秦山三期重水堆核电站流出物惰性气体^(133)Xe和^(85)Kr研究及监测改进北大核心CSCD

通过秦山三期CANDU6核电站惰性气体产生、转移与释放机理的分析,指出核电站放射性源项报告中惰性气体排放量计算方法产生偏差的原因,并进一步明阐明CANDU6核电站流出物中133Xe、85Kr与131mXe等主要惰性气体活度的定量关系。利用该研究结果,通过测量133Xe的活度来估算探测下限值很高的85Kr与131mXe活度,从而大大降低核电站惰性气体的统计排放量,这一方法也可应用于压水堆核电站。     

秦山三期重水堆核电站流出物惰性气体~(133)Xe和~(85)Kr研究及监测改进

通过秦山三期CANDU6核电站惰性气体产生、转移与释放机理的分析,指出核电站放射性源项报告中惰性气体排放量计算方法产生偏差的原因,并进一步明阐明CANDU6核电站流出物中133Xe、85Kr与131mXe等主要惰性气体活度的定量关系。利用该研究结果,通过测量133Xe的活度来估算探测下限值很高的85Kr与131mXe活度,从而大大降低核电站惰性气体的统计排放量,这一方法也可应用于压水堆核电站。     

惰性气体在核保障监督中的应用研究

本工作研究了放射性惰性气体环境监测在《核不扩散条约(NPT)》保障监督中的应用,研究重点是通过监测烟囱中释放的稳定惰性气体Kr、Xe同位素,对正在运行的后处理厂进行核保障监督的方法,旨在探索有效的、入侵性低的核查技术。41Ar、133Xe和85Kr等单一核素对正在运行的反应堆和后     

核事故情况下撤离措施的概率风险研究

以概率风险评价的方法,研究了在发生核事故的情况下,撤离措施的必要性及其规模范围对放射性释放源项和剂量干预水平的依赖关系,并研究了在目前轻水堆核电站的事故释放源项下,惰性气体放射性核素释放对撤离措施的决策可能产生的影响。     

燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏影响分析

以核电厂燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏释放的放射性物质为分析对象,就放射性物质释放对组件修复的工作人员产生的累积有效剂量进行评估,对向环境释放的气态流出物的放射性总活度进行计算,并对气态流出物排放监测的影响开展分析。分析结果表明单根燃料棒损坏后,执行燃料组件修复的每位工作人员接受的累积有效剂量为12.2 mSv,低于GB 18871—2002规定的工作人员职业照射年平均有效剂量限值20 mSv;向环境释放的气态流出物中惰性气体与碘的放射性总活度分别为3.51×10¹¹ Bq和2.17×10⁸ Bq,远小于GB 6249—2011规定的年排放控制值6.0×10¹⁴ Bq和2.0×10¹⁰ Bq。燃料棒损坏后40 min烟囱排气惰性气体测量仪的读数小于1.0×10¹¹ Bq/h,核电厂无需进入应急待命状态。     

不同工况下活性炭吸附放射性惰性气体性能的初步研究

活性炭吸附滞留工艺是核电站处理放射性惰性气体的技术发展方向之一。本文介绍了活性炭吸附放射性惰性气体Kr和Xe的原理及其主要物理参数。通过不同运行条件下对活性炭的吸附性能进行测试,结果表明活性炭的吸附性能受到气流温度、压力、流速和湿度等多方面因素影响。过高气体温度、湿度和过低的流速导致活性炭吸附性能下降,适当提升系统运行压力有利于提高活性炭的吸附能力。研究结果可指导核电站项目中废气处理系统的设计,通过合理控制滞留系统的运行条件可以保障活性炭的吸附性能和使用寿命。     

放射性惰性气体分离与分离材料研究进展

放射性惰性气体氙(¹³³Xe)、氪(⁸⁵Kr)与氩(³⁷Ar)是重要的气体裂变产物,主要产生于核电站反应堆、地下核试验、乏燃料后处理等人类核活动中。放射性惰性气体的快速高效分离、分析与检测在核军控核查、核环境监控、核燃料循环等领域中均有重要意义。利用固体多孔吸附材料在室温环境下从复杂环境气氛中选择性地将目标放射性惰性气体高效吸附分离出来是目前最简单与高效的方法。近些年发展的金属有机框架材料、多孔有机框架材料、多孔有机聚合物等新型多孔材料在惰性气体Xe与Kr的分离上已经展现出优异的性能与良好的应用前景。本文系统性地综述了放射性惰性气体(Xe、Kr、Ar)分离与分离材料的研究进展,并对未来研究趋势进行了展望。     

后处理厂释放气体中稳定惰性气体同位素在核保障监督中的应用研究

用Origen2．1计算模式对压水堆元件中Kr,Xe相关同位素与燃耗的关系进行了计算,并估算了后处理厂烟囱释放气体中Kr,Xe各稳定同位素的来源,丰度和原子浓度.^82Kr,^129Xe可用作环境样品中惰性气体同位素的天然本底;裂片^83Kr／^86Kr．^84Kr／^86Kr、^131Xe／^134Xe和^132Xe／^134Xe的丰度比值,可用于指示乏燃料燃耗,进而估算正在被分离的钚同位素组成,并有可能对后处理厂实行保障监督。     

核电站选址中大气弥散的估算方法

大气是核电站向环境排放放射性物质的主要途径。作为核电站主要堆型的轻水堆,其排出的废气主要成份为氙(~(133)Xe、~(135)Xe、~(138)Xe等)、氪(~(85)Kr、~(88)Kr等)等惰性气体和一定数量的氚、碳—14、碘—131及其它气溶胶。以气体、蒸汽和气溶胶形式进入大气的气载放射性将通过大气混合过程向下风向传输和弥散。向下风向迁移的放射性烟云不仅直接引起对居民的β、γ外照射,而且通过吸入途径产生内照射危害。此外,由于干湿沉积造成的地表放射性污染将通过三条主要     

10 惰性气体在核保障监督中的应用研究

本工作研究了放射性惰性气体环境监测在《核不扩散条约（NPT）》保障监督中的应用，研究重点是通过监测烟囱中释放的稳定惰性气体Kr、Xe同位素，对正在运行的后处理厂进行核保障监督的方法，旨在探索有效的、入侵性低的核查技术。^41Ar、^133Xe和^85Kr等单一核素对正在运行的反应堆和后处理厂的保障监督的作用是有限的。原因在于单一活化产物或裂变产物核素不能指示燃料元件的特征，例如，U、Pu同位素组成、燃耗深度等。     

活性炭延迟床设计计算

分析某三代核电厂放射性惰性气体的来源和运动模式,重点分析了Kr和Xe等放射性核素经由活性炭的延迟滞留状态,提出了通过计算放射性年释放量确定延迟时间和活性炭用量的设计方法;根据ANSI55.4推荐的处理流速和设计原则确定了床体外形尺寸。通过对比分析国外某公司的应用数据,本文的计算结果与之基本吻合,证明了本文方法的合理性。     

核电厂排放的~(85)Kr的分析方法及剂量评估

分析了~(85)Kr的性质及其在环境中的迁移行为,对气态流出物和环境介质中~(85)Kr的测量方法进行了总结。研究表明,对核电厂气态流出物和空气、水样品中的~(85)Kr,需要经分离纯化进行样品制备,并在液闪谱仪上测量,以获得足够低的探测限。对~(85)Kr的剂量评估方法进行了研究,采用目前我国主流机型CPR1000、AP1000和华龙一号的排放源项进行估算,表明核电厂释放的~(85)Kr对公众造成的辐射剂量极小。     

正常运行工况下核电厂气态流出物中~(85)Kr与~(133)Xe的关系

核电厂正常运行工况下,气态流出物中惰性气体监测结果一般均低于探测限。如按标准以探测限的1/2统计,可能会过高统计年排放量。本文通过确定气态流出物中85Kr与133Xe活度浓度的关系,当惰性气体源项中半衰期最大的85Kr低于探测限时,间接估算其活度浓度,以便能准确地对85Kr进行年排放量统计。     

加拿大水冶厂必须进行安全升级

<正>【世界核新闻网站2015年3月20日报道】加拿大核安全委员会(CNSC)近日要求加所有水冶厂进行安全检查及相关的安全升级,以避免发生基湖(Key Lake)水冶厂在2015年初时的铀尘意外释放事件。基湖水冶厂在2015年1月和2月各发生一起煅烧黄饼(水冶厂最终产物)释放事件。在这两起事件中,工作人员均受到煅烧后的铀尘的辐射照射,但照射剂量远低于监管限值,没有铀尘进入到外界环境中。核安     

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。     

大亚湾核电站工作人员体表放射性沾污的控制

核电站运行和检修作业具有一定的体表放射性沾污风险。本文从污染源控制，隔离，工作过程管理，人员培训和经验反馈等几个方面，介绍了广东大亚湾核电站对工作人员体表放射性污染的控制和防护，并通过核电站大修中发生的几起体表沾污事件的分析，对防护措施进行了讨论。     

无线电子个人剂量计在核电站高辐射风险工作中的应用

本文介绍无线电子个人剂量计在压水堆核电站大修中水池冲洗、清洁以及蒸汽发生器装、拆堵板两项高辐射风险工作中的应用,并对其远程实时剂量监控效果进行了分析。实际应用表明,无线电子个人剂量计在核电站一些复杂环境的高辐射风险工作中使用,可以有效地控制工作人员剂量,避免超剂量事件的发生。     

美国三里岛2号堆的清理工作中没发生异常放射性剂量

【《瑞士原子能协会通报》1985年12月第21期报道】担负清理三里岛核电站2号堆的工作人员所受到的照射剂量与普通核电站人员受到的照射剂量相当,甚至还要低。三里岛核电站的经营者,核通用公共事业公司对参加清理工作的13,297名工作人员进行了受照剂量检查。这些人中,有9,991人未测到受照剂量,另外1,600人在六年期间的     

核电站严重事故后果概率安全评价方法研究

核电站严重事故后果概率安全评价(PSA)是采用概率论的方法对核电站放射性后果进行分析,并定量给出放射性物质对核电站周围公众的健康效应影响。以国内某压水堆核电站为参考厂址,建立合适的场外后果分析模型。采用分层抽样方法对参考厂址1a的气象数据进行抽样,源项和释放特征等数据取自二级PSA的研究结果。利用事故后果评价程序对核电站严重事故后果进行计算,并用概率论方法对结果进行评估。通过计算将各事故和事故谱的场外个人剂量表示为CCDF曲线和总频率-剂量曲线,再用概率论方法得到不同距离处个人剂量超过指定剂量的条件概率;也可用此方法对确定烟羽应急计划区的安全准则中所描述的"大多数严重事故序列"进行量化。     

大亚湾核电站一次惰性气体泄漏的监测与分析

本文简述了大亚湾核电站通过对一次造成了有工作人员体表沾污的放射性惰性气体泄漏事件的查漏过程,确认了造成体表沾污的核素是＾８８Ｋｒ的子体＾８８Ｒｂ,并介绍了用滤纸取样测量污染房间内空气中＾８８Ｒｂ浓度和惰性气体浓度两种估计泄漏量的方法。