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。     

退役核设施不锈钢中氚的分析

在自制的氚污染不锈钢的高温热解析制样系统中对氚污染不锈钢样品进行解析分析,并对影响不锈钢样品中氚回收率的解析温度、解析时间、催化氧化效率、冷凝收集效率等条件进行了优化研究。结果表明,当载气（空气）流速为60～80 L/h,解析温度和催化氧化温度为700 ℃,冷凝温度为-20 ℃,解析时间为2 h时,氚污染不锈钢样品高温制样系统的冷凝收集效率为99%,催化氧化效率为98.6%,不锈钢样品中氚的解析率＞95%。以上结果表明,该不锈钢高温热解析制样系统及其解析条件能够满足退役核设施不锈钢样品中氚的分析要求。     

我国核设施与环境氚的监测

氚是可能对环境产生较大影响的核素之一。我国在６０年代初即开始了空气中氚监测设备的研制，在空气氚、水中氚、烟囱排出流氚监测等方面分别研制了一系列的监测仪器，以实现核设施场所的氚的监测要求。环境氚的监测工作特别在７０年代后期以来得到了长足的进展，研制和改进了一系列满足不同要求的监测仪器，开展了几次大规模的环境氚水平监测工作，这些数据成为我国核电建设前的环境本底数据。本文综述了以上有关内容，并对今后的工作提出了建议。     

氚化水蒸汽短期释放后野生植物中氚的分布

为探究西北地区典型野生植物体内氚的分布情况,在密闭环境舱和阳光人工气候室内开展氚化水（HTO）蒸汽短期释放后3种代表性野生植物（梭梭、多枝柽柳和骆驼刺）体内氚的累积行为实验研究。结果表明,HTO短期释放后氚在植物体内的分布随植物种类和器官的不同而不同。相同实验条件下,骆驼刺地上部分组织自由水氚（TFWT）和有机结合氚（OBT）的活度浓度最高。对于同一植物种类而言,不同器官的TFWT、OBT活度浓度由大到小依次为：叶>茎>根。3种试验植物不同部位TFWT活度浓度随着植物的生长均呈降低趋势,其中叶片TFWT活度浓度的降低尤为显著。3种试验植物叶片OBT活度浓度随着植物的生长均呈显著降低趋势,其降幅由大变小;而茎部OBT的活度浓度则先增大后减小。     

植物样品中有机氚测量方法的初步研究

为研究植物样品中有机氚（OBT）浓度相关测量的最佳方法,以秦山核电基地所采植物和人为氚污染的植物样品为研究对象,对去除交换性有机氚(E-OBT)所需的最合适浸泡水用量和浸泡时间及样品氧化燃烧和收集过程中氚的残留效应进行了研究。结果表明：用30倍于干物质质量的低氚水浸泡24 h,可有效去除植物样品中的E-OBT;用50 mL低氚水冲洗氧化燃烧炉1次,即可将残留在其中的氚冲洗干净;经3次大量低氚水冲洗后OBT水样收集瓶与石英舟中无氚残留。     

核设施退役土壤中氚允许残留量限值推定的一种方法

本文应用美国能源部的程序ＲＥＳＲＡＤ５．０对我国某氚实验设施场址给出了土壤中残留氚容许限值与年有效剂量目标的关系。介绍了所用方法,主要计算公式和最后结果。     

核设施正常工况下放射性气态流出物对公众影响评价的现状与建议

本文介绍了在核设施正常工况下放射性气态流出物环境影响评价中,气象参数获取方法、大气稳定度联合频率的变化、大气弥散模式调整、剂量转换因子的选用等因素对长期大气弥散因子或最大个人剂量的影响,提出了规范和简化评价方法的建议。     

植物中有机结合氚制样条件的实验研究

为了准确评价环境生物中的氚水平,基于高温催化氧化的原理,建立了一套生物中有机结合氚(Organically Bound Tritium,OBT)的制样装置Pyrolyser高温分解熔炉,通过大量的条件实验,优化了OBT的制样条件,并对典型植物中OBT分析的不确定度进行了研究。结果表明,在该装置中OBT制备的最佳条件为通氧量100 m L·min-1、催化氧化温度800°C和氧化燃烧温度600°C,此时,植物样品中OBT的回收率可达85%以上。优化后高温分解熔炉的制样过程更加安全,样品燃烧氧化更加充分,完全满足环境植物中OBT的分析要求,可用于环境生物氚水平测量及评价。     

氚化水蒸汽晚上和白天短期释放情况下花生中氚含量的研究

为研究氚化水(HTO)蒸汽晚上和白天短期释放情况下花生对HTO的吸收和有机氚(OBT)形成的差异,利用盆栽试验在花生开花下针期和结荚期分白天和晚上模拟HTO的短期释放,并在试验结束和收获时分别测量叶子和果实中组织自由水氚(TFWT)和OBT的含量。研究结果表明,花生叶子晚上对HTO的吸收小于白天。开花下针期晚上暴露试验结束时,叶子中TFWT和OBT的相对浓度分别是白天相应值的1/6和1/3;收获时叶子中的TFWT和OBT均小于暴露试验结束时的值。结荚期晚上暴露试验结束时,花生叶子和果实中TFWT和OBT的相对浓度分别是白天相应值的1/3、2/3和2/3、1.13倍,收获时果实中的TFWT大于暴露试验结束时的值,叶子中OBT的相对浓度为暴露试验结束时的1.7倍,果实中OBT相对浓度却减少为原来的1/4;而白天试验收获时叶子中OBT的相对浓度小于试验结束时的值,但果实中OBT的相对浓度大于暴露试验结束时的值。表明HTO在不同生育期白天和晚上释放情况下,花生叶子和果实中TFWT和OBT的变化趋势不同,所以在气态氚短期释放情况下预测植物中的OBT浓度时,应根据不同的释放时间选择相应的参数。     

氚长期大气释放后小麦中氚浓度预测模型的比较研究

通常对于气态氚的长期释放,如植物中含水量多的情况下,可采用比活度模型估算植物中自由水中氚的浓度进而对食入剂量进行评价。然而对于籽粒作物来说有较低的含水量和较高的有机物质,浓度和剂量的计算必须把有机结合氚(OBT)考虑进去。本文以小麦为例对气态氚的长期释放情况下植物中氚浓度的几种计算方法及其所做的假设进行比较研究,对用不同的方法计算所得的小麦中氚的浓度和导致的食入剂量进行了对比。结果表明,采用比活度模型过高估算了小麦中氚的浓度但是过低估算了食入剂量,因为他们没有明确考虑OBT。在估算植物中氚的浓度时应同时考虑空气水分和土壤水分中氚对植物氚浓度的贡献;因为OBT的剂量转换因子是HTO的两倍多,在估算籽粒作物的食入剂量时应把HTO和OBT分开单独处理,这样估算出来的浓度和剂量才能更符合实际情况。     

核电厂氚的产生和排放分析

研究核电厂中氚在堆芯和主冷却剂中的产生方式,以及进入环境的途径、形态和排放量,是核电厂辐射环境影响评价非常重要的内容之一。本文通过分析压水堆核电厂中的主冷却剂系统、辅助系统、三废系统和厂房通风系统的运行模式,结合国际上的运行经验参数,研究主冷却剂中的氚排放进入环境大气的途径和形态。研究结果表明:理论计算分析结果与电厂运行经验数据相吻合,氚主要通过燃料棒中的三元裂变,可燃毒物棒中硼的活化以及主冷却剂中硼、锂和氘流经堆芯时的活化产生,主要以液态氚水形式排放,影响气液两相分配份额的主要因素取决于主冷却剂向反应堆厂房和辅助厂房的泄漏率。     

压水堆核电站含氚废水产生与排放

随着核能发展和环境保护的需要,核电站排氚的问题逐渐进入公众的视野。本文简要介绍了压水堆核电站氚的产生和释放机理,核电站运行时液态氚的排放情况,并对国内外法规标准进行了比较分析。通过上述分析,提出了对现有压水堆核电站含氚废液处理的需求。     

氚长期大气释放的剂量评价模型

描述了一改进的氚长期大气释放剂量评价模型,该模型是建立在氚化水(HTO)从空气向植物和动物产品中的HTO和有机氚(OBT)迁移的保守假设上,考虑了氚的两种不同形态。在计算植物产品中氚的浓度时分为叶类和非叶类产品,同时考虑了土壤中氚对不同种类植物氚浓度的贡献率;对动物产品中HTO浓度计算时,考虑了不同水源份额的平均权重以及动物产品的含水量,这些水源包括皮肤吸收、呼吸、饮用和食物。在剂量计算时除了考虑食入途径,还考虑呼吸和皮肤吸收对人的剂量贡献。通过与比活度模型和NEWTRI模型比较,表明该模型能更好地反映氚长期释放后通过食物链对人造成的剂量贡献。     

利用福岛第一核电厂事故期间环境监测资料反推事故释放源项

2011年3月11日,日本福岛核事故导致放射性物质向大气环境的大规模释放。本工作利用大气数值预报模式WRFV2.2.1和大气弥散模式CALPUFF,对事故期间放射性物质的大气输运和弥散进行了模拟。应用大气释放源项的逆推算方法,结合单位释放率条件下的大气弥散模拟结果和环境监测数据,对福岛第一核电厂1到3号机组向大气环境释放的放射性核素总量进行了评估,推算的131I和137 Cs气载释放量分别为8.6×1016 Bq和8.6×1015 Bq。     

Environmental Tritium in the Vicinity of Tokai Reprocessing Plant

The distribution of ³H in the atmosphere, vegetations and soil water was observed in the vicinity of Tokai reprocessing plant (TRP) over the period 1990–2004. The annual means of the atmospheric HTO and HT concentrations were in the range of 12–40 mBqm^?3 with a significant seasonal variation and 14–51 mBqm^?3 with no seasonal variation, respectively. Long-term atmospheric dilution factors, defined as the annual mean of the atmospheric HTO concentration divided by the discharge rate of HTO from the TRP, were estimated to be 10^?8–10^?6 sm^?3. The atmospheric HTO concentrations decreased with distance from the TRP, falling to the current background level in Japan at 5 km off-site. The HTO concentrations observed were compared with those calculated by a simple mathematical model with input data of the monthly ³H discharge rates and actual meteorological conditions. The calculations were correlated well with the observations even for only a little HTO-elevated situation, considering the naturally occurring ³H level in atmospheric vapor around the TRP. Tritium concentrations in vegetation and soil water samples were roughly the same as the atmospheric HTO concentrations, suggesting the rapid equilibrium of ³H concentrations in the atmosphere-soil-vegetation system around the TRP.     

混合堆产氚演示回路及其氚释放实验

本文介绍了我国第一条混合堆产氚演示回路，阐述了该回路的主要组成部分，如辐照盒、固体增殖剂、分析和监控系统等。     

Overview of tritium safety technology at the Tritium Process Laboratory of JAERI

The Tritium Process Laboratory of the Japan Atomic Energy Research Institute is the only laboratory in Japan where grams of tritium can be handled to carry out R&D on tritium processing and tritium safety handling technologies for fusion reactors. The tritium inventory is approximately 13 grams. Since 1988, basic research has been performed using gram-level tritium quantities. During the past 5 years, approximately 1 kilogram of tritium has been handled in experimental apparatus. The total amount of tritium released through the stack of TPL was controlled to less than 1 Ci without any accidents. In order to establish more complete tritium safety for DT fusion reactors, main R&D areas on tritium safety technology at TPL were focused on a new compact tritium confinement system, reliable tritium accounting and inventory control, new tritium waste treatments, and tritium release behavior into a room.     

内陆核电厂排放氚的辐射环境影响评价

介绍了核电厂正常运行时以气态和液态形式排放的氚在环境中的迁移转化模型,提出内陆核电厂排放氚的辐射环境影响评价的方法,模型中考虑了氚的两种化学形态,即氚化水(HTO)和有机结合氚(OBT),同时计算了氚通过饮水、食入、吸入、皮肤吸收等途径对公众造成的辐射剂量。采用该模型估算了内陆核电厂液态排放氚在环境中的传输以及对公众受照剂量的贡献,基于IAEA TRS 472号报告提供的参数,在保守的大气弥散和水弥散条件下,内陆核电厂排放氚对公众造成的年辐射剂量为5.16μSv,其中核电厂液态排放氚对公众造成的辐射剂量约占四分之三,气态排放氚对公众造成的辐射剂量仅占四分之一。在氚的两种形态中,HTO是对公众造成辐射的主要化学形态,对公众造成的辐射剂量份额占80%以上。因此,在内陆核电厂排放氚的公众剂量评价时,应多关注液态氚排放途径。