秦山核电厂气态流出物监测系统的研究及其改进

秦山核电厂气态流出物取样监测系统采用了较长的水平取样管和垂直取样管．使核电站气态流出物排放监测存在设计上的缺陷由于取样管道过长（特别是水平取样管道）．会造成气溶胶和碘取样过程的管道沉积损失改进后,将气溶胶和碘的取样监测系统移至烟囱底部的校正室．取消了长度为85．4m水平取样管线．取样管改为只有70．6m的垂直管．试验测试及评价结果表明：放射碘的取样校正因子可取作1．65对于放射性气溶胶．按最保守的估计．事故工况下．其校正因子最大也不可能大于1．65;在正常运行期间,气溶胶粒子均以小粒径为主,可将校正因子取作 1.1.     

具有氚化水蒸气甄别功能的集成式在线氚监测系统的研制

在氚的在线监测过程中,为实现对氚化水蒸气的甄别测量和高浓度时记忆效应的消除,本文研制了一种用于实验现场的氚监测系统。该系统采用模块化设计,主要由弱电流测量模块、数据处理模块、氚化水蒸气甄别模块和记忆效应消除模块等组成。性能测试结果表明,系统稳定性满足使用要求,且具备较高的氚化水蒸气甄别能力和彻底的记忆效应消除能力。     

在~(41)Ar存在情况下空气中氚水蒸气浓度的连续监测

本文介绍了一种采用气液混合取样方法和液体闪烁计数技术相结合的氚连续监测装置。它的取样原理是基于~(41)Ar 和氚水蒸气(HTO)在闪烁液中溶解度的差异,使得~(41)Ar 在液相中的存留量不致于对欲测的 HTO 造成严重的干扰。装置本底为14cpm,其刻度系数对应于5×10~(-9)Ci/L 的 HTO 为6.8×10~3pm,响应时间为20分钟,无~(41)Ar 存在下探测下限至少可达到9×10~(-12)Ci/L(空气) (95%置信度)。当反应堆现场的~(41)Ar 平均浓度为3×10~(-8)Ci/L 时,对 HTO 的探测下限低于1×10~(-10)Ci/L。     

氚化水蒸气硅胶取样方法研究

本文研究了用硅胶取样空气中氚化水蒸气的简便方法。提出两个估算空气中氚化水蒸气浓度的公式,一个不包括取样效率,适用于快速取样或直接暴露取样,另一个不包括相对湿度,适于对结果要求更加准确的场合。     

核设施烟囱气态流出物取样系统气溶胶穿透效率试验研究

核设施烟囱气态流出物的取样是否具有代表性,将直接影响流出物测量的准确性。气溶胶穿透效率是取样代表性的关键指标之一。本文介绍了取样系统气溶胶穿透效率的试验方法和试验要求,针对国内某在建核电站,开展了Da=10μm粒径下的穿透效率验证试验,其结果为48. 42%;三级取样管线取消弯头,采用直管连接,通过此改进后取样管路的穿透效率提升至53. 21%,满足标准中大于50%的要求。     

离线产氚实验中氚在线监测系统的研制

在增殖剂离线产氚实验中,如何准确实时测量回路中氚浓度和形态（HTO/HT）对于掌握产氚增殖剂氚释放行为,改进增殖剂的产氚性能非常重要。针对离线产氚回路中载气流量小、回路中气体量小以及载气为Ar等特点,基于流气式电离室原理研制了一套数字化氚浓度在线测量系统。该系统中电离室灵敏体积为50 mL,数字化仪表可自控获取、处理及显示回路中的氚浓度。测试结果表明,在Ar气氛下,在35 V左右,电离室即进入饱和区;该系统探测下限可达3.7×10 7 Bq/m 3,能满足离线产氚实验中氚在线监测的要求。     

核设施烟囱气态流出物取样代表性验证的技术要求研究

核设施的排放烟囱都设有连续取样和在线监测系统,对流出物中排放的气载放射性活度进行测量,以判明气态流出物排放是否满足管理限值要求,并及时发现污染异常,提供报警。但是,取样和监测系统中气态流出物的取样是否具有代表性,将直接影响流出物测量的准确性。ISO标准(ISO 2889—2010)和美国标准(ANSI/HPS N13.1—2011)都对核设施气态流出物取样监测的有关性能,提出了详细的量化指标和判定方法。本文在对上述标准编写的技术背景和国内外所开展的相关工作进行调研的基础上,研究分析了这些标准推荐的各项性能指标和验证方法。     

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...     

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。     

内陆核电厂液态流出物排放在受纳水体中的氚浓度限制

内陆核电厂液态流出物排放在受纳水体中的氚浓度限制受到利益相关者的广泛关注.本文从环境辐射防护的审管原则和限制受纳水体中氚浓度的辐射防护基准的角度,对饮用水中氚浓度的筛选水平和指导水平的应用进行探讨,认为将《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249-2011)中液态流出物排放在受纳水体中的氚浓度限制作为筛选水平是合适的,高于该水平应当启动进一步的调查,但并不一定意味着水体是非安全的,因而不宜作为强制性的管理限值.     

烟囱排出流HTO—HT连续取样系统

本文介绍作者在美国河贡国立实验室工作期间,对该实验室材料科学部α-γ热室(AGHCF)的烟囱排出氚监测系统进行了改造,建立了HTO-HT连续取样监测装置。该装置能区分HTO和HT两种形态的氚,在取样体积流量为0.3L/ni,取样时间为一周(168h)时,系统对HTO的收集效率高于97％,对HT的氧化效率高于95％。     

重水型研究堆的堆功率和周期实时监测研究

指出了提高重水型研究堆运行的安全性，监测反应堆瞬时堆功率和周期的必要性，并介绍了一种简单易行的监测方法，提出了进一步改进的方向。     

热态反应性实时监测及重水堆光激中子本底源的确定

在反应堆运行过程中,实时监测堆内反应性的大小,对于保证反应堆的安全具有十分重要的意义。为此,我们发展了一用于实时监测热态反应性大小的FORTRAN程序,并在重水研究性反应堆(HWRR)上进行了实验。实验证明该程序能够实现热态反应性的实时监测。此外,我们还从对正常运行状态下的实时反应性值的统计分析得到了光激中子源本底的大小,为确定重水堆光激中子源大小提供了一个新的方法。实验结果表明,在正常闭环运行状态(11000kW)下,重水研究性反应堆(HWRR)的光激中子源本底的反应性当量为 1.09×10~(-3)＄。     

气相吸附法在线分离重离子核反应产物中的锗

用72.5MeV和~(12)C离子轰击天然镍靶,合成了~(66)Ge和~(67)Ge同位素,并用气体喷嘴传输技术将反冲核传输到8m之外的低本底区进行气相分离。以加热到600℃的AgCl作添加剂和1.2atm的He气作载气,较详细地究研了Ge同位素的在线分离条件。10min之内可满意地分离出Ge的同位素,吸附收率在60％以上,对As和Ga的去污因子分别为(8.21±3.53)×10~2和(1.52±0.27)×10~2。     

兰州重离子研究装置注入器剂量监测系统的改进

本文介绍兰州重离子研究装置注入器工作区的剂量监测系统，其中包括软件，数据采集，数据存储，声光报警、剂量安全及布局。采用计算机图形界面技术加入中文系统的方法，用下拉式和菜单和弹出式窗口进入人机对话。实现了数据自动获取和实时分析。     

氚生物效应研究近期概况及展望

本文从远期效应研究(包括躯体效应和遗传效应)和相对生物效应(RBE)值研究两个方面扼要概括了近期国内外对氚生物效应研究的进展情况,并就其今后的发展予以展望。     

反应堆回路水中短寿命γ放射性核素的在线分析

反应堆回路水中载有多种堆中子活化产物,其中有不少是分、秒量级寿命的γ放射性核素。文章报告了采用近于“跑兔”式的在线分析方法,描述了装置、原理、特别是较详细的描述了数据处理等问题。该方法的装置、原理也适合于同类问题的测量分析工作。     

高温气冷堆He载气中H2和CO转化实验研究

研究了Ｈ＿２和ＣＯ在ＣｕＯ－ＺｎＯ＿Ａｌ＿２Ｏ＿３催化床中转化成Ｈ＿２Ｏ和ＣＯ＿２的实验装置和实验结果，论证了不同床层工作温度、系统压力、杂质浓度、流量及露点温度等因素对氧化铜床工作性能的影响；测得了Ｈ＿２和ＣＯ在ＣｕＯ－ＺｎＯ－Ａｌ＿２Ｏ＿３床上的转化特性曲线等变化规律，获得了转化容量、工作周期和转化效率等实验数据，确定了最佳运行参数。结果表明，使用ＣｕＯ＿ＺｎＯ－Ａｌ＿２Ｏ＿３床可使净化后的Ｈ＿２和ＣＯ的体积分数都小于２×ｌ０￣（－６），满足高温气冷堆的净化要求。为高温气冷堆中氧化铜床装置提供了可靠的设计数据。     

放射性碘化中碘离子氧化过程的跟踪监测

本文首次尝试用微型碘离子选择电极来跟踪监测放射性碘化中碘离子的氧化过程。结果表明,只要反应液体积大于30μl,该法能迅速指示出反应的进程;可准确控制氧化剂的用量来调节反应的进程,在用~(125)I标记血管紧张素Ⅱ、胰岛素的实验中,可使氯胺-T用量减少至通常适宜用量的1/40;还研究了反应液pH值、磷酸盐浓度对氯胺-T氧化I~-离子反应的影响。