尿氚法监测核动力装置工作人员氚内照射剂量

本文采用尿氚直接测量法加双标记监测核动力装置工作人员尿氚,通过尿样双标记配比实验确定尿样测量的最佳配比为10∶2,同时通过采用无氚尿样加标准浓度氚水的方法验证了双标记法的准确度和精度,最后用该方法监测了核动力装置中不同场所、不同年龄段以及不同累积工作时间人员尿氚的情况。测量结果反映了核动力装置工作人员所受氚内照射剂量情况,为如何采取氚内照防护提供基础。     

氦-3回路中氚的辐射安全分析

氚安全是确保燃料元件堆内功率瞬态试验的关键因素之一。本文首先分析了氚的来源和危害,提出了氦-3回路氚的防护和去污措施,然后讨论了氚在正常运行和事故时释放到包容箱和工艺间的量和处理措施,最后评价了氦-3系统发生不同安全措施失效的事故情况下工作人员的氚内照射剂量。结果表明:系统正常运行时工作人员所受最大剂量为1.27 μSv/d,除了氚安全措施全部同时失效且HT短时间全部被氧化成HTO的极限事故以外,在一般事故情况下氚对工作人员产生的最大剂量小于10 mSv。     

某压水堆核电厂辐射控制区氚化水蒸汽监测

压水堆核电厂一回路冷却剂中的部分氚会通过废液和废气排放系统排放至工作环境中。本文报道某压水堆核电厂辐射控制区气态氚的监测结果:运行期间气态氚浓度范围为<LLD～9.21×10² Bq/m³;大修期间为<LLD～3.14×10³ Bq/m³。监测结果显示,压水堆核电厂运行初期工作环境中氚浓度较低,工作人员在现场工作无需采取额外的防护措施以及进行氚内照射剂量监测。     

氚纯化装置的研制及性能验证研究

铀是一种传统的贮氚材料,在铀粉瓶中贮存的氚会不断衰变产生氦气,导致使用时氚的纯度下降,影响标记化合物产率。本研究设计了氚纯化装置,对装置进行安装调试,并对该装置中的铀床进行活化,利用该装置测定铀吸收氘单质气体的p-t曲线及在400~550 ℃范围的解吸氘气体的p-t曲线。应用调试好的系统对长期存放贮氚铀粉瓶中的氚进行纯化。结果表明,设计的氚纯化装置系统密封性好,经氦质谱检漏测定值为7.8×10^-13 Pa•m³/s;利用该装置测定氘的吸附饱和曲线,氘完全解吸时铀对氘的吸附量为240 mL/g。验证实验回收了久置铀粉瓶中的氚为1.44×10¹³ Bq,利用氦气体积推算出久置铀粉瓶中含氚质量百分率为53.1%。实验结果证实了系统纯化氚的可行性,可为氚标记化合物制备提供可靠的氚源。     

尿中氚水和总氚的分析测定

用蒸馏 液闪法和氧化蒸馏 液闪法分别测量了氚污染人员尿中的氚水和总氚(氚水和有机氚)的浓度。根据72个高于本底水平的尿中氚水和总氚浓度分析结果比较,认为在氚内污染工作人员的尿中,有机氚与氚水的浓度比值为(5.4±3.7)%。     

氚纯化装置的研制及性能验证研究

铀是一种传统的贮氚材料,在铀粉瓶中贮存的氚会不断衰变产生氦气,导致使用时氚的纯度下降,影响标记化合物产率。本研究设计了氚纯化装置,对装置进行安装调试,并对该装置中的铀床进行活化,利用该装置测定铀吸收氘单质气体的p-t曲线及在400~550℃范围的解吸氘气体的p-t曲线。应用调试好的系统对长期存放贮氚铀粉瓶中的氚进行纯化。结果表明,设计的氚纯化装置系统密封性好,经氦质谱检漏测定值为7.8×10~(-13 )Pa·m~3/s;利用该装置测定氘的吸附饱和曲线,氘完全解吸时铀对氘的吸附量为240mL/g。验证实验回收了久置铀粉瓶中的氚为1.44×10~(13 )Bq,利用氦气体积推算出久置铀粉瓶中含氚质量百分率为53.1%。实验结果证实了系统纯化氚的可行性,可为氚标记化合物制备提供可靠的氚源。     

氚气接触吸收严重程度评估—一起氚内照射事件的启示

本文以一起氚气内照射事件中工作人员的尿氚测定结果为依据,试对氚气接触吸收的严重程度进行一些定量分析。结果表明,皮肤跟被氚气污染了的金属表面接触时所吸收的氚与相同面积的皮肤在相同时间内从与污染金属表面处于吸附解吸平衡状态的含氚空气中浸没吸收的氚的比值约为5×10~3;双手臂与污染金属表面接触所吸收的氚与呼吸道和全身皮肤从空气中浸没吸收的氚之和的比值约为2×10~2。从而强调了氚气接触吸收的严重性。     

退役核设施环境植物中氚的分析

建立了一种适用于退役核设施环境植物样品中氚快速分析的方法,在建立快速制样装置的基础上,对场所退役源项调查过程中的含氚植物样品进行了分析。结果显示：建立的制样装置在实际样品处理中,分析时间与传统方法相比缩短2～3 h,回收率＞75%。以上结果表明,所建立的方法适合退役过程中大量植物样品中氚的分析。     

电离室型氚监测仪实验室校准技术北大核心CSCD

电离室型氚监测仪是监测空气中氚气浓度水平最重要的在线监测设备,为解决国内流气式电离室型氚监测仪的量值传递问题,开展了电离室型氚监测仪校准技术研究。根据质量流量方法建立氚监测仪的实验室校准装置,通过控制充入校准装置标准氚气体积,采用稀释法配制校准用的参考氚气,用于对电离室型氚监测仪进行校准测试;同时在研制的实验室校准装置上开展校准过程影响因素对校准结果影响研究;采用实验室校准装置配制的参考氚气浓度的扩展不确定度为3.2%~3.6%(k=2);SP1400氚监测仪对活度浓度为3.10×10^(3)~1.98×10^(5) Bq/L范围内氚气响应线性良好(r^(2)=0.9993),校准因子为0.97,标准合成不确定度为4.3%~5.0%。氚监测仪实验室校准装置可配制不同活度浓度的氚气,对氚监测仪进行校准操作性较好,易于推广,准确度高。     

氚在真空贮存容器材料中的吸附和渗透行为

研究了贮存氚靶约4 a和20 a的两个316 L不锈钢真空贮存容器(以下简称贮存容器)及其垫片材料对氚的吸附行为,并对氚在贮存容器材料中的渗透速率进行了测量和分析。结果表明,贮存容器外表面氚污染为几十Bq/cm2,不锈钢与陶瓷中吸附的氚活度均为106Bq/g;热解吸至1 273 K过程中,材料中99%的氚释放出来;在解吸出的氚中,陶瓷中的HTO比例高于不锈钢;贮存温度对氚靶贮存容器的渗氚速率有较大影响,夏季约为冬季的4倍。上述结果提示,氚在贮存容器材料内表面吸附后,一部分会向晶格扩散并滞留下来;另一部分则透过材料向外环境渗透,其中温度是影响氚向外环境渗透的主要因素之一。     

积分法评估~(60)Co工业辐照装置卡源事故剂量

利用MCNP程序构建简单人体、辐照室、源井、板源模型,对进入辐照室过程中不同位置处工人的吸收剂量率进行了计算,按指数衰减律拟合出吸收剂量率随空间变化的曲线和函数,采用积分法对进入、滞留、撤离辐照室工人的受照剂量进行了计算。结果表明:工人进入、滞留、撤离辐照室总共花费时间为12.7 s,整个过程受照当量剂量为20.61 mSv,与中国辐射防护研究设计院对事故工人个人剂量计检测结果相吻合。该方法可有效地对随空间变化辐射场中的受照工人个人剂量开展评估。     

高温气冷堆核电站示范工程新燃料运输辐射风险研究

探索了将概率安全评价（PSA）方法系统地应用于放射性物品运输的辐射风险评价,分析了高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）新燃料元件公路运输的辐射风险。基于实际路况数据和可能的事故情景,选择货包辐射水平升高和临界两种事故工况进行了事故频率分析。分析表明：货包辐射水平升高事故的发生频率为4.21×10^-7（车•单次运输）^-1;临界事故的发生频率低于1×10^-13（车•单次运输）^-1,可不考虑其辐射后果。对事故后果估算的结果表明：货包辐射水平升高事故对应急人员造成的最大外照射剂量为0.55 mSv,对附近公众造成的最大外照射剂量为4.55×10^-3 mSv,其辐射影响是可接受的。总体辐射风险为1.24×10^-10人•Sv/(车•单次运输),其中撞击事故对风险的贡献最大。     

某医院2019—2021年放射工作人员个人剂量监测结果分析

目的 了解空军军医大学第二附属医院核医学科放射工作人员职业性外照射个人剂量情况。方法 以该院核医学科全体工作人员为研究对象,对其2019—2021年间所受外照射个人剂量进行监测并分析。结果 (1)2019、2020、2021年人均年有效剂量分别为1.04、1.22和1.19 mSv/a,其中,医师为0.85 mSv/a...     

Estimation of exposure dose for decontamination workers from contaminated soil at a nuclear decommissioning site in Korea

Assessment of the exposure dose for workers is crucial to protecting workers from the radiological risk.This preliminary study estimates the potential radiological exposure for a soil remediation worker at a nuclear decommissioning site contaminated with Cs-137 in Korea,and then calculates the maximum workable soil concentration to comply with the occupational dose constraint of 20 mSv per year.The Korean characteristic data,detailed exposure scenarios for workers by the type of work,and relevant exposure pathways were used in the dose estimation.As a result,the most severe exposure-induced work type was identified as the excavator operation with an annual individual dose of 5.92×10^-5 mSv for a unit concentration of soil,from which the derived maximum workable soil concentration was 3.38×10⁵ Bq/kg.Furthermore,dose contribution by each exposure pathway was found to be decreased in the following order:external radiation exposure,soil ingestion,dust inhalation,and skin contamination.The results of this study are expected to be used effectively to optimize radiation protection for workers and establish appropriate work procedures for future site remediation.     

含铀氢氟酸再利用辐射影响研究

为解决核设施运行产生副产品含铀氢氟酸的处理问题,本文对我国核燃料元件生产线运行产生的含铀氢氟酸用于生产氟化氢铵的辐射影响进行了分析。结果表明,铀含量小于0.2 mg/L的氢氟酸用于生产氟化氢铵过程中对工作人员所造成的附加剂量远低于1 mSv/a,产品氟化氢铵中的铀含量小于1 Bq/g。从辐射影响角度分析,含铀氢氟酸用于氟化氢铵生产是完全可行的,有利于实现放射性废物最小化和资源利用。     

Present status and practical issues on dosimetry for the lens of the eye at JAEA MOX fuel facilities

ABSTRACT

At Japan Atomic Energy Agency (JAEA) MOX fuel facilities, a worker usually wears a protective lead apron; therefore, the dose to the lens of the eye (lens dose) outside the apron is higher than that to the torso. To estimate the potential impact on the current facility operation of the International Commission of Radiological Protection (ICRP)-proposed lens dose limit reduction from 150 mSv/y to average 20 mSv/y, the authors carried out an analysis on the past dose records for the workers over the last 18 years. Of a total of 4,312 workers’ records analyzed, two workers’ annual lens doses exceeded the lowered limit of 20 mSv (23.3 mSv and 20.7 mSv), although the maximum effective dose was below 10 mSv in each case. These compiled dose data reveal that in the glovebox and related operations the lens dose will be a limiting factor in radiological control under the newly lowered dose limit. To ensure that the number of workers with an annual lens dose greater than 15 mSv (approximately 0.6% of the workers) is kept to a minimum, the implementation of an administrative control level for the lens dose is considered.     

某城市放射性废物库退役的辐射影响评价

为了使城市放射性废物库退役后可无限制开放,本研究探讨废物库退役辐射影响评价的关键问题,评价人员和周围环境的辐射影响。对比源项调查和控制限值,判定污染区域;按退役实施方案得到放射性废物的产生量和整备前的活度水平;利用经验公式估算职业人员的外照射、内照射剂量,分析公众的辐射影响。选取退役要执行的放射性指标和适宜场地的控制限值,提出退役施工中实现废物最小化的具体措施。经估算得到退役实施的最大个人剂量为3.9 mSv,低于剂量约束值5 mSv。剂量实测值比评价结果低约2个数量级,退役活动中工作人员受到的辐射剂量满足国家标准的要求,退役辐射环境影响在可接受范围。     

浅析锆钛矿选矿工艺的辐射防护和辐射环境安全

本文以广东省4个锆钛矿选矿厂的监测结果为依据,分析了此类项目运营过程中的辐射防护和辐射环境安全.锆钛矿原矿、产品锆英砂和副产品独居石中238U、226Ra和232Th含量较高,相应物料所在车间及堆存场地周围环境的γ辐射剂量率也较高,工作人员所受外照射年剂量接近2 mSv;伴生放射性物料在中性条件下浸泡,水溶液中的总α和...     

田湾核电站弱贯穿辐射调查与个人剂量监测

在田湾核电站两次大修换料期间,对1、2号机组开展了弱贯穿辐射调查,主要工作包括可能存在较高弱贯穿辐射风险场所的辐射剂量率监测、部分代表性工作人员受到的弱贯穿辐射剂量监测、防护用品的防护效果测试等。由弱贯穿辐射测量结果可知,田湾核电站各检修设备表面沉积的放射性核素基本一致,主要包含⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁹⁵Nb、⁹⁵Zr、⁵¹Cr、¹²⁴Sb、⁵⁴Mn、^110mAg、⁵⁹Fe等,其伴随发射的β射线能量主要集中在600 keV以下。其中测得主泵剂量率比值H·′(3)/H·^*(10)最大值为2.08,H·′(0.07)/H·^*(10)最大值为34.9;蒸汽发生器H·′(3)/H·^*(10)最大值为2.58, H·′(0.07)/H·^*(10)最大值为10.7;堆本体H·′(3)/H·^*(10)最大值为1.25,H·′(0.07)/H·^*(10)最大值为26.4;主泵之外其他泵类设备H·′(3)/H·^*(10) 最大值为3.80,H·′(0.07)/H·^*(10)最大值为55.6;阀门类设备H·′(3)/H·^*(10) 最大值为1.15,H·′(0.07)/H·^*(10)最大值为4.18;其他物项H·′(3)/H·^*(10) 最大值为1.53,H·′(0.07)/H·^*(10)最大值为2.16。检修人员弱贯穿剂量监测结果表明,H_p(0.07)/H_p(10)和H_p(3)/H_p(10)最大值分别为7.66和3.73,大修监测期间的个人剂量当量H_p(10)都在0.35 mSv以下,且这几次大修所有人员的个人剂量当量H_p(10)都小于2 mSv,由此可知H_p(0.07)和H_p(3)分别超过国家标准规定的个人剂量限值500 mSv/a及IAEA新限值20 mSv/a的可能性较小。根据弱贯穿测量结果,建议对主泵可抽取部件检修、反应堆水池清洁、KBA系统泵阀检修、放射性废物分拣等专项检修人员,开展眼晶体剂量和皮肤剂量监测。     

青岛市地表天然放射性水平及其主控因素特征

通过对青岛市1 500 km2范围内大密度土壤放射性核素(238U、232Th和40K)和地表γ辐射测量,系统深入地研究了其放射性特征、分布规律及其影响因素.结果表明,青岛市土壤中核素232Th和40K的放射性比活度偏高,而2388U偏低.地表γ辐射吸收剂量率(平均值91.87 nGy· h-1)略高于全国和世界平均值,研究发现地表93.14％的γ辐射来自地面放射性核素238U、232Th和40K的γ辐射,其中232Th和40K的贡献占81.21％,是主要的贡献者.地质背景是影响地面γ辐射吸收剂量率的主要因素,燕山期各类花岗岩是导致青岛市区—王哥庄一带γ辐射吸收剂量率偏高的主要原因;同时环境因素(路面材料、地貌景观)对地表γ辐射吸收剂量率也存在一定影响.虽然研究区的γ辐射吸收剂量率较高,但其年有效剂量(0.56 mSv)远低于公众照射年剂量当量限值1.0 mSv,人居环境基本不受影响.