反应堆退役压力容器放射性活度估算方法

介绍了反应堆退役压力容器放射性活度估算的理论计算和实验测定方法.描述了物理估算模型,推荐采用蒙特卡罗程序和ORIGEN2程序分别计算中子通量密度和放射性活度.对确定压力容器的放射性活度时经常使用的两种方法(压力容器直接取样分析和对辐照监督管取样分析)做了详细介绍.建立了推算压力容器的放射性活度中子通量密度比例曲线.     

100 MeV质子降能材料的选择研究

降能器对于提升质子单粒子效应（SEE）地面模拟试验的效率具有重要意义,而降能材料的选择是降能器设计中的首要问题。计算了100 MeV质子在4种常见降能材料铍、石墨、铝、铜中产生的能量岐离、角度岐离、中子本底以及感生放射性等对质子SEE地面模拟试验有影响的4个方面,其中感生放射性的计算中包含了降能过程在材料中产生的放射性核素种类、活度及残余剂量率。根据以上计算结果,并结合质子SEE地面模拟试验的要求,在降低相同的能量这一情况下,对4种材料作为100 MeV质子降能材料的适用性进行了分析比较,最终选择铝作为100 MeV质子的降能材料,并将应用在中国原子能科学研究院100 MeV质子回旋加速器的质子SEE地面模拟试验装置的降能器设计中。     

基于不同数据库的反应堆堆芯源项计算分析

堆芯内的核燃料在裂变过程中产生大量的放射性物质,ORIGEN-S可以采用多种数据库计算堆芯内放射性物质的积累和衰变,如Card-image数据库、二进制数据库以及ORIGEN-ARP通过插值产生的ORIGEN-S截面数据库。详细介绍了各数据库的基本情况,并采用Card-image数据库和ORIGENARP数据库,对比计算了反应堆堆芯放射性核素的活度,分析了典型核素的放射性活度随燃耗的变化。计算结果表明:不同数据库对各种核素的放射性活度计算产生了不同的影响,与Card-image库相比,采用ARP插值生成的数据库计算的小部分核素放射性活度偏大,而核素134 Cs、136 Cs放射性活度小15%左右。随着燃耗的加深,ORIGEN-S采用不同数据库计算的核素放射性活度差值逐渐增大,但核素放射性活度的比值随燃耗的增大呈现不同的变化规律。     

兰州重粒子加速器感生放射性的辐射防护

采用FLUKA蒙特卡罗程序计算了兰州重粒子加速器所产生感生放射性核素的种类及其活度,研究了其活度随时间的变化关系,使用γ谱仪测定了冷却后加速器腔壁中长寿命放射性核素的γ能谱图,分析了感生放射性对放射性工作人员和公众的影响,提出了相应防护措施的建议。     

事故工况下核电厂安全壳内放射性气溶胶电荷分布研究

核电厂发生严重事故后,在安全壳内形成大量的放射性裂变产物气溶胶。由于核电厂气溶胶放射性这一特殊性,放射性核素的衰变过程及衰变粒子与周围介质的相互作用过程会使得气溶胶粒子带电。同种电荷及不同电荷之间的相互作用,可能会影响气溶胶粒子的输运过程。然而,目前的核电厂源项评估过程中忽略了电荷对气溶胶输运过程的影响。考虑到放射性气溶胶所带电荷量及电荷分布是后续实验研究电荷对气溶胶输运影响的基础,本文研究了放射性气溶胶的放电机理,编写电荷分布及电荷量求解程序,并对计算过程进行了实验验证,最终得到了典型核电厂严重事故工况下安全壳内气溶胶所带的电荷量及电荷分布。结果表明：在核电厂事故条件下安全壳内的气溶胶整体带负电荷;对于典型粒径的气溶胶(0.1,5)μm,对应的电荷区间为(0,-25);电荷量随粒径的增大而增加;气溶胶粒子电荷呈正态分布。     

对核应急放射性沉降监测中一些问题的探讨

针对核应急放射性沉降监测的特点,本文分析了地面剂量率监测和环境介质中的放射性活度浓度测量中存在的一些问题,探讨了基于谱仪测量地面放射性污染面活度以确定剂量率的方法。     

地面放射性异常引起电离层扰动的计算研究

地面的放射性主要来源于空间辐射、地壳放射性元素衰变和人工核活动等,地面放射性可引起地表电场的变化,地表电场变化的区域和强度达到一定的条件后可引起电离层的扰动。基于LAIC电场机制假设,本文从地面放射性引起空气电离开始推导地表大气电导率变化、地面垂直电场至电离层底部传导过程,根据临界电场理论计算地面大气垂直电场、大气附加电流密度以及电离层准静态电场的电势分布,最后通过格林函数法求解得到电离层中水平电场的分布。建立了基于地面放射性活度的地表大气电导率公式,改进了地表异常电场传播到电离层的计算过程,给出了电离层电场扰动的计算公式。利用氡和地面电场仪的实例观测数据对地面放射性异常引起的电离层扰动的计算过程进行了验证,理论计算得到的地面电场和电离层扰动的结果与实际测量结果基本一致。     

燃料操作区域气载放射性浓度分析

本文建立了燃料操作区域气载放射性浓度计算模型,对典型核素气载放射性浓度的变化趋势进行了分析。利用该模型研究了核素类型、通风流量等因素对燃料操作区域气载放射性浓度的影响,最后分析了燃料操作区域气载放射性的主要来源。结果表明,不同核素达到气载放射性浓度最大值的时刻不同,应取各核素燃料操作期间气载放射性浓度最大值作为设计值;燃料操作区域排风量与其净空间体积比值λ_h与气载放射性浓度成反比,反应堆冷却剂中放射性活度是气载放射性的主要来源,可以通过调节排风量、降低冷却剂放射性活度、降低蒸发量将气载放射性控制在一定水平。     

核爆放射性核素的分凝研究

为了研究核爆粒子中放射性核素分凝的影响因素和规律,基于Freiling的半经验分凝模型和放射性衰变链的Bateman公式构建核爆粒子放射性活度分布的计算模型.计算了给定载体物质和粒子尺度分布条件下的粒子放射性活度分布,结果表明挥发性核索呈面分布特征,难熔性核素星体分布特征.分析了粒子尺度、凝固温度和凝固时间对放射性活度分布的影响程度,结果表明粒子尺度分布和凝固温度的影响较大,粒子的放射性活度分布与爆炸当量、比高以及爆炸地点的地理条件密切相关.     

环境监测

2007年辐射安全研究部辐射监测与评价室按我院环境常规监测计划对我院内、外环境介质中的辐射水平进行了监测。监测内容主要包括：环境X、γ累积剂量率，地表γ污染和环境介质（地下水、土壤、沉降灰、气溶胶、植物和指示生物）中的放射性活度浓度，以及工业废水中的放射性活度浓度、工业毒物浓度等。     

Stokes沉降法则在放射性污染土壤小颗粒湿法分级中的应用

了解放射性核素在小颗粒土壤中的分布,对污染土壤再悬浮评估、人员辐射防护和放射性核素迁移研究有重要价值。依据Stokes沉降法则,利用自制沉降筒对某放射性污染区土壤粒径50μm的颗粒进行分级,并采用HPGeγ谱仪分析各粒级核素241Am含量。结果表明,使用各粒级土壤的密度及1.25倍理论沉降时间分级时,得到各粒级土壤的粒级纯度大于50%,某放射性污染区易悬浮土壤颗粒的质量份额6%,放射性核素241Am的含量0.2%。     

计算高放废物固化体内放射性活度及内.外剂量率的计算机程序

本文中介绍的我们设计的 ADHLW 程序能计算高放废物固化体内放射性总活度和主要核素的活度,及其内、外剂量率随时间和空间的变化。本程序可为我国高放废物深部地质处置安全和环境影响评价提供源项参数。为验证本程序,以美国76—68硼硅酸盐废物玻璃固化体处置在深部地质中为例,用本程序进行了计算,并与美国 WAPPA 程序的计算结果和有关文献报道值进行了比较,结果在10—15%内符合。     

长程α粒子探测器研究进展北大核心CSCD

α粒子射程短,常规α放射性活度直接测量方法难以测量不规则表面及管道内等区域的α放射性活度。长程α粒子探测器(long-rangeαdetector,LRAD)是目前用于此类区域α放射性污染的有效测量手段之一,被广泛应用于坑洞、核设施管道内等难以近距离测量环境的α放射性活度监测。本文介绍了LRAD的基本原理、发展及现状,并展望了LRAD的应用前景及发展方向。     

100 MeV质子降能材料的选择研究

降能器对于提升质子单粒子效应(SEE)地面模拟试验的效率具有重要意义,而降能材料的选择是降能器设计中的首要问题。计算了100 MeV质子在4种常见降能材料铍、石墨、铝、铜中产生的能量岐离、角度岐离、中子本底以及感生放射性等对质子SEE地面模拟试验有影响的4个方面,其中感生放射性的计算中包含了降能过程在材料中产生的放射性核素种类、活度及残余剂量率。根据以上计算结果,并结合质子SEE地面模拟试验的要求,在降低相同的能量这一情况下,对4种材料作为100 MeV质子降能材料的适用性进行了分析比较,最终选择铝作为100 MeV质子的降能材料,并将应用在中国原子能科学研究院100 MeV质子回旋加速器的质子SEE地面模拟试验装置的降能器设计中。     

Stokes沉降法则在放射性污染土壤小颗粒湿法分级中的应用北大核心CSCD

了解放射性核素在小颗粒土壤中的分布,对污染土壤再悬浮评估、人员辐射防护和放射性核素迁移研究有重要价值。依据Stokes沉降法则,利用自制沉降筒对某放射性污染区土壤粒径<50μm的颗粒进行分级,并采用HPGeγ谱仪分析各粒级核素241Am含量。结果表明,使用各粒级土壤的密度及1.25倍理论沉降时间分级时,得到各粒级土壤的粒级纯度大于50%,某放射性污染区易悬浮土壤颗粒的质量份额<6%,放射性核素241Am的含量<0.2%。     

用于测量放射性气溶胶β射线的Phoswich探测器的蒙特卡罗模拟

描述了用于β放射性气溶胶放射性活度测量的Phoswich探测器的蒙特卡罗模拟.Phoswich探测器由塑料闪烁体和BGO无机闪烁体组成,应用Geant4蒙特卡罗程序,对不同入射粒子在塑料闪烁体和BGO内的能量沉积与衰减特性进行了数值模拟计算,去除α射线和γ光子的影响后,得到能用于放射性气溶胶的β放射性活度测量的Phos...     

放射性污染物在近海区的扩散模式

采用普林斯顿海洋模式提供的流场预报结果与拉格朗日粒子随机游走模式相结合,开发了放射性液态污染物在近海区的迁移扩散模型,提出采用质点法和变频宽的伊番科尼可夫核函数相结合的方法计算粒子扩散浓度。采用日本福岛事故的释放源项及海水环境中的浓度监测值进行了模型验证,不同计算点计算结果90%以上在0.2～8倍之间,验证结果表明计算值与监测值符合较好;该模式研究为后续海洋放射性后果评价系统开发提供了技术基础。     

船用堆预计运行事件下放射性源项计算研究

按照预计运行事件的基本假设,根据船用堆的运行特点,采用NSRC程序对预计运行事件下一、二回路水及二次侧蒸汽平衡活度、舱室活度进行了计算,部分结果与安全分析报告计算结果进行了比对。结果表明：本软件模型正确,比对结果符合较好,可用于船用堆设计基准事故的放射性后果分析计算,为船用核动力装置安全运行提供依据。     

不平衡铀系和锕铀系的放射性活度计算

对自然界中存在的三个天然放射系——铀系,锕铀系和钍系进行放射性活度的计算,有助于我们认识这三个放射系的放射性活度的变化规律。作者曾对不平衡钍系的放射性活度进行过计算~([1]),其结果与哈恩的实测结果~([2])一致。啥恩对存放了不同时间的钍盐进行α测量以后发现,当钍盐存放4.6年时,总α放射性活度达到极大值,而作者的计算则表明,达到这个极大值的时间是4.54年。     

放射性活度计灵敏度曲线测量及应用

利用已有标准样品的活度值和放射性活度计测量得到的电流值，在不同能量段对核素分段构造函数，拟合出灵敏度曲线。然后利用灵敏度曲线函数计算出待测核素的电流活度比，从而很好地解决了HD-175型放射性活度计的刻度问题。