核工业部分生产场所的放射性气溶胶粒度分布

放射性气溶胶的粒度分布数据是估算内照射剂量和评价吸入危害的基础资料。本文根据多年来对核工业中部分生产场所进行的放射性气溶胶监测,对从铀矿开采到燃料元件制造的各主要生产环节,总结报告了放射性气溶胶的粒度分布监测数据。这些数据包括活度中位空气动力学直径(AMAD)及其几何标准偏差(?)、α放射性浓度(C)。文中还给出了个人采样器和固定采样器监测结果的比较。     

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%。     

用数值模拟法检验几种气溶胶粒度分布参数的数值解法

气溶胶粒度测量仪表多采用间接测量法，欲精确求出气溶胶粒度分布参数需求解第一类Ｆｒｅｄｈｏｌｍ积分方程。对该方程目前有多种求解方法。本文用数值模拟法检验了Ｔｗｏｍｅｙ非线性迭代法、Ｃｒｕｍｐ－Ｓｅｉｎｆｅｌｄ交叉确认法和Ｒａａｂｅ非线性最小二乘法用于求解由亚微米级粒度测量仪得到的、服从对数正态分布的气溶胶粒度分布函数的适用程度。对上述３种数值解法的检验结果表明：Ｒａａｂｅ非线性最小二乘法效果最好；交叉确认法也有满意的效果，且不受粒度分布函数形式的限制，值得推广；Ｔｗｏｍｅｙ非线性迭代法方法简单，在常见的分布参数范围内可以应用，但对粒度切割特性差的仪表误差较大，应慎用。     

用串级向心分离器测定放射性气溶胶粒度分布

串级向心分离器是一种测量放射性气溶胶和非放射性气溶胶粒度分布的装置。本文简介了这种装置的原理和结构性能,较详细地叙述了装置的实验室刻度及现场使用情况。     

某污染区含钚再悬浮气溶胶的粒度特征

实验采集了某污染区的土壤和分级气溶胶样品,分析了其中239Pu的含量,研究了含钚再悬浮气溶胶的粒度特征,并结合土壤风蚀机理对核素再悬浮的过程进行了讨论。研究表明:在未扰动情况下,239Pu的活度中值空气动力学直径均值为3.1μm;在扰动情况下,大颗粒的浓度显著增加,而小颗粒中的239Pu的比例明显下降;239Pu的典型粒度分布样式基本符合文献提出的137Cs的部分粒度分布样式;再悬浮气溶胶中的239Pu的富集因子在0.002~0.2,与粒径的关系不显著。     

放射性气溶胶粒度的测定及ICRP假定值的代表性

对放射性气溶胶测定的意义，气溶胶粒度的表示方法，气溶胶采样器的分类及原理，影响测定结果的因素及质量保证措施，工作场所和环境中气溶胶粒度及ＩＣＲＰ假定值的代表性进行了综述。     

爆轰条件下的气溶胶粒径分布及Ag质量分数与粒径的关系

用货币银化爆实验研究了爆轰条件下气溶胶生成量及粒径分布规律.实验结果表明,爆炸后气溶胶粒子粒度分布的变化,主要取决于布朗凝并以及重力沉降相结合的过程,相对稳定气相中的气溶胶粒度主要分布在1.8μm左右;用中子活化法分析不同粒径的气溶胶粒子中Ag的质量分数,结果表明,Ag存在着明显的分凝效应;经过SEM和XRD方法分析,10μm以下的Ag气溶胶粒子多以由较小的多晶聚合体逐级凝并成较大的聚合体结构存在,平均晶粒尺寸为27.3nm.     

放射性气溶胶粒径分布测量软件研究

为基于筛网扩散组的放射性气溶胶粒径分布测量系统研制了一套测量分析软件,软件的运行环境为基于ARM的嵌入式硬件系统和linux嵌入式操作系统。软件使用开源QT套件开发。系统功能包括测量过程控制,筛网扩散组透过率计算,粒径分布的测量,测量数据分析计算的EM算法和Twomey算法,粒径分布的显示,系统通讯等功能。     

放射性气溶胶粒度分离采样装置

一种放射性气溶胶粒度分离采样装置，涉及用于克服氡如子体干扰的人工放射性气溶胶的测量领域。该装置包括气体进入口（1）、固定架（8）、气体出口（4）和滤纸（5），特点是在固定架（8）内设有管嘴上下相对的分离管嘴（2）和收集管嘴（3），收集管嘴（3）底部与滤纸（5）封闭接触。该装置利用氡钍子体粒径小于人工气溶胶粒径的特点实现两者的分离，先测出收集到滤纸上的人工放射性，再补测氡子体衰变至可以忽略后的、可能与氡子体一起被分离的人工放射性气溶胶的放射性。本发明可用于放射性气溶胶连续监测。     

佩戴防尘口罩对吸入气溶胶粒度影响的实验研究

本文介绍了应用级联撞击器和佩戴口罩的人头模型在天然铀燃料元件加工现场测定吸入气溶胶粒度的方法。结果表明,佩戴口罩使得吸入气溶胶的活度中值空气动力学直径(AMAD)变小,并且吸入气溶胶的 AMAD 值与场所气溶胶的 AMAD 值有一定关系,粒径分布类型也发生改变。文中还报告了口罩的漏过率有随微尘粒径减小而增大的趋势。实验结果对内照射剂量估算以及评价口罩的防尘能力有一定的参考价值。     

福岛核事故释放放射性气溶胶的化学分析进展

本文综述了针对日本福岛核电站(FDNPP)事故后,早期阶段释放的放射性气溶胶的化学分析工作进展。内容主要涉及负载铯、钚、氙、碘等核素的气溶胶粒子。从粒子的取样与样品处理、粒子特性分析与表征、粒子输运与沉降行为、同类事故比较等角度,总结了事故后放射性气溶胶的部分物化特性与动力学行为。     

Track Length Distribution of 235U Fission Fragments in Lavsan Films

The characteristics of lavsan-based track membranes produced using reactors are studied. The -ray distribution from ²³⁵U fission fragments in lavsan films is measured. The average range of 17 identified fission fragments is obtained. Electron microscopy is used to perform a layerwise analysis of the track lengths of the fragments. Statistical analysis with computer simulation is used to obtain the distribution function for the average track length over all fission products.     

Sodium Fires and Aerosols

Release of ¹³¹I associated with burning of contaminated Na, decay of airborne concentration of the released ¹³¹I and the size distribution of aerosols referred to radioiodine are investigated in experimental runs conducted on laboratory scale. These investigations are carried out in conjunction with similar investigations for the Na matrix. An experimental chamber (5.4 m³) is used for burning a small pool of Na (–50 g) containing spiked ¹³¹I (40–500 μCi). Values of the specific activity ratio, viz. the ratio of the concentration of ¹³¹I in the aerosol Na to that in pool Na lay in the range of 0.9×10^?2—5.7×10^?2 at pool temperatures of about 300°C. The concentration decay half-time and the aerosol size distribution characteristics referred to ¹³¹I remain similar to those applicable to the Na content of the aerosols. Surface concentrations of ¹³¹I in the residues examined differ from the bulk concentrations (calculated) in the pool and are lower by a factor of ?20. The concentrations of ¹³¹I in the aerosols released are further lower than the surface concentrations in the residues by a factor of ?2.     

环境气溶胶的核孔膜、扫描电子显微镜和微电子探针研究

用云母核孔膜、扫描电子显微镜和微电子探针对工艺房间空气中悬浮的气溶胶进行了采集 ,并对气溶胶的粒径分布、微粒形态及结构、元素成分和捕集机制进行了研究。     

235U富集度的检测

采用γ能谱法和PC/FRAM软件分析检测铀样品中²³⁵U的富集度。实验结果表明,随机抽样的2个铀样品中,²³⁵U富集度测定值与标称值间相对偏差均在3%以内。该方法可用于铀样品中²³⁵U富集度的测量,并为今后核材料的测量提供一定的参考。     

固体核径迹火花自动计数器效率标定

对固体径迹火花自动计数器探测效率的影响因素进行了分析,重新确定了最佳径迹蚀刻条件以及放电参数。利用小型平板裂变电离室在多种模型下对固体径迹火花自动计数器探测效率进行了重新标定,得到了不同实验条件下固体径迹火花自动计数器效率。     

温度引起的放射性气溶胶连续监测仪峰位漂移修正技术

本文介绍了放射性气溶胶连续监测仪中半导体探测器的温度特性引起的α谱的峰位漂移对测量结果的影响，并通过温度跟踪方法和计算机软件处理技术解决这一问题。其中采取了两种方法：第一种是对峰位进行温度修正，得到修正过的各道计数；第二种是采用跟踪天然放射性核素Po-214峰位的漂移，再根据被测人工放射性核素能量与Po-214能量的相对值来进行修正。     

Effect of Relative Humidity on Growth of Sodium Oxide Aerosols

A hollow pellet is proposed as fuel for high performance fuel rods. It is difficult, during pellet fabrication, to accurately center the hole in the pellet. A fabrication tolerance must be allowed for the center of the hole and that of the pellet.

The present paper seeks to analytically obtain the temperature and heat flux distribution in a fuel rod containing pellets with eccentric holes. The temperature distribution in power reactor fuel, based on practical assumption, can be obtained within reasonable limits by solving the steady-state heat conduction equation for the pellets with eccentric holes.

The solution is simple, and appropriate to fuel design or safety evaluation.