层间补偿的方法确定核废物桶每层样品的校正系数,采用蒙特卡罗(Monte-Carlo,MC)模拟与实验测量对探测张角覆盖废物桶的体积重叠部分进行准确校正。实验结果表明,废物桶样品校正值与实验值误差均在10%以内,精确度提高了5%。在测量和计算误差存在的条件下,可以准确估计出放射性废物桶内核素放射性活度,提高检测精度。     

核电厂放射性固体废物桶外γ测量重要影响因素的探讨

本文针对我国运行核电厂常用的两种桶外γ活度测量系统(整体γ射线测量系统(IGS)和分段γ射线测量系统(SGS)),阐述了桶装放射性固体废物的活度和密度分布不均匀条件下对测量系统探测效率和不确定度的影响。现场试验及蒙特卡罗模拟计算表明,桶外γ活度测量系统基本满足电厂桶装废物γ核素活度测量要求,活度分布和密度分布导致的测量结果不确定度分别在17%和20%之内;同时应正确认识桶外γ测量方法在桶装固体废物测量中的地位及作用,针对存在的问题,提出应制定废物桶活度桶外测量方法的技术规范、保证设备的工作环境和加强人员培训。     

放射性气体活度测量

研制了一套放射性气体活度测量装置及配套测量系统,研究考查了放射性气体活度测量装置及标准测量系统的性能和技术指标;实际测量了放射性气体活度并评定了其不确定度;对放射性气体活度测量系统量值传递技术进行了研究。整套装置技术指标满足有关标准、规范和规程要求,可作为工作标准对我院放射性进行常规测量、检定。     

小体积密封γ源活度测量装置研制

为测量5 ×103 ～1 ×10HBq范围内的密封放射性γ源活度,研制了一套小体积密封γ源活度测量装置.描述了装置测量原理及装置的构成,并对装置进行了性能测试,实际测量了放射性γ源并评定了其不确定度.     

痕量锂同位素的热表面电离质谱高精度测量

建立了痕量锂同位素的高精度热电离质谱测量技术。通过双带测量、加入磷酸发射剂及采用预烧处理方法等途径,抑制了分馏效应,提高了痕量锂质谱分析的精度。采用浓缩锂同位素标准样品考察了测量效果,对于100ng锂样品,测量相对标准偏差好于0.086%;对于10ng锂样品,相对标准偏差好于0.90%。     

锆铀合金中痕量硼的同位素稀释质谱法测定

本文介绍了用同位素稀释技术测定锆铀合金试样中痕量硼的方法。选用富集~(10)B为同位素稀释剂,用硫酸-硫酸铵溶样,使硼形成挥发的硼酸甲酯与基样分离,用热电离质谱仪进行硼的同位素比值测量。方法的检测下限为1.5ng(硼)。对于含硼量小于1.0μg/g(样)的锆铀合金试样,相对标准偏差小于±1.0%。     

简易桶装废物非破坏检测装置设计及检验

介绍了组装的桶装废物非破坏检测装置及其探测效率获得方法,并将探测效率的实验值与计算值进行了比较,其变化趋势一致。使用^{137Cs标液制作实验源模拟桶装废物进行验证实验,在放射源随机分布、介质密度低于1.761 g/cm3情况下,计算结果偏差在±20%内;在放射源极端分布、介质密度为1.538 g/cm3情况下,计算结果偏差达-76%~152%,说明该方法用于核设施退役产生的桶装废物的分级是可行的。}     

微量热计测量低活度氚

针对国际热核聚变实验堆氚增殖系统(ITER-TBS)中微量氚活度的绝对测量需求,设计研制了微量热计。采用固体含氚样品对微量热计的输出热电势(Eout)-输入热功率(P)进行标定,Eout-P关系式具有很好的线性关系,灵敏度系数达到0.13V/W。研制的微量热计最低检测限低于0.2μW,量热杯体积大于500mL,该性能指标预期可定量测量ITER-TBS系统中各种复杂形态的微量氚活度,具有很好的应用前景。     

分层γ扫描层间串扰影响研究

分层γ扫描(SGS)测量分析方法是核废料与放射性废物定量测量分析的重要手段。其中,由于分层形成的临近层对当前层测量的干扰（层间串扰）是分析结果误差的来源之一。本工作研究了串扰及测量和计算误差对串扰方程组解的影响,并通过实验测量和Monte-Carlo模拟计算予以印证。结果表明：在测量和计算误差存在的条件下,适当的串扰对样品中物料总含量分析结果的影响较小。如果希望得到每一分层中物料含量的准确数据,则需对串扰及测量和计算误差有更严格的要求。     

放射性废水远红外蒸发处理装置研制

为解决现有可移动式废水处理装置无法处理含盐量高、含油量高的放射性废水, 以及净化系数不高等问题,基于远红外蒸发处理技术研发了一套移动式放射性废水处理装置。装置主要由运输车、保温舱、废水处理系统、控制系统及外部管路组成,具有可移动、净化系数高、 适用性强等优点。本装置设计处理能力为24 L/h,蒸残液最大含盐量为300 g/L。冷调试结果表明装置设计安全可靠,结构合理,性能稳定,满足设计要求。     

核电厂放射性废液防堵塞液位检测系统研究

核电厂内放射性废液处理系统的吹气式液位测量仪表频繁堵塞,导致放射性废液液位失去监测,影响放射性废液处理效率。针对该问题,新增自动吹扫装置用于吹气式液位测量仪表引压管的预防性吹扫。依据吹气式液位仪表测量气路组成和堵塞周期,将自动吹扫装置的吹扫气路与测量气路重新组合,吹扫逻辑通过设置吹扫工作启动和停止的先后顺序和时间间隔,每次只吹扫一路测量气路,保证了吹扫工作中仪表的测量功能不受影响。模拟测试结果表明,自动吹扫装置解决了吹气式液位测量仪表管路频繁堵塞的问题,最终保证放射性废液液位监测功能连续可用。     

放射性污染土壤分拣减容装置研发

放射性污染场地整治及修复工作是保障核工业健康可持续发展的重要支撑。针对某典型区域放射性污染土壤的处理需求，开展源项分析和分拣机理实验，确定放射性污染土壤分拣减容工艺方案及装置设计指标，设计了一种新型放射性污染土壤分拣减容装置。该装置可实现放射性污染土壤的烘干、筛分、在线检测及按处置需求分离等功能。性能验证结果表明，其对放射性污染土壤中137Cs的理论检出限为20.7 Bq/kg，处理能力可达106 kg/h，满足设计指标。该装置有望在后续工程实施中实现某典型区域部分污染土壤从低放射性废物向极低放射性废物或极低放射性废物向免管废物的降级。本研究可为放射性污染土壤处理工作的工艺设计及工程验证提供理论指导和实验基础。      

某同位素生产线放射性废气处理系统设计

为确保某同位素生产线项目产生的气态放射性流出物能满足排放标准,根据释放源项及气体流量,对比了加压衰变法与滞留床吸附法的优缺点。借鉴国内核电站放射性废气处理系统的工艺设计,提出了“碱洗+冷冻除湿+吸附干燥+活性炭滞留”联合工艺。文章中详细介绍了处理工艺流程、主要设备的参数设计及滞留床活性炭用量的优化计算,对废气处理装置的功能、系统流程、系统配置、布置方案等进行阐述,给出装置总体设计方案。装置设计完毕后进行了相应的试验,单床滞留时间4.6 h(以Kr-85计),优于设计值。干燥装置压降在216~274 Pa之间、滞留装置单床压降在183~310 Pa之间,均满足设计指标要求,在安全性、经济性和可实施性方面作到了较好的综合平衡。