放射性气载流出物取样代表性分析

为获取核设施放射性气载流出物单点连续监测取样位置,提出基于随机轨道模型(DRW)的气-固多相湍流耦合方法求解代表性取样区域。借助k-epsilon湍流模型模拟连续相,并引入离散颗粒模型(DPM)模拟离散相,建立基于DRW模型的排风管道内流道气-固多相湍流耦合计算模型,计算了核设施气载流出物在管道内流道流场分布规律,分析了内流道流体气旋角、气流速度、示踪气体浓度、气溶胶粒子浓度与管道高度间的关联关系。分析结果表明,随着截面高度的增加,气旋角、气流速度变异系数(COV)、示踪气体浓度COV及示踪气体浓度最大值与平均值的偏差逐渐降低并趋于稳定,气溶胶粒子浓度COV在截面6与截面8满足取样代表性要求;基于计算流体动力学方法可快速地确定出代表性取样位置,为气载流出物单点取样现场试验提供了理论参考依据。     

熔盐堆除气系统中气泡分离器运行特性

设计3种结构参数的分离器,并以空气和水为工作介质,对气泡分离器进行测试,以期找到最佳的气泡分离器结构参数。采用可视化实验方法,利用高速摄像系统记录气泡的分离过程,分析叶片结构对分离过程的影响。结果表明,叶片进出口角度、叶片长度、叶片个数等参数变化均会影响气泡的分离过程;对于搅浑叶片的设计,出口与轴向夹角不应超过45°,搅浑叶片个数应该在5个以上且长度大于50 mm。     

独联体放射性监测仪表现状

本文介绍了独联体在环境辐射监测仪表、环境样品放射性核素含量检测仪器、气溶胶探测装置与多功能辐射剂量仪表方面的具有代表性的产品的性能指标供有关人员参考。     

铀自燃对放射性气溶胶的影响研究

以国内某金属铀真空蒸镀实验室的金属铀物料加工工艺为对象,采用放射性气溶胶连续监测,向心式气溶胶粒度分级采样,垂直高度分级采样等方法,研究了金属铀自燃对实验室空气中放射性气溶胶浓度、粒径分布、空间竖直分布的影响。结果表明,金属铀自燃明显提高了实验室空气中放射性气溶胶的浓度;所产生的气溶胶活度中位直径为9.89μm,粒径分布中大粒径气溶胶粒子占优;燃烧产生的放射性气溶胶在物料高度处浓度的增大水平高于工作人员呼吸带的增大水平。     

板面温度不均匀条件下的空间辐射散热计算

辐射散热板的散热计算是空间核动力装置散热计算的重要部分，而其板面温度并不均匀，难以采用传统的角系数进行散热计算。本文通过对具有代表性换热特性的局部辐射散热板板面建模分析，应用蒙特卡罗方法进行板面温度不均匀条件下的空间辐射散热计算，即有效辐射计算与宇宙吸收辐射计算，并且给出板面温度不同方向上分布不均匀对结果的影响。     

压水反应堆PING监测道取样系统模拟设计

为了保证压水堆PING监测道取样具有代表性,对空气动力学直径为10μm的气溶胶粒子透过率不小于50%。利用Deposition2001a软件模拟气溶胶在取样系统中的透过率,对碘的沉积规律进行了讨论,获得了在一定条件下ACP1000压水堆PING监测道取样系统的优化设计方案,可为其他堆PING监测道取样系统设计提供参考。     

基于CFD方法的核设施气载流出物取样代表性研究

核设施气载流出物取样代表性的优劣,决定着对环境监测和辐射安全评价的准确性。应用计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)方法,根据新版ISO 2889标准《核设施的烟道和通风管道中的放射性物质取样》中对取样位置的要求,对某核设施排气系统的流场进行了数值模拟并分析了不同取样位置的取样代表性。指出现有取样位置选取不尽合理的结论,通过对模拟结果进行分析,确定了合理取样位置,从而可以有效地监测放射性气载流出物的核素活度浓度,为辐射环境影响评价提供科学数据支持。     

激光诱导荧光技术对棒束通道内定位格架搅浑特性研究

基于激光诱导荧光（LIF）技术开展了5×5棒束通道内定位格架搅浑特性的可视化研究。常温常压下,通过示踪染色剂（RhB）浓度分布表征流体微团的搅浑行为,清晰展现染色剂溶液在定位格架作用下的搅浑扩散过程,获取格架下游流场的搅浑信息。采用自验证方法分析验证LIF技术测量的准确性,重构棒束通道内径向与轴向染色剂浓度分布,对比带定位格架与不带定位格架的实验结果,得到定位格架对其下游流场的影响范围及不同棒束子通道所受搅浑程度的差异,并以变异系数量化格架对流场搅浑性能的强弱。实验结果表明：定位格架能快速搅浑流动工质,其搅浑翼片分布形式的差异是造成不同子通道交叉搅浑强弱及各向异性的主要原因。本实验工况（Re＝10 478）下,格架对其下游流场的作用范围约为8倍当量直径(D_h),流动工质在格架下游5D_h附近所受搅浑最为剧烈。     

硬塑料管道对气溶胶取样结果的影响

本文报告硬塑料长取样管道对气溶胶取样结果的影响。实验用气溶胶的质量中位空气动力学直径为7.1μm,几何标准偏差为1.9。气溶胶分别经φ30mm 和φ50mm 的15m 长管道(均包括5个弯头)后,其质量浓度发生了变化,层流时(30L/min)分别降至原来的14.5%和6.4%,紊流时(100L/min)分别降至原来的21.3%和15.4%;气流中粒谱也发生变化,使小于4μm 的粒子的质量份额增加4倍左右。文中还简单介绍了测定壁沉积份额和粒谱变化的方法,并对取样管道的选择和应用中的有关问题进行讨论。     

严重事故条件下安全壳内气溶胶再夹带行为机理试验研究

基于气溶胶再悬浮和再夹带整体试验平台，针对非能动安全壳内的气溶胶再夹带行为开展了试验研究。通过测量颗粒物的质量浓度、数量浓度以及粒径分布，分析了在再夹带阶段试验容器内气溶胶的运动和分布。通过改变水池尺寸、水池表面张力、颗粒物材质和浓度来研究不同单位面积上水蒸气的蒸发速率、不同水池表面张力、不同颗粒物溶解度及浓度下的气溶胶再夹带率的变化。试验表明：水池沸腾情况下气溶胶再夹带率受水池表面张力和单位面积上水蒸气蒸发速率影响，颗粒物粒径分布与颗粒物材质有关。     

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。     

北京地区大气中7Be、137Cs和131I活度浓度分布规律初步研究

介绍了全面禁止核试验条约（CTBT）国际监测系统（IMS）北京核素台站和北京放射性核素实验室的大气气溶胶取样和测量过程;对核素台站和放射性核素实验室的大气气溶胶的长期监测数据进行了统计分析,得到了⁷Be、¹³⁷Cs和¹³¹I活度浓度的分布特点和规律,为深入研究大气中相关放射性核素浓度分布规律奠定了基础。     

秦一厂烟囱排气辐射监测系统改造及取样代表性分析

核电厂烟囱是核电厂向周围环境释放放射性物质的主要通道,其气载流出物的取样代表性是影响流出物监测准确性的关键因素.秦一厂烟囱排气辐射监测取样系统在原始设计中遵循ISO 2889-1975,不满足新标准ISO 2889-2010中关于气载流出物取样代表性的要求.针对该问题提出了改造方案,并对各种改造方案的优缺点进行分析,确...     

滤膜对α-放射性气溶胶取样性能研究

α-放射性气溶胶取样膜是放射性气溶胶监测系统的重要组成部分,选择过滤效率高、自吸收小及高表面收集特性的滤膜,将有利于提高监测速度和被测α的能量分辨率,后者有利于α辐射体的准确监测和成分分析。研究选用三种不同类型滤膜采集氡子体气溶胶,测定了滤膜对气溶胶取样的过滤效率、自吸收因子、表面收集特性以及阻力与流量的关系参数。在气溶胶浓度、取样流量和取样时间相同的条件下,平均孔径为0.8μm的混合纤维素酯滤膜的过滤效率最高,自吸收损失较小;孔径为0.4μm的重离子微孔滤膜的自吸收损失最小,表面收集特性优越,对于提高监测分辨率具有优势;玻璃纤维滤膜的阻力小,适合大流量取样条件下采用。     

60Coγ辐射剂量场分布理论计算的计算机程序开发

钴源辐照装置的剂量场分布对提高射线利用率和产品辐照质量至关重要，利用Visual Basic编制了辐射剂量场分布计算程序。程序将计算、排源及参数调整独立分开，操作简便，主要适用于3层排列板源结构。程序经过用于本中心板源，辐射剂量场分布的计算结果基本反映了辐射剂量场的实际分布。     

福岛核事故期间西藏地区辐射环境应急监测

福岛核事故发生后,西藏辐射环境监督站在拉萨立即展开辐射应急.通过对γ辐射剂量率,以及气溶胶中137 Cs 、134 Cs 和131 I 活度浓度的监测分析,结果表明,福岛核事故未对西藏地区的辐射环境产生明显影响.     

环境监测

2006年辐射监测中心，基本按中国原子能科学研究院环境常规监测计划对我院内外环境介质中辐射水平进行监测。主要包括院周围环境的γ剂量率监测、地表污染监测、环境介质（地下水、土壤、沉降灰、气溶胶、植物和指示生物）中放射性活度浓度监测，以及工业下水中放射性活度浓度和工业毒物的常规监测。     

安徽地区气溶胶中137Cs活度浓度监测

利用超大流量气溶胶采样器和γ谱仪,对安徽三个点位气溶胶中人工放射性核素137 Cs活度浓度进行了为期两年的采样监测,共六次检出超过探测限的¹³⁷ Cs,活度浓度为1.4～6.5μBq/m³。结合国家辐射环境监测网现有数据,对安徽地区气溶胶中¹³⁷Cs活度浓度与季节、空气条件关系进行了分析,为深入研究大气中相关放射性核素浓度分布规律奠定了基础。     

核设施气载放射性排放物取样的管道损失--美国标准推荐的计算方法简介

介绍了美国气载放射性排出物取样与监测标准中推荐的气溶胶粒子管道损失的估算方法,重点介绍了粒子在取样管路的入口、弯头和不同方位角的直管段中产生壁损失的计算方法及计算公式应用的注意事项。这些估算方法可编制成管道损失计算软件,正确应用估算方法和计算软件,不仅可对现有烟囱取样系统给以评价,为烟囱取样系统设计提供依据,也可能为取样系统管道损失的监测或监控提供技术基础。最后将估算方法的应用与计算结果同部分实验数据和国外的某些计算结果作了对比。     

磁约束聚变装置辐射监测系统概况

采用氘、氚燃料的核聚变反应会产生大量的中子、γ射线及活化产物等,对人员和环境的辐射安全产生影响。为了减小电离辐射带来的影响,需要准确掌握聚变装置核辐射场强度的时间与空间分布信息。世界上已建设的磁约束聚变装置,均根据其自身运行工况特点,建立了完整的核辐射监测系统来应对电离辐射带来的潜在影响。通过对磁约束聚变装置运行及维护期间辐射剂量的监测,获得实验场所与外围环境的电离辐射和放射性核素数据,为辐射安全防护管理提供数据支撑。基于对国内外磁约束聚变装置辐射监测系统的调研,本文归纳了此类装置主要的电离辐射源项及监测系统架构,进而介绍了磁约束聚变中子与γ辐射剂量的测量方法及常用探测器。最后综述了国内外核聚变装置辐射监测系统的研究状况,展望了未来核辐射监测系统的发展趋势与目标。