核电厂放射性液态流出物总γ放射性浓度控制值估算

核电厂放射性液态流出物排放监测包括源项监测、排放前取样监测和排放过程中的实时在线监测,其中源项监测和在线监测都是测量液态流出物的总γ放射性浓度,而不是活度浓度。本文针对新颁布实施的国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》和《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》所规定的滨海核电厂除氚和碳-14外其他放射性核素的活度浓度限值,通过理论分析和实验测量,建立了一种通过核电厂放射性液态流出物活度浓度估算总γ放射性浓度的方法,并结合秦山第二核电厂1号和2号机组放射性液态流出物中核素组成比例,确定了1号和2号机组放射性液态流出物排放的总γ放射性浓度控制值。     

低放液体放射性浓度测量系统的响应系数计算

针对核电站排放废水放射性浓度在线探测装置的设计结构,采用蒙特卡罗方法计算研究了该探测装置对液体放射性浓度的响应系数,给出了NaI探测器计数率与废水排放管道中单位浓度137Cs的响应关系,得到其响应系数为1.249×10 4s 1 Bq 1 m3。并根据环境辐射本底计算分析了测量系统的最低可探测放射性浓度,当铅屏蔽层厚度为80mm时,其最低探测限可达(4–5)×103Bq m 3。为了验证计算方法并校准NaI探测器结构模型,计算了离线测量系统对137Cs溶液放射性浓度的响应系数,与实验标定结果符合较好,两者相差不到3%。     

放射性液态流出物连续监测系统设计

针对核设施中液态流出物60Co、137Cs的测量,构建了基于NaI探测器的核素识别型放射性液态流出物监测系统.实验测试表明:该系统稳定可靠,具有核素识别能力,实现60 Co、137 Cs的探测限小于0.111 Bq/L.该仪器可用于流出物关键γ核素监测,还可用于饮用水关键核素在线监测.     

参数法测量放射性活度

用HPGe探测器替代传统4πβ-γ符合装置中的NaI（Tl）探测器,对γ射线进行精细测量。选取一组适当的γ射线进行符合或反符合测量,计算出较为准确的β效率,从而简单地得到待测核素的放射性活度。¹³³Ba和131I活度的实验测量结果表明,4πβ-γ（HPGe）参数法是1种准确、可靠的放射性活度测量方法。     

协同偏心管径嵌入式液体活度探测装置设计研究

根据核电站放射性废液排放测量要求,选择NaI闪烁体探测器,采用协同偏心管径嵌入式方法对核电站废液排放系统的放射性活度进行在线监测。通过对嵌入式测量方法设计方案进行模拟计算,给出满足测量下限要求的探测器最优嵌入深度及取样管段容积。按照该设计方案进行了原理样机研制,并使用标准液体放射源对样机进行实验,模拟计算和实验结果之间的偏差为+9.93%。     

环境水样自动监测装置的效率标定及Monte Carlo模拟

为获得自动取样监测装置中的NaI(Tl)探测器对于低水平环境水样中人工放射性核素137Cs比活度,对NaI(Tl)探测器γ能谱响应进行了实验标定与Monte Carlo模拟,分别模拟了探测器对137Cs点源的能谱响应,探测器置于铅室内137Cs溶液中央的能谱响应。探测效率与峰总比的模拟计算结果与实际值基本一致。结果表明,利用经较高比活度实验结果验证的MC计算模型,可校正低活度水平环境水样的测量值,为在线监测方法的建立提供了技术支持。     

低本底放射性气体测量装置

从适合机动测量要求出发,描述一种低本底放射性气体测量装置的设计思路.用井式NaI(T1)探测器作为反符合探测器,内充气正比计数管插入NaI井中作为主探测器,建立了一套低本底放射性气体测量系统,并测试其性能指标.对3H和85Kr测量24 h,测量系统的最小可探测活度分别为4.08和3.73 mBq.     

CeBr3探测器原位测量海洋γ放射性核素模拟研究

针对海洋环境本底复杂、人工γ放射性核素含量低导致目标核素测量精度低的问题,提出将CeBr₃闪烁体探测器应用于海洋γ放射性核素原位测量的方案。通过MC模拟,计算分析了CeBr₃探测器对海洋环境中常见人工γ放射性核素的探测效率、有效探测距离、在海水中的本底能谱(包括探测器自身放射性)、最小可探测活度浓度(MDAC)等,并与传统NaI(Tl)、LaBr₃(Ce)探测器的性能进行了对比分析。研究结果表明,所提出的海洋原位γ放射性测量方案能够弥补传统低分辨率NaI(Tl)探测器与复杂本底LaBr₃(Ce)探测器在海洋环境下对γ射线测量的不足,对提升海洋原位γ探测器在海洋放射性污染监测的智能预警能力以及对海洋环境资源的保护能力等方面具有重要意义。     

美国内陆核电厂液态放射性流出物排放环境辐射监测与评估

系统分析了2005—2012年美国38个内陆核电厂液态放射性流出物在受纳水体介质中的活度浓度水平,包括沉积物、地表水、饮用水和水生生物。结果表明,除个别核电厂受纳水体(地表水)中的氚活度浓度较高外,其它受纳水体介质(包括沉积物和鱼类)中来自核电厂排放的放射性物质的活度浓度一般处于正常水平。个别内陆核电厂由于受纳水体环境条件的限制,氚的活度浓度水平偏高,但均低于美国环保署(EPA)规定的饮用水中氚的指导水平。核电厂受纳水体排放放射性核素对公众造成的辐射剂量评估表明,美国内陆核电厂运行因液态放射性流出物排放对公众造成的辐射剂量很小。通过分析美国核管会(NRC)规定的监测探测下限和报告水平的要求和内陆核电厂2005—2012年间监测结果,反映了NRC认可的美国内陆核电厂受纳水体受到核电厂液态放射性流出物排放的影响很小。     

环境监测中伽马谱分块计数法探测异常放射性

以分块计数法探究碘化钠(NaI)探测器是否能探测异常放射性,以及对于异常放射性设置预警值的具体数值的确定。共使用了⁴⁰K、¹³³Ba、²⁴¹Am、⁶⁰Co等4种放射源进行实验,实验结果认为使用分块计数法探测异常放射性是可行的,NaI探测器的预警值应设置为大于本底计数均值加1～1.5倍本底计数标准偏差。     

海洋γ谱连续监测方法模拟

通过蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)建立了海洋γ谱连续监测的测量模型,模拟计算不同能量γ射线在海水中的衰减情况和有效探测距离。根据我国近岸海域海水中天然放射性核素活性浓度,模拟得到不同晶体尺寸NaI探测器连续监测的本底谱,分析能量分辨率对全能峰本底计数率的影响并探讨了影响NaI探测器能量分辨率的因素。最后针对我国核电厂周围海域中重点关注的人工放射性核素,并假设不同尺寸NaI晶体在能量662 keV处分辨率保持7.0%不变的条件下,分别计算了不同尺寸NaI晶体探测器在海洋γ谱连续监测中的探测效率、本底计数率和最小可探测活性浓度等技术参数。模拟结果为海洋或其它水体中γ谱连续监测方法的应用提供技术参考。     

4πγ计数法测量166Hom放射性溶液比活度

描述了用于放射性活度测量的4πγNaI(T1)计数法的测量原理。用单能γ源刻度得到了探测器效率曲线。用能级效率法编制了计算总效率的程序。对^166Ho^m计算的总探测效率达到了0．9967。实验测量的^166Ho^m溶液放射性比活度的相对合成标准不确定度为0．4％。     

大亚湾核电基地周围环境中3H水平分析

分析了大亚湾核电基地运行以来核电基地外围环境空气、饮用水、水库水和海水以及厂界内地下水中³H活度浓度的历年变化趋势。结果表明,在气载放射性流出物排放的主导方位,随着大亚湾核电基地气载放射性流出物排放³H增加,空气监测点中³H活度浓度有所升高,与大亚湾核电基地的距离增加呈下降的趋势;基地外围环境水库水、饮用水的³H活度浓度目前处于本底水平;基地排放口周围海域海水³H活度浓度比本底水平有所升高,但多年来所有点位没有发现有³H的累积趋势。目前大亚湾核电站排放氚对环境和公众无影响。     

核电厂流出物低水平放射性核素监测问题的探讨

核电厂流出物低水平放射性核素监测能力是评价核电厂放射性流出物排放量的保证。为了探讨我国核电厂流出物监测管理存在的问题,通过改变运行核电厂常规采样、测量方式,实验研究了核电厂流出物低水平放射性核素活度水平及其探测限,并探讨了核电厂现行数据处理的计算结果与实际排放之间的差距。研究结果表明,流出物中低水平放射性核素的实际水平远低于其现阶段排放量统计水平,确实成为了我国核电厂统计排放量偏高的因素之一。在此基础上给出了建立核电厂流出物监测探测限指标监管要求和低水平监测结果数据处理的建议。     

井型4πβ+4πγ活度测量装置

4πβ+4πγ活度测量装置由4π流气式正比计数器、井型NaI(Tl)探测器和HPGe探测器构成。将4π流气式正比计数器放于HPGe探测器上,插入井型NaI(Tl)探测器井中,实现了β射线探测效率、活度和γ分支比的同时测量。测量了60Co、137Cs和166mHo的放射性核素活度,结果分别为:127.64(1±0.34%)、191.68(1±0.27%)和130.17(1±0.21%)Bq/mg,与国内外比对结果符合得很好;同时测量了137Cs和166mHo的主γ射线分支比,与文献值在不确定度范围内一致。     

长程α粒子探测器研究进展北大核心CSCD

α粒子射程短,常规α放射性活度直接测量方法难以测量不规则表面及管道内等区域的α放射性活度。长程α粒子探测器(long-rangeαdetector,LRAD)是目前用于此类区域α放射性污染的有效测量手段之一,被广泛应用于坑洞、核设施管道内等难以近距离测量环境的α放射性活度监测。本文介绍了LRAD的基本原理、发展及现状,并展望了LRAD的应用前景及发展方向。     

饮用水总β在线测量装置设计

为实现饮用水总β放射性活度的在线测量,采用Geant4软件对闪烁光纤阵列探测器结构进行了优化设计,并对探测器基本性能进行了模拟和实验。闪烁光纤阵列探测器β粒子探测效率的蒙卡模拟结果为1.31 s-1/(Bq/L),探测器在17 h内总β最小可探测活度为0.1 Bq/L,10 min内总β最小可探测活度为1.0 Bq/L,在水样无浓集的前提可实现水中总β放射性活度在线监测和超阈值报警。     

核电厂气态流出物监测样品分析中的核素衰变校正应用探讨

在放射性样品分析工作中,样品测量阶段、闲置阶段、采样阶段都涉及到核素衰变校正。根据放射性核素的衰变规律,阐明了这三种类型的衰变校正方法原理及其系数的计算。针对核电厂气态流出物中短半衰期的放射性惰性气体和碘核素的监测分析工作,研究了对监测样品分析结果进行衰变校正的必要性。基于实验测量结果,探讨了衰变校正对γ能谱分析法中核素的活度浓度探测下限的影响。介绍并分析了核电厂气态流出物监测样品分析工作中的衰变校正方案,对于短半衰期放射性惰性气体和碘核素,采用合理保守的衰变校正方案,可减少监测分析中的偏差,同时又可保证统计排放量的偏保守性。     

放射性废水膜处理工艺中试实验研究

采用处理量为200L/h的膜处理中试实验装置研究了硅藻土过滤器+两级反渗透膜+离子交换系统在放射性废水处理中的应用,重点考察了各级出水电导率和放射性活度的去除效率,并比较了不同进水水质时出水的电导率和放射性活度变化。实验结果表明,第一级和第二级反渗透膜对放射性核素的去除效率为95%～98%,两级反渗透膜的总去除效率大于99.9%。实验结果同时表明,对于放射性活度浓度为32290Bq/L的原水经上述系统处理后其放射性活度浓度低于1.1Bq/L。     

核电厂流出物排放量统计方法研究

运行核电厂放射性流出物排放量统计是一项重要工作，然而在实践中发现，核电厂排放的流出物中很多核素的活度浓度并不高，在流出物排放量统计中经常会面临分析结果低于探测限的情况，深入研究如何处理监测数据才能使排放量统计结果更接近实际排放量是一个挑战。本文收集了近年来秦山核电基地流出物监测数据，对其数值分布特点进行分析研究，提出了基于核素检出率的流出物排放量统计方法和策略，给出了流出物探测限取值系数的推荐值。通过与传统方法的统计结果进行比较，并对差异性进行分析，认为基于核素检出率的统计方法和策略现实可行，统计结果更接近于实际排放情况，有进一步深入研究的价值。