压水堆乏燃料运输容器对工作人员的辐射剂量计算

根据NAC-STC型乏燃料运输容器基本参数,用MCNP程序构建乏燃料运输容器、17×17压水堆乏燃料组件和简单人体模型;分别对乏燃料运输容器卡车司机和侧旁工作人员的当量剂量进行计算。计算结果表明:距乏燃料运输容器前端木质减震器1 m处的司机当量剂量为1.82 m Sv/a,距乏燃料运输容器侧面2米处侧旁工作人员的当量剂量为1.78 m Sv/a,均小于(GB18871-2002)《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定的放射性工作人员剂量水平限值20 m Sv/a,乏燃料运输容器能够满足辐射屏蔽与安全的要求。计算结果将为受人工放射源照射的工人辐射剂量评估提供参考。     

ITER屏蔽包层活化分析

作为国际热核聚变实验堆(ITER)的重要部件之一,屏蔽包层承受高强度聚变中子辐照,需要定期更换和维修。当活化的屏蔽包层从ITER托卡马克装置移到热室时,可能会给工作人员造成严重的辐射照射,是ITER大厅和热室屏蔽设计的重要辐射源。文中基于ITER最新中子学分析基准模型和"二步法"停堆剂量计算方法,使用超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC针对15号屏蔽包层建立精细的中子学模型,并计算分析包层的活化情况及最严重情况下的周围辐射剂量率,并初步应用于ITER赤道窗口室的屏蔽分析。计算结果显示,单个包层周围最大剂量率为350 Sv/hr,当传送小车停留在赤道窗口室内时,窗口室屏蔽门外剂量率高于10 mSv/hr,不足以满足设计要求。     

~(252)Cf源环境X光闪光照相光电接收系统的屏蔽

采用含硼聚乙烯、铅及铅玻璃等辐射屏蔽材料,设计和建立了252Cf源辐射环境下X光闪光照相光电接收系统的抗辐射综合屏蔽系统。理论分析和实验结果均表明,在屏蔽系统的综合屏蔽下,科研要求的典型辐射背景在CCD相机图像上形成的本底灰度要小于科学级相机的固有本底噪声一个量级,直接作用在CCD相机上的粒子和射线形成的白斑噪声比例约为1 pix/104pix,可以保证光电接收系统的图像采集质量。     

反渗透法处理放射性废水的安全性分析

反渗透放射性废水处理系统的预处理系统工作方式为"叠片式过滤+超滤",其安全性分析和评估内容包括:工艺设备的可靠性、运行维护的安全性和退役安全性,以及反渗透膜组件的辐射安全估算。分析表明:通过合理的工艺设计可以保证反渗透系统的安全可靠,反渗透膜表面的剂量当量率小于0.04 mSv/h,能够保证操作人员的安全。     

医院中子照射器分析室剂量场研究

医院中子照射器建成后,对分析室内及其屏蔽门外的γ剂量率和中子剂量当量率进行了测量,测量结果显示：分析室内局部γ剂量率与设计值相差较大,分析室屏蔽门外γ剂量率超过原设计监督区限值7.5 μSv/h,因此需对分析室内部及其屏蔽门进行屏蔽改造。根据蒙特卡罗程序模拟计算结果及实际使用情况给出最终屏蔽方案,即在分析室束流孔道所在墙面加装厚度为16 cm的铅屏蔽材料屏蔽γ射线,对四周墙面及屏蔽门内侧加装厚度为1 cm的含锂聚乙烯板屏蔽散射中子。改造后分析室剂量最高点γ剂量率下降277倍,中子剂量当量率下降5.8倍,屏蔽门外γ剂量率下降近90倍。     

2014—2017年中国散裂中子源建设调试期间放射性工作人员个人剂量监测

目的: 报道在中国散裂中子源建设调试期间(2014—2017), 对参加调试工作的放射性工作人员进行个人剂量监测的情况。方法: 采用OSL 4元件胸章式个人剂量计常规监测方法, 对参加调试工作的放射性工作人员进行个人剂量监测。结果: 2014—2017年, 中国散裂中子源放射性工作人员年人均有效剂量为分别为0.11、0.11、0.15、0.15 mSv, 个人年最大有效剂量为0.29、0.27、0.62、0.65 mSv。结论: 2014—2017年, 中国散裂中子源放射性工作人员年人均有效剂量远小于管理目标值(10 mSv/a)。     

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。     

肿瘤放射性粒子植入术后病区工作人员辐射防护的再认识

通过对不同距离与屏蔽条件下肿瘤放射性粒子植入后患者的放射性检测,实现辐射防护个体化与最优化。随机选择35例北京大学深圳医院微创介入病区并接受¹²⁵I放射性粒子植入的患者,植入术后2 h内使用x-γ射线检测仪在不同距离处检测未屏蔽、0.25 mmPb屏蔽、0.5 mmPb屏蔽条件下患者的剂量当量率,采用统计软件包SPSS19.0对结果进行t检验分析,并按照病区工作人员平均每人每日接触患者2 h计算相应的年剂量当量。未屏蔽时,0.5 m处工作人员所受的年剂量当量小于放射工作人员限值20 mSv,2 m处接近公众限值1 mSv,4 m处相当于病室内本底;在0.25 mmPb屏蔽下,尽管零距离处35位患者的平均年剂量当量小于公众限值,但其中有6位患者的年剂量当量大于公众限值;在0.5 mmPb屏蔽下,零距离处所有患者的年剂量当量已接近本底。结果表明,¹²⁵I粒子植入后病区工作人员的工作时间、距离、屏蔽防护中,重点要做好个体化的屏蔽防护。0.25 mmPb的铅胶布是最常使用的屏蔽物,对于粒子植入数量较多或植入部位表浅的患者必要时也应使用0.5 mmPb的铅胶布屏蔽,以实现辐射防护个体化和最优化。     

5MW低功率堆厂房屏蔽设计和安全分析

本文给出了5MW 低功率堆厂房屏蔽的设计准则和设计要求,给出了正常和事故工况的源项和相应的辐射剂量场,给出了单晶硅吊运的辐射剂量场,论证了事故工况下主控室的可停留性,发现原设计中主回路设备间和堆厅的屏蔽能力不足,通过恰当的辐射分区和严格的管理措施可以保证工作人员和附近居民的辐射剂量安全。     

EAST实验场所与人员累积辐射剂量监测

实验型先进超导托卡马克(Experimental Advanced Superconducting Tokamak,EAST)运行时存在一定的电离辐射。依据电离辐射防护与辐射源安全标准和放射性工作人员职业健康管理办法,结合实验监测数据对EAST装置周边环境及工作人员的电离辐射影响状况进行了评估。采用光释光和固体核径迹法,对EAST装置大厅人员通道入口、屏蔽门内外、周边诊断室以及主控制室等场所的中子、γ辐射剂量进行累积监测。共布置了13个监测点,全年连续测量,以90 d为一周期进行剂量片更替与读数。统计分析了2010-2017年EAST装置上从事核辐射相关工作关键岗位人员的个人辐射剂量165人次,并利用Access软件建立了场所与人员的辐射剂量数据库。结果显示:扣除天然本底辐射后,装置大厅外的监测点以及职业人员年有效剂量均低于0.5 m Sv,满足电离辐射防护国家标准的要求。     

基于MC方法的高放废液玻璃固化厂屏蔽窗辐射屏蔽性能设计研究

屏蔽窗是高放废液玻璃固化厂重要的观察设备,安装在热室与操作廊之间的混凝土墙体内,起辐射防护和气密通风隔离作用.为确保厂房运行人员所受的照射剂量控制在电离辐射防护标准的限值内,需要对屏蔽窗的辐射屏蔽性能进行优化设计.本文使用MCNP蒙卡模拟程序,对硼玻璃和铅玻璃两种屏蔽窗进行辐射屏蔽性能的蒙卡模拟研究,计算出能保障运行操...     

Simulation and Design of Biological Shield for the 115 kJ IR-MPF-100 Plasma Focus Device Using MCNP Code

The paper reports on the design of biological neutron shielding for IR-MPF100 plasma focus device which recently has been designed and constructed in plasma physics and nuclear fusion research institute. Plasma focus devices are known as pulsed intense sources of ionizing radiations such as hard X-ray and fast neutrons as a result of the formation of a hot dense plasma column then acceleration of energetic ions and electrons in the opposite directions. Therefore, taking into account a biological shield particularly for the operators of the PF device as radiation workers is crucial. Analytical calculations on the maximum permissible effective dose for radiation workers (for whole-body exposure) allow below 200 shots/year for IR-MPF100 operating at its nominal 115 kJ capacitor bank energy without any shielding wall. In order to decrease the personnel absorbed radiation dose and increase the maximum allowed shot per year the design considerations for a biological shield has been recognized using MCNP4C code. Our calculations was based on the effect of ordinary concrete, polyethylene mixed with 30 % natural boron and solid boric acid on the decrement of the absorbed dose. These calculations represent that using a double layer shield consists of 30 cm width of pure polyethylene as well as 10 cm lead, ends in appropriate decrement of the effective dose per shot from 0.1 mSv to 1.2 µSv, therefore increases the allowed usage of the device up to 15,600 annual shots.     

基于蒙特卡罗方法的新型乏燃料干式贮存容器辐射安全仿真验证

针对自主设计的贮存24组燃耗深度为45 GWD/MTU的乏燃料组件的CHN-24型专用容器临界及辐射屏蔽问题,采用蒙特卡罗程序MCNP,建立CHN-24容器临界及辐射屏蔽计算模型。研究结果表明:正常贮存条件下容器内乏燃料的有效增殖因数(k_(eff))为0.283,发生浸水事故时,k_(eff)随着容器内水位升高逐渐增大,注满水时keff达到最大值0.706;容器表面剂量当量率随浸水量增大而减小;正常贮存条件下,即无水浸入时,容器表面及距表面1 m处的最大剂量当量率值分别为0.42 m Sv·h~(-1)、0.08 m Sv·h~(-1)。以上均符合国际原子能机构规定的临界及剂量安全标准,同时表明蒙特卡罗方法可应用于乏燃料容器的临界及辐射屏蔽安全验证。该研究为我国研发具有自主知识产权的核电乏燃料贮存专用容器提供了一定的参考依据。     

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...     

Dose Measurement of Hard X-ray Produced by Damavand Tokamak by Means of LiF:Mg, Cu, P TLDs

Damavand tokamak is the source of soft and hard X-ray by hydrogen working gas in plasma duration time. As such devices are widely used in fusion researches, it is required to comply with radiation protection standards and monitor radiation dose output. In this paper the dose measurement of hard X-rays produced by Damavand tokamak has been done in order to perform the necessary protection arrangement in torus area. All experiments were done by Thermoluminescence crystal dosimeter tools of the type LiF:Mg, Cu, P crystals. The results showed that radiation levels around the torus are very high (in the order of several mSv per shot) and various dose levels in different points (in terms of distance and height of device) imply the anisotropic spatial distribution of measured dose. According to the measurements during 100 shots of Damavand tokamak, the total dose in the shielding room which is 5 m away from torus, is above the permissible level. In order to control personnel safety, it was designed and constructed a lead shielding wall with 5 cm thick and 2 m × 7.5 m dimensions and the performed dosimetry operation after installation of wall shows a mean value of 96.33 % reduction in measured dose due to presence of lead shielding. Thus there will be possibility of doing 25,000 shots/year in safe condition.     

核电厂放射性水过滤器屏蔽装置的研究

针对压水堆核电厂反应堆硼和水补给系统11号过滤器(REA011FI)的特点,论述了对其设计并安装固定铅屏蔽装置的思路和实践。经过辽宁红沿河核电站的实施证明,该装置的应用使得REA011FI所在房间的场所剂量率降低了约80%,单台机组每年可因此降低集体剂量约13.44 人·mSv,是辐射防护最优化的良好实践活动。     

锶-90同位素放射源屏蔽结构设计

在~(90)Sr放射源结构设计基础上,利用Monte Carlo程序MCNPX计算~(90)SrTiO_3陶瓷源表面的轫致辐射能谱和放射源外空间的剂量当量分布情况,并计算和设计屏蔽层。结果表明,90SrTiO_3陶瓷放射源表面的平均光子通量率约1.2×10~(10)cm~(-2)·s~(-1),表面最小剂量当量率约20Sv/h;应用厚度为7cm的钨材料屏蔽后,表面和1m处最大剂量当量率分别约为1.35mSv/h和0.027mSv/h,满足放射源运输要求。     

Shielding Analysis for ITER Equatorial Port Cell During Blanket Replacement

ITER port cells are located outside the bio-shield of the Tokamak. During shutdown, the shielding blanket may be replaced and the radioactive blankets will be transported through equatorial port cells, increasing the radiation exposure in the gallery. To examine the dose rate in the gallery with respect to the dose limitation specified by ITER, the activation of typical shielding blanket was calculated using the cell based rigorous two-step method. Then the activated blankets were loaded in cask and moved to the port cell, the radiation level in the port cell and gallery during the worst case was calculated. The shielding capability of port cell door was analyzed and the design was optimized based on the present proposal. As shown from the results, the dose rate from cask is much higher than that from activated Tokamak. The main concern for port cell door should be the concrete lintel and penetrations through it, providing basis for further engineering design of the port cell shielding.