环境土壤就地γ能谱分析

本文介绍用Ge(Li)或HPGe探测器,就地测量和分析环境土壤放射性的基本方法。一、引言使用能谱分析技术,就地测量环境土壤放射性的基本方法是Beck等人建立和发展起来的。用这种方法,可以测定土壤中的天然放射性核素~(238)U、~(232)Th和~(40)K,核试验或核设施产生的放射性沉降物~(137)Cs和~(95)Zr—~(95)Nb等核素;也用来直接测定核动力堆的气体排放物,结合高气压电离室,监视动力堆环境。测定土壤中的钚/镅污染,就地Ge(Li)或HPGe系统比传统的FIDLER系统具有更高的灵敏度。     

核设施退役γ源项现场测量技术研究(英文)

非破坏性分析技术(NDA)是核设施退役特性调查中的重要技术之一。就地γ谱仪是一类可专门用于核设施建筑物和现场清污测量、放射性污染源项调查的NDA装置,其探测器必须进行合适的校准。报告给出一种新的用于核设施退役中放射性非破坏性测量的就地HPGeγ谱仪探测器的校准技术,即蒙特卡罗方法模拟计算校准技术。采用校准了的一台就地HPGeγ谱仪对中国原子能科学研究院的核设施/实验室的不锈钢管和不锈钢罐进行了现场就地测量分析,同时取样进行实验室样品分析;还对核工业航测遥感中心的大体积辐射模型(铀、镭、钍)进行了就地测量分析。就地测量结果与实验室样品分析结果及大体积辐射模型标称值的相对偏差小于±45.0%。     

高放废液总β放射性活度测量

方法采用塑料闪烁晶体β低本底测量装置直接测定了高放废液样品40 keV以上β射线的总β放射性活度。装置的β效率曲线采用与被测样品相同质量厚度、不同β能量的一系列标准源刻度。样品测量的β放射性对装置的总β效率是根据各个样品的放射性核素组成、各核素β射线能量对应于β效率曲线值以及各核素β放射性活度占样品总β放射性活度的比例加权平均计算求得。在测定样品各核素β放射性活度占总β放射性活度的比例时,方法对具有γ衰变的核素采用直接γ能谱法;对纯β衰变核~(90)Sr-~(90)Y,采用了半衰期近似法;对纯β衰变核~(147)Pm,采用了表观冷却时间近似替代法对高放废液样品测量的不确定度约为±15%。测量结果与化学分离各核素测得的结果在误差范围内符合。     

^(99)Tc和^(90)Sr放化传感器研究进展北大核心CSCD

^(99)Tc和^(90)Sr是环境放射化学重点关注的两种β放射性核素,放化传感器可以实现水溶液中这两种核素的现场直接测量,有望用于核电站、后处理厂、放射性废物处理处置设施、医用同位素生产设施等核设施周边环境水和液态流出物中^(99)Tc和^(90)Sr的实时监测。本文系统介绍了^(99)Tc和^(90)Sr放化传感器的基本原理、双功能树脂类型、微型柱结构、研究及应用现状等,指出了制约放化传感器发展技术方面的主要因素,并对我国发展β核素放化传感器技术提出了建议。     

^14C废物的产生和处置

~(14)C作为一种全球弥散核素在放射性废物管理中早已引起人们的注意。近几年来,随着核设施退役时废物管理工作的需要,核电站运行固体废物中~(14)C的发现,以及低中放废物陆地浅埋处置的风险评价的研究进展,~(14)C废物管理问题受到了更大的重视。本文试图评述以上新的动向,并着重介绍与石墨慢化堆退役和压水堆运行有关的~(14)C废物的产生和处置问题。     

中国原子能科学研究院的PX-AMS系统及其应用(英文)

加速器质谱(AMS)中的入射离子X射线方法是为解决AMS测量中重核同量异位素而发展的一种方法(PX AMS),在中国原子能科学研究院建立了PX AMS方法之后,利用这套系统开展了79Se,75Se,64Cu等核素的PX AMS方法测量,基于此技术实现了79Se,75Se半衰期的测量和64Cu放射性核束强度及库仑激发截面的测量。     

桶装核废物SGS检测层间串扰校正技术

分层γ扫描技术是针对桶装核废物样品定性、定量无损检测与分析的一种重要方法。分层γ扫描时,探测器在测量当前层的时候会受到临近层放射性的干扰,层间串扰是导致样品核素总量检测值与实际值产生较大误差的重要因素之一。通过层间补偿的方法确定核废物桶每层样品的校正系数,采用蒙特卡罗(Monte-Carlo,MC)模拟与实验测量对探测张角覆盖废物桶的体积重叠部分进行准确校正。实验结果表明,废物桶样品校正值与实验值误差均在10%以内,精确度提高了5%。在测量和计算误差存在的条件下,可以准确估计出放射性废物桶内核素放射性活度,提高检测精度。     

~(90)Sr-~(90)Y放射性活度的绝对测量

~(90)Sr-~(90)Y是重要的裂变产物之一。由于它的裂变产额较高,半衰期较长,所以目前它在同位素工业中应用很广泛。~(90)Sr-~(90)Y的生物毒性也很大,所以在核燃料后处理时,从核防护和环境安全出发,人们对~(90)Sr-~(90)Y核素的放射性活度非常关注。本工作研究的目的主要是为同位素工业应用和核燃料后处理厂提供~(90)Sr-~(90)Y放射性活度标准。测量的方法是把~(60)Co作为示踪体,用效率示踪技术测定~(90)Sr-~(90)Y放射性溶液的活度。测量的总不确定度大约为±1.4％。     

~(90)Sr-~(90)Y放射性活度的绝对测量

~(90)Sr-~(90)Y是重要的裂变产物之一。由于它的裂变产额较高,半衰期较长,所以目前它在同位素工业中应用很广泛。~(90)Sr-~(90)Y的生物毒性也很大,所以在核燃料后处理时,从核防护和环境安全出发,人们对~(90)Sr-~(90)Y核素的放射性活度非常关注。本工作研究的目的主要是为同位素工业应用和核燃料后处理厂提供~(90)Sr-~(90)Y放射性活度标准。测量的方法是把~(60)Co作为示踪体,用效率示踪技术测定~(90)Sr-~(90)Y放射性溶液的活度。测量的总不确定度大约为±1.4%。     

放射性惰性气体实时测量装置的设计与模拟研究

核反应堆在运行过程中或核应急情况下会产生~(85)Kr、~(133)Xe、~(135)Xe和~(41)Ar等放射性惰性气体,准确测量不同惰性气体的放射性活度对了解反应堆的运行状况和核应急预警均有重要意义。根据各种核素衰变发射的β、γ射线,设计并优化了可用于放射性惰性气体活度实时测量的4π双叠层闪烁体探测器。探测器的内层塑料闪烁体用于测量β射线,外层碘化铯闪烁体(CsI)用于测量γ射线,并通过β-γ的符合测量实现不同放射性核素的分辨及活度测量。针对核电放出的4种主要放射性惰性气体,基于GEANT4(GEometry ANd Tracking 4)模拟库包,研究了塑料闪烁体、CsI厚度及气体采样腔尺寸对不同核素发射的β、γ探测效率的影响;并给出该4π型双叠层闪烁体探测器的优化几何尺寸和相应探测器性能,为后续探测器的制作与测试提供参考。     

第三届两岸放射性废物管理研讨会

第三届两岸放射性废物管理研讨会于2013年10月17日-23日在成都举行。本次研讨会由中国核学会辐射防护分会主办,中华核能学会、中国环境科学学会核与辐射环境安全专业委员会协办,中国原子能科学研究院承办。来自海峡两岸的放射性废物管理部门、废物产生单位、科研院所及高校的近90名代表参加了本次会议。     

核电厂放射性固体废物管理系统的研究与开发

目前我国在运核电厂和其他所有堆型（CPR1000、EPR和AP1000）的在建核电厂均缺少一套统一的放射性固体废物管理系统,缺乏对放射性固体废物从产生到最终处置的全周期跟踪管理。根据核电厂的放射性废物管理需求,研制了一套适合于各核电机型的核电厂放射性固体废物管理系统,对废物源项、处理、暂存、运输、处置全过程进行跟踪,使放射性废物管理安全、可控;研发了废物管理跟踪单和数据库,分析了废物管理工艺流程的逻辑关系,根据废树脂、浓缩液、废滤芯、检修废物等处理工艺分别设计了核素计算模型,可推算指定时刻的放射性水平,实现放射性废物数据的深度分析、应用以及对放射性废物安全管理的全过程追踪。研究成果已经在国内部分核电厂使用,有助于提高核电厂的放射性废物管理水平,具有较大的安全和社会意义。同时,该系统记录的数据有助于核电厂实现辐射防护优化设计和放射性废物最小化管理。     

渭河陕西段河流沉积物天然放射性研究

本文对渭河陕西段河流沉积物放射性水平进行了调查.用NaI(Tl)低本底γ谱仪测量了渭河陕西不同段沉积物样品天然放射性核素活度,分析了不同段天然放射性核素的含量特征及其辐射危害.结果表明,渭河陕西段河流沉积物中天然放射性核素水平正常,使用渭河陕西段河流沉积物(河砂)作为建筑材料时,建材中放射性比活度不存在超标问题.     

基于内充气正比计数器长度补偿法测量~(85)Kr放射性活度浓度

放射性惰性气体活度浓度的绝对测量是进行其量值传递的基础。为实现放射性惰性气体~(85)Kr活度浓度的定值,本工作基于内充气正比计数器长度补偿法,进行了~(85)Kr放射性活度浓度的绝对测量。结果表明,在气压56.15 kPa、工作电压1 675 V和1 700 V条件下,~(85)Kr放射性活度浓度为10.64 Bq/mL,合成标准不确定度为0.60%,与国际先进核素计量实验室关于~(85)Kr的测量结果的合成标准不确定度水平相当。     

73 加速器质谱测量^182Hf的研究

^182Hf是一个对研究太阳系早期历史特别重要的长寿命放射性核素。本工作在中国原子能科学研究院的HI-13串列加速器质谱装置上对^182Hf进行了测量。     

中国原子能科学研究院的AMS测量与应用研究

AMS作为一种超高灵敏的核素测量手段,目前在国际上成为一种十分活跃的研究领域。到2002年底,国际上有近50个AMS装置开展测量与应用研究工作。中国原子能科学研究院基于HI-13串列加速器的AMS装置1989年在我国首次建成。可进行~(10)Be、~(36)Cl、~(26)Al、~(129)I、~(79)Se等核素的测量与应用研究。目前有研究项目与合作研究项目十余个,国际国内的合作伙伴有十多家。研究内容主要集中在AMS测量技术与应用研究两个方面。     

小立体角α核素活度测量装置的研制

在反应堆退役、核废物处理、去污以及环境监测中,都需要对α放射性核素进行准确地测量,因此。放射性活度计量是电离辐射计量很重要的一个方面。小立体角法测量α核素活度的方法是很早发展起来的比较简单的方法,具有很高的测量准确度,要求的测量设备简单。介绍了所研制的装置的技术性能以及与屏栅电离室双边比对的结果。在1996年全国比对中,装置对~(241)Am的测量结果与比对结果平均值偏差在0.2％以内。     

核电厂放射性废物源头控制管理技术研究

核电厂放射性废物源头控制管理技术是实现放射性废物最小化的关键措施。通过对核电厂放射性废物源头控制管理技术的分析,从废物产生量的控制、清洁解控管理和再循环再利用角度介绍了废物源头控制措施及方法,对国内近几年废物源头控制管理技术良好实践进行讨论,提出了国内核电厂运行废物源头控制管理和放射性废物管理的思考和建议。     

^139Ce放射性标准溶液活度测量比对

~(139)Ce属于电子俘获核素,衰变纲图比较明确,γ射线能量为165.864keV,比较适合于γ谱仪重要能区的效率刻度。该核素的活度测量比对在放射性计量工作中有着十分重要的意义。 由国防科工委放射性计量一级站提供的~(139)Ce比对溶液经过高纯错γ谱仪进行放射性杂质检查,     

放射性废物处置中核素迁移研究现状及展望

放射性废物根据分类标准采取不同的处置方式。放射性核素具有半衰期长、放射性强等特点,调研了国内、外低、中、高放射性核素处置研究的工作进展,并从核素种类、黏土类型、具体迁移研究方法、研究设备方面,总结了当前国内、外的研究现状,对我国放射性废物处置中的核素迁移工作提出了相应的建议。