安全壳内放射性气溶胶输运特性模拟研究

为探明实际安全壳尺寸下严重事故中放射性气溶胶的输运特征,利用计算流体动力学和颗粒群平衡方程耦合,模拟了严重事故中放射性气溶胶在安全壳内的空间分布规律,并重点定量分析了不同聚并机制和沉积机制对于气溶胶输运过程的影响。结果表明,粒径小于0.1μm的气溶胶颗粒的相互作用主要受布朗聚并影响,粒径大于10μm的主要受湍流惯性聚并影响,粒径介于两者之间的受布朗聚并和湍流聚并（湍流惯性聚并和湍流剪切聚并）共同影响。对于沉积现象,粒径小于0.1μm的气溶胶主要受布朗扩散沉积影响,粒径大于0.1μm的主要受重力沉积影响。湍流聚并的平均聚并速度是布朗聚并速度的2.99倍,布朗扩散沉积的平均沉积速率是重力沉积的1.38倍。本研究为实际安全壳尺寸下放射性气溶胶去除技术的选取提供了解决思路。     

西宁市建筑主体材料放射性水平及氡析出率的研究

采用低本底多道NaI(Tl)γ能谱仪和ERS-2-S氡钍射气析出仪对西宁市建筑主体材料中天然放射性核素比活度及氡的析出率进行测定,并按照相关标准进行评价。结果表明,除红砖、碎石和砂子外,其他建筑材料中~(40) K的比活度均低于西宁市区土壤~(40) K的平均值,红砖、灰渣砖、加气块和水泥中~(226) Ra和~(232) Th的平均比活度均高于该区域土壤中相应核素的平均值。所调查建筑材料内、外照指数均小于1,其放射性水平满足国标限量要求;部分样品的居民接受有效剂量当量率略高于最大允许限值1mSv/a,生产加工过程中须控制工业废渣的使用。     

某地下建筑内天然放射性气溶胶粒度分布研究

天然放射性气溶胶粒度分布是评价氡暴露所致有效剂量的重要参数。本文采用撞击法对某地下建筑物室内天然放射性气溶胶的粒度分布进行试验研究,58个点位的4次测量表明：该建筑内天然放射性气溶胶粒度分布可采用单峰对数正态分布形式描述,活度中值空气动力学直径（AMAD）范围为0.087～0.427μm,平均值为0.194μm;AMAD主要分布在0.1～0.3μm之间,约占全部测量结果的85%。     

防放射性微粒呼吸器泄漏率测试装置

本文介绍了一套检定防放射性微粒呼吸器泄漏率的测试装置。它由空气干燥净化、试验尘发生和采样检测三部分组成。试验生选用粒径为0.3μm的单分散相聚苯乙烯粒子。本装置粒子发生浓度稳定、可调,与国外同类标准测试方法有一定的可比性,最小可测泄漏率为0.01％。文中还对非等速采样和粒子在采样管道内的沉积等因素所引起的粒子计数误差作了分析。     

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。     

研究性重水反应堆内壳放射性的测量

本文叙述了研究性重水反应堆内壳放射性的测量方法及其结果。给出了沿内壳径向和轴向的照射量率的分布,距内壳轴线10米处的照射量率为0.33伦琴/小时。内壳的放射性强度:~(60)Co 为24居里,~(65)Zn 为6.9居里。~(60)Co 主要来源于重水泵磨损物的活化。稳定钴在一次冷却水回路的三个结构单元(反应堆内壳、管道及其设备、工艺管和堆芯构件)表面的分布基本上是均匀的。测量表明,在一个较小的范围内,例如在工艺管表面和内壳底部,稳定钴的分布也是均匀的。     

压力容器气腔内放射性惰性气体含量估算

核电站运行过程中产生的放射性惰性气体对电站辐射安全有着重要的意义。本文依托某压水堆核电站大修期间一起放射性气体泄漏事件,介绍压水堆核电站大修期间,稳压器开口后,压力容器开大盖前,压力容器气腔内放射性惰性气体含量估算方法。     

土壤中残留放射性水平计算程序开发与应用

土壤中容许残留放射性水平是指导治理工程设计、实施、验收的重要基点之一,它直接涉及到安全、经济、技术可行性、社会影响等方面。本文简述了土壤中残留放射性与环境影响计算程序的物理模式及开发思想,结合实践进行了该程序实际应用计算,并作出简单分析。     

矩形窄腔内截面含汽率研究

以氟利昂113为工质,对矩形窄腔内的截面含汽率进行了研究,得出了不同压力、加热功率情况下的截面含汽率变化规律以及含汽率沿高度方向的计算式。结果表明,当容积产气量一定时,整个空间内的平均截面含汽率随压力增大而升高,而当加热功率一定时,截面含汽率随压力增大而降低。因此当热负荷不变时适当升高工作压力,可以降低截面含汽率。     

放射性废物水泥固化样品核素浸出率测量分析

以放射性废树脂、残渣和蒸残液的水泥固化热配方试验为依据,运用HPGe-γ谱仪、低本底α、β测量仪对废物固化样品的放射性核素浸出率进行测量,分析不同源项的水泥固化体核素浸出率结果,验证相应水泥固化样品配方的准确性及可靠性。结果表明,残渣、蒸残液和废树脂的不同水泥固化样品中60Co、137Cs和总β的浸出率均在浸泡前期急剧下降;随着浸泡时间的延长,浸出率变化趋于稳定;浸出率满足GB14569.1-93的要求。     

煤渣砖居室内放射性水平初步调查

介绍了我国5个不同省、市共28间居室的放射性水平调查结果。采用就地γ谱仪Falcon 5000、连续测氡仪器RAD7和瞬时γ剂量率仪FHZ672E-10分别测量了居室墙体中²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K的活度浓度、室内²²²Rn浓度和γ剂量率。结果表明,24间煤渣砖居室墙体内²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K的活度浓度均值分别为(86±30)Bq/kg、(83±20)Bq/kg、(759±207)Bq/kg,4间红砖居室墙体测量数据均值分别为(51±6)Bq/kg、(54±5)Bq/kg、(632±59)Bq/kg;两类墙材室内²²²Rn浓度均值分别为(96±42)Bq/m³和(40±4)Bq/m³,γ剂量率均值分别为(133±25)nGy/h和(120±8)nGy/h。通过分析室内²²²Rn浓度及γ剂量率与墙体中²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K活度浓度的关系,可知煤灰渣的综合利用,导致了室内的辐射水平升高;初步估算了所测实心煤灰渣和加气块或空心砌块墙材所建居室所致居民年有效剂量,范围分别为1.6~4.9 mSv/a和1.8~5.4 mSv/a。     

反应堆安全壳内放射性水平趋势预测分析

在核电机组正常运行或机组出现异常事件(或事故)工况下,利用机组的运行数据,预测核电厂安全壳内放射性惰性气体水平的变化趋势,并借助在线监测数据给予验证。目的是在核电机组发出异常事件(或事故)时,提供必要的决策数据和机组状态发展趋势,及时制定应急响应措施。本文结合国内某核电机组的实际运行数据,简单总结了核电厂安全壳内放射性惰性气体水平趋势的预测方法。     

研究堆内材料释热率测量装置研制

为了探究材料释热率在研究堆孔道内的轴向分布规律,以高通量工程试验堆（HFETR）G7孔道为例,设计一种材料释热率测量装置。通过数值模拟方法得到释热率测量装置及试验段在载荷作用下的应变分布云图,采用物理计算得到量热计校对桥和测量桥的温度参数,并利用本装置在G7孔道开展释热率测量试验。结果表明,该装置整体结构满足强度要求,试验段量热计之间需加装保护管;计算得出样品、校对桥和测量桥的温度低于材料熔点,装置满足热工要求;试验测得的释热率值随堆功率变化规律性强,且不同材料在不同能量等级的γ射线环境下,对γ的吸收性是有区别的。因此,本装置可以作为HFETR释热率测量工具,为确定不同材料在堆内释热率分布情况提供保障。      

205例放射性工作人员末梢血淋巴细胞微核率的观察

本文应用末梢血微核测试法观察到205例医用放射性工作人员淋巴细胞微核率的改变,获得了如下的主要结果:(1)在130例放射诊断工作者中,39例的淋巴细胞微核率超过正常值上限(1‰),其平均微核率为1.23‰,与对照组(117例)的平均微核率0.12‰间差异非常显著,15例放射诊断人员的白细胞总数低于正常值下限(4000/mm~3)。     

湘江的放射性水平研究

湘江全长856公里,从源头至河口共设置16个采样断面,进行了四次系统综合采样。采用裂变径迹法、分光光度法、闪烁射气法和比较法等分析测定。结果(见表1)表明湘江放射性水平由上至下逐渐提高了,但其水质比国家允许标准低得多,底沉积物除个别检出值稍     

SQS放射性测量仪的研究

不久前发现,当在大气压力下的工作气体中含有大量猝灭性气体时(例如占一半或更多),在中心电场的作用下会出现一种新的放电方式,这就是自猝灭流光(SQS)放电。在这种情况下,临界雪崩中因离子复合所产生的光子的自由程很短,在雪崩产生的电偶极子的电场作用下雪崩区不会像盖革放电那样沿着阳极丝漫延,而是沿着垂直于阳极丝方向发展,这就产生定向流光。由于较长的正离子柱会产生屏蔽作用,而且随着与     

放射性生长系统学的研究

本文系统地研究了,当子体的半衰期为一定,且母体的半衰期从零增长到无穷大时,总的放射性曲线(母体加子体)的变移情况。我们发现了,刚纯化的放射性物质的半对数衰变曲线为一直线,并不一定表明该放射性物质为放化纯。当母体的半衰期为子体半衰期的1/2时,总的放射性的半对数衰变曲线为一直线。