压水动力反应堆燃料元件安全性的监测与分析

为了对１座压水型动力反应堆作燃料元件破损的现场监测，计算了一些裂变产物的主要γ光子用７６．２ｍｍ×７６．２ｍｍＮａｌ探测器测量时产生的光电峰相对计数率随反应堆启动不同时间的变化，并作了监测中的干扰因素分析。计算和分析结果表明：在元件安全性监测中，最适合选择的γ光子能量是２２０．９ｋｅＶ（８９Ｋｒ）、４０２．７ｋｅＶ（８７Ｋｒ）、１９６．３ｋｅＶ（８８Ｋｒ）、５２９．８ｋｅＶ（１３３Ｉ）和８１ｋｅＶ（１３３ｘｅ）。在监测中存在的主要干扰因素是高能γ射线产生的湮没辐射、ｗａｌ探测器周围ｐｂ屏蔽上产生的７５ｋｅＶＸ射线及由１９Ｏ和１６Ｎ产生的γ射线。在１座反应堆２次事故排除的元件安全性监测中，分析方法成功地得到了应用。     

用固体径迹探测器验证公式φU（r）／φ^—U≈φM（r）／φ^—M

利用固体径迹探测器测量反应堆不同位置燃料元件内的中子注量率，得到反应堆燃料元件内的中子注量率分布，与对应点慢化剂内啊子注量率进行比较，对反应堆物理实验中一个近似假设公式φＵ（γ）／φ＾－Ｕ≈φＭ（γ）／φ＾－Ｍ进行了验证。给出了该公式成立的条件。     

LaBr_3(Ce)γ谱仪在燃料元件破损监测中的应用研究

为了实现用LaBr_3(Ce)γ谱仪实时监测压水堆燃料元件的破损,对该谱仪系统在燃料元件破损监测中的几个关键问题进行了研究。通过实验测试与蒙特卡罗(MC)模拟计算,提出了使用LaBr_3(Ce)γ谱仪测量一回路冷却剂中裂变产物~(135)Xe和~(88)Kr的活度浓度来判断燃料元件是否发生破损的方法,并对该方法进行了验证。对某反应堆一回路冷却剂进行测量的结果表明,基于LaBr_3(Ce)γ谱仪的燃料元件破损监测方法可有效避免监测中的干扰因素的影响,降低了定量测量中的不确定度。     

元件破损实时监测与分析中裂变产物光子能量的选择

计算了不同裂变产物的主要γ光子对φ７６．２ｍｍ×７６．２ｍｍ ＮａＩ探测器光电峰的相对探测效率。结果表明，在燃料元件破损监测中，光电效应计数率最高的几种光子能量与核素是８１ｋｅＶ（＾１３３Ｘｅ）、１９６．３ｋｅＶ（＾８８Ｋｒ）、２２０．９ｋｅＶ（＾８９Ｋｒ）、２４９．８ｋｅＶ（＾１３５Ｘｅ）、４０２．６ｋｅＶ（＾８７Ｋｒ）和５２９．８ｋｅＶ（＾１３３Ｉ）。由于活化产物γ辐射的干扰，监测用γ光子的能     

用切伦科夫计数法确定反应堆燃料元件破损

介绍了利用液闪谱仪进行切伦科夫计数确定反应堆燃料元件破损的原理和方法。以２００ＭＷ核供热堆为例，分析了反应堆主回路水中产生切伦科夫辐射核素的放射性特性，计算了其中活化产物的活性及燃料元件裂变产物的活性，探讨了用本方法监测燃料元件破损的可行性。本方法的特点是操作简单，测量迅速。     

变流量工况下^16N监测反应堆功率的研究

本文从理论上对变流量工况下利用＾１６Ｎ监测压水堆功率进行了分析，推导出反应堆－回路中＾１６Ｎ放射性强度与冷却剂流量之间的关系，得出变流量工况下＾１６Ｎ测量反应堆功率的简化公式，提出了变流量工况下＾１６Ｎ监测反应堆功率的方法，并报告了应用该方法在ＨＦＥＴＲ（高通量工程试验反应堆）上的研究及试验结果。     

一个工业下水总排放口监控系统的研制

本文介绍一套工业下水中弱γ放射性活度实时监测与控制系统。为了便于区分污染源，工业下水分区流入４个监测通道。大体积φ１００ｍｍ×１００ｍｍＮａＩ（Ｔｌ）晶体探测器直接放置在１ｍ＾３的监测水池中，分别对各路的γ活度进行在线实时监测，对＾１３７Ｃｓ的最低探测限达０．１８Ｂｑ／Ｌ。系统由微机控制，在汉字操作系统支持下工作，并能自动存盘、事故时实时报警等。     

煤矸石在线自动分选技术及其计数修正问题分析

本文通过对一系列实验数据的分析，得出了用双能γ光子辐射吸收方法实现煤矸石在线自动分选技术中从＾２４１Ａｍ通道计数中扣除＾１３７Ｃｓ的康普顿散射影响的一经验公式。文章给出了一种根据设备具体民政部事先定出数据自理中正确修正公式的可行方法。     

高能γ射线参考辐射场空气比释动能（率）测定

本文主要介绍了用两种不同体积的石墨空腔电离室对静电加速器上通过＾１９Ｆ（Ｐ，ａ，ｒ）＾１６Ｏ反应产生的６－７ＭｅＶｒ射线参考辐射和在游泳池反应堆上通过Ｎｉ的中子俘获反应产生的７－９ＭｅＶｒ射线参考辐射的空气比释动能Ｋａ的测量方法的结果。     

^86Rb的切连科夫辐射测量及其在小鼠民肌营养性血流量测定中的应用

对小鼠心肌本的＾８６Ｒｂ切连科夫辐射测量和γ射线测量进行了比较，探讨了＾８６Ｒｂ心肌样本切连科夫辐射测量的影响因素，结果显示：＾８６Ｒｂ切连科夫辐射测量的相对品质为其γ射线测量的１４０倍，其心肌样本的计数率也提高约５倍。Ｈ２Ｏ２脱色后，虽计数显著增加，但计数率的变异也加大；加入浓蔗糖溶液以增另折射时，与不加任何介质直接进行切连科夫辐射测量相比，未见计数率的增加。对＾８６Ｒｂ心肌样本的切连科夫直接测     

秦山核电厂周围土壤中放射性水平的分析和讨论

以秦山核电厂运行前的本底调查中所获得的数据为基础，估算了秦山周围居民因土壤中的放射性物质所致居民剂量，秦山周围土壤中＾２２６Ｒａ，＾２３２Ｔｈ，＾４０Ｋ和Ｙ１３７Ｃｓ的比活度分别为３４．６，４６．２，４４２，２．６Ｂｑ／ｋｇ。地表γ辐射产生的空气吸收剂量率的主要贡献来自于土壤中的天然放射性核素。总的秦山地区地表γ辐射产生的空气吸收剂量为７．４２×１０＾－８Ｇｙ／ｈ，与全国平均值７．１５×１０＾－８     

反应堆燃料元件破损当量诊断方法

破损当量是衡量反应堆燃料元件破损严重程度的重要指标,但破损当量无法直接测量,在决策应用中不具有可操作性,需要建立与破损当量对应的可监测指标。本文结合实践经验,分析确定了可用于燃料元件破损诊断的典型核素,建立了反应堆一回路冷却剂中裂变产物核素活度浓度与燃料元件破损当量之间的传递关系;给出了一回路冷却剂取样分析实验方法,并指出实验过程中应注意的问题;建立了采用监测一回路冷却剂中典型裂变产物核素活度浓度诊断破损当量的方法,并分析了诊断中不确定度的主要影响因素。本研究为反应堆燃料元件破损当量诊断提供了技术方法。     

用LaBr_3(Ce)γ谱仪实时监测反应堆回路水放射性

为实现用LaBr_3(Ce)γ谱仪实时监测反应堆回路水中裂变产物,对该谱仪系统在裂变产物放射性核素测量中的几个关键问题进行研究。着重研究了裂变核素的选择、高能端效率刻度、符合相加修正、脉冲堆积及谱仪的稳谱等问题。通过实验测试与MC计算相结合方法,获得了初步的解决方案,进一步提高LaBr_3(Ce)探测器在一回路水放射性核素分析、燃料元件破损监测、核事故条件下放射性监测等方面的准确度。     

低浓铀轻水零功率装置事故分析

本文分析了采用低富集度ＵＯ_２燃料和轻水慢化剂的零功率装置几种假想的极限事故。分析结果表明，即使发生瞬发超临界事故，只要反应堆保护系统功能正常，能正确实施事故保护停堆，就可以保证反应堆燃料元件棒的完整性，对环境不产生不可接受的危害。     

低浓轴轻水零功率装置事故分析

本文分析了采用低富集度ＵＯ２燃料和轻水慢化剂的零功率装置几种假想的极限事故，分析结果表明，即使发生瞬发超临界事故，只要反应堆保护系统功能正常，能正确实施事故保护停堆，就可以保证反应堆燃料元件棒的完整性，对环境不产生不可接受的危害。     

“强光一号”脉冲γ射线辐射剂量测量及其不确定度分析

"强光一号"加速器是一台具有多种辐射状态的强脉冲辐射模拟装置,能够产生多种能量的X、γ射线,对γ射线的辐射参数的测量是判断加速器工作状态的重要手段之一。主要介绍了目前"强光一号"加速器所产生的γ射线剂量测量系统中剂量元件的筛选、标定和测量方法以及对辐射剂量测量的不确定度分析,并对剂量测量结果进行了总结。     

环境γ辐射剂量率连续监测数据影响因素和特征分析

对γ辐射剂量率的连续监测是核电厂常规监测和监督性监测的主要内容。分析γ辐射剂量率连续监测数据的影响因素,对于识别核电厂的异常排放、建立应急监测本底具有重要意义。本文以宁德核电厂监督性监测系统2016年一整年的γ辐射剂量率逐时连续监测数据为例,分析各种可能的影响因素,包括宇宙射线响应、气象参数的影响、核电厂的排放等,研究各种因素的影响特征。结果表明,γ辐射主要来自地表中的天然放射性核素及宇宙射线,气象参数的变化是影响γ辐射剂量率变化的主要因素。结合快速傅里叶分析FFT和气象参数相关性分析,表明γ辐射剂量率连续监测数据存在明显的日周期变化。核事故时释放的放射性可能对剂量率监测结果带来明显的影响。     

英国研发反应堆堆芯实时监测技术

<正>【世界核新闻网站2015年10月16日报道】受到猫眼的启发,英国研究人员近期研发出一种可对运行中反应堆产生的辐射场进行成像,进而对反应堆堆芯进行实时监测的新技术。2015年10月9日出版的国际综合学术刊物《自然通讯》刊登一篇题为"运行中核反应堆高功率分辨辐射成像"的文章,介绍了这项技术。     

元件破损监测中关键核素活度测量的影响因素

通过实时测量反应堆主冷却剂中关键核素¹³¹I、¹³⁷Cs的活度来进行压水堆燃料元件破损监测时,主要的影响因素有净化系统的净化效果、核素自身的衰变、活化产物的影响、能量相近的裂变产物等。对这些影响因素进行了分析、推导,结果表明,只有裂变产物⁹⁹Mo对¹³¹I的定量测量有较大影响。     

4—7MeV高能γ射线参考辐射建立的研究进展

建立4～7MeV高能γ射线参考辐射是“十五”国防计量重点科研项目之一。4～7MeV能区高能γ射线参考辐射可为反应堆、加速器等所使用的监测仪表提供准确的效率及响应校准,在核能及军事科研领域有着重要意义。 该项目从2001年开始,预计4年完成。2001年,课题组在已有课题方案的基础上进行了进一步充分调研,确定了加速器监测系统的设计方案,为今后参考辐射建立及维护确立了基础,并在已有的设备条件下,对5SDH-2加速器19F（p,αγ）16O核反应产生的6～7MeVγ射