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。     

正常运行工况下核电厂气态流出物中~(85)Kr与~(133)Xe的关系

核电厂正常运行工况下,气态流出物中惰性气体监测结果一般均低于探测限。如按标准以探测限的1/2统计,可能会过高统计年排放量。本文通过确定气态流出物中85Kr与133Xe活度浓度的关系,当惰性气体源项中半衰期最大的85Kr低于探测限时,间接估算其活度浓度,以便能准确地对85Kr进行年排放量统计。     

CTBT隋性气体氙样品中放射性氙同位素活度测量方法

全面禁止核试验条约(CTBT)将131mXe、133Xe、133mXe和135Xe四种氙同位素作为放射性核素核查的重要监测对象,惰性气体氙采集、纯化和放射性活度测量是其中的重点和难点.介绍了HPGeγ能谱法和β-γ符合法测量惰性气体氙同位素活度的方法,用这两种方法测量加入133Xe的惰性气体样品的结果相差8%,并提出了...     

133Xe和131mXe混合气体刻度氙符合系统探测效率

作为全面禁止核试验条约(CTBT)国际监测系统(IMS)16个放射性核素实验室之一,北京放射性核素实验室对惰性气体氙-符合系统测量方法进行了研究,用于氙同位素(131mXe、133mXe、133Xe和135Xe)放射性活度测量。准确标定系统的探测效率是放射性氙活度准确测量的重点和难点。本文在剖析氙-符合系统测量原理的基础上,研究建立了采用未知活度的133Xe和131mXe混合气体进行-符合系统效率刻度的方法,对北京放射性核素实验室-符合系统测量符合能谱中部分感兴趣区的探测效率进行了刻度。     

质量控制谱法校正惰性气体氙β-γ符合谱能量漂移

针对CTBT放射性核素台站惰性气体氙β -γ符合谱能量漂移问题,提出了一种基于质量控制(QC)谱的谱能量漂移校正方法,利用质量控制谱中的γ能谱和二维β -γ符合谱分别对γ探测器和β探测器的能量漂移进行校正,确定氙样品二维β -γ符合谱中四种放射性氙同位素(131mXe,133mXe,133Xe和135Xe)的符合能量区域,实现了放射性氙同位素活度浓度的准确定量分析。     

核电站选址中大气弥散的估算方法

大气是核电站向环境排放放射性物质的主要途径。作为核电站主要堆型的轻水堆,其排出的废气主要成份为氙(~(133)Xe、~(135)Xe、~(138)Xe等)、氪(~(85)Kr、~(88)Kr等)等惰性气体和一定数量的氚、碳—14、碘—131及其它气溶胶。以气体、蒸汽和气溶胶形式进入大气的气载放射性将通过大气混合过程向下风向传输和弥散。向下风向迁移的放射性烟云不仅直接引起对居民的β、γ外照射,而且通过吸入途径产生内照射危害。此外,由于干湿沉积造成的地表放射性污染将通过三条主要     

惰性气体在核保障监督中的应用研究

本工作研究了放射性惰性气体环境监测在《核不扩散条约(NPT)》保障监督中的应用,研究重点是通过监测烟囱中释放的稳定惰性气体Kr、Xe同位素,对正在运行的后处理厂进行核保障监督的方法,旨在探索有效的、入侵性低的核查技术。41Ar、133Xe和85Kr等单一核素对正在运行的反应堆和后     

SAUNA系统惰性气体氙监测数据的统计规律研究

在对CTBT放射性核素台站SAUNA系统有效监测数据进行分析的基础上,利用统计学方法对分析结果进行了初步研究,结果表明:4种惰性气体氙同位素133 Xe、131m Xe、133m Xe和135Xe的最小可探测浓度和活度浓度均呈高斯分布,且133 Xe活度浓度的高斯分布存在不同程度的右拖尾并呈指数衰减.     

放射性惰性气体分离与分离材料研究进展

放射性惰性气体氙(¹³³Xe)、氪(⁸⁵Kr)与氩(³⁷Ar)是重要的气体裂变产物,主要产生于核电站反应堆、地下核试验、乏燃料后处理等人类核活动中。放射性惰性气体的快速高效分离、分析与检测在核军控核查、核环境监控、核燃料循环等领域中均有重要意义。利用固体多孔吸附材料在室温环境下从复杂环境气氛中选择性地将目标放射性惰性气体高效吸附分离出来是目前最简单与高效的方法。近些年发展的金属有机框架材料、多孔有机框架材料、多孔有机聚合物等新型多孔材料在惰性气体Xe与Kr的分离上已经展现出优异的性能与良好的应用前景。本文系统性地综述了放射性惰性气体(Xe、Kr、Ar)分离与分离材料的研究进展,并对未来研究趋势进行了展望。     

广州核素台站惰性气体氙监测数据的统计规律研究

在分析广州核素台站惰性气体氙日常监测数据的基础上,分析了广州核素台站惰性气体监测数据的有效性,初步研究了4种惰性气体氙同位素131Xem、133Xe、133Xem和135Xe的活度浓度和最小可探测浓度的统计规律。结果表明：4种惰性气体氙同位素的最小可探测浓度和活度浓度均呈高斯分布。该研究可为评估放射性核素台站4种惰性气体氙同位素监测阈值和惰性气体样品的分级提供参考。     

用气体符合测量装置测量~(133)Xe活度

正为解决裂变燃耗诊断、核燃料元件破损监测以及反应堆排出物监测等放射性气体测量中对~(133)Xeγ射线81keV低能点的效率刻度问题,建立了放射性惰性气体活度符合测量装置,并开展了气体活度测量以及~(133)Xe气体模拟源研究。测量装置采用β-γ符合方法,测量~(133)Xe气体活度。探测     

薄型NaI(T1)探测器信噪比的蒙特卡罗模拟

本文用蒙特卡罗方法模拟了133Xe、133mXe和135Xe在薄型NaI晶体中的沉积,并模拟计算了信噪比,以分析40K、U系和Th系核素以及137Cs在Xe测量能窗中造成的噪声影响.结果表明,信噪比的变化与射线能量相关;133Xe在晶体厚度为2cm时信噪比最低,133mXe在晶体厚度1～4cm时信噪较低且随晶体厚度的变化不明显,135Xe在晶体厚度0.2～5cm时信噪比没有极值且随着晶体厚度的增加而增加.     

基于AST方法的核电厂LOCA释放源项计算分析

根据AST方法建立了AP1000LOCA放射性核素活度计算模型,研究事故后安全壳及环境中放射性核素活度的变化。结果表明:事故后安全壳气空间内各核素的放射性活度呈先增大后减小的趋势,40min时达到最大。根据核素性质,将其分为不考虑母核衰变的核素和考虑母核衰变的核素。事故发生40min后,前者在安全壳内的活度指数减小,典型核素有131~135I、83 Krm等,后者由于母核衰变的影响导致其在安全壳内的活度减小趋势放缓,典型核素有85 Kr、133 Xem、133 Xe和135 Xe等。I和Cs由于受自然去除机制的去除作用,事故几小时后其向环境的累积释放量增长非常缓慢;对于Kr和Xe,半衰期较长的核素向环境的累积释放量不断增大,半衰期较短的核素在事故几小时后向环境的累积释放量趋于平衡。     

福岛核事故期间浙江地区大气中氙的监测

浙江省辐射环境监测站在福岛核事故期间开展了浙江地区大气中放射性惰性气体氙的应急监测工作,期间共采集大气样品86个,分析了4种氙同位素.监测结果表明,从3月25日开始,大气中133 Xe 、131m Xe浓度较本底有明显的上升,3月28日达到峰值,其后逐渐下降,与相同点位采集的气溶胶样品中的131 I活度浓度变化基本一致;133m Xe 、135 Xe浓度较本底值的变化不明显.     

基于内充气正比计数器长度补偿法测量~(85)Kr放射性活度浓度

放射性惰性气体活度浓度的绝对测量是进行其量值传递的基础。为实现放射性惰性气体~(85)Kr活度浓度的定值,本工作基于内充气正比计数器长度补偿法,进行了~(85)Kr放射性活度浓度的绝对测量。结果表明,在气压56.15 kPa、工作电压1 675 V和1 700 V条件下,~(85)Kr放射性活度浓度为10.64 Bq/mL,合成标准不确定度为0.60%,与国际先进核素计量实验室关于~(85)Kr的测量结果的合成标准不确定度水平相当。     

红沿河核电站一次惰性气体意外释放事件的监测与分析

介绍辽宁红沿河核电站一次一回路水过滤器更换操作后惰性气体的意外释放事件的排查分析过程。通过排查分析发现沾污的核素是87Kr、88Kr及135Xe等惰性气体,通过对工作人员摄入惰性气体产生的照射剂量估算,证明其有效剂量远低于核电站对工作人员的每日受照剂量限值。本文对惰性气体意外释放事件查找的思路和方法,有利于其他同类型核电站在发生类似事件时参考,以尽快确定泄露点并采取相应控制措施,消除污染源,保护工作人员的辐射安全和健康。     

放射性惰性气体实时测量装置的设计与模拟研究

核反应堆在运行过程中或核应急情况下会产生~(85)Kr、~(133)Xe、~(135)Xe和~(41)Ar等放射性惰性气体,准确测量不同惰性气体的放射性活度对了解反应堆的运行状况和核应急预警均有重要意义。根据各种核素衰变发射的β、γ射线,设计并优化了可用于放射性惰性气体活度实时测量的4π双叠层闪烁体探测器。探测器的内层塑料闪烁体用于测量β射线,外层碘化铯闪烁体(CsI)用于测量γ射线,并通过β-γ的符合测量实现不同放射性核素的分辨及活度测量。针对核电放出的4种主要放射性惰性气体,基于GEANT4(GEometry ANd Tracking 4)模拟库包,研究了塑料闪烁体、CsI厚度及气体采样腔尺寸对不同核素发射的β、γ探测效率的影响;并给出该4π型双叠层闪烁体探测器的优化几何尺寸和相应探测器性能,为后续探测器的制作与测试提供参考。     

低温冷阱法分离裂变产物中的^88Rb和^89Rb

为将短寿命核素^88Rb和^89Rb分别从裂变产物中分离出来，需考虑从它们的母核放射性惰性气体核素融开始分离。利用同位素交换方法将裂变产物中的Kr、Xe同位素从靶室载带至低温冷阱分离装置，基于Kr、Xe的饱和蒸汽压不同，即通过Kr、Xe在一定的分压下其熔沸点相差较大而形态不一进行分离。载气采用掺有0．5％Kr、0．5％Xe的N2，工作压力为0．2-0．3MPa。     

用内充气正比计数管准确测量~(131)Xe~m活度浓度

~(131)Xe~m、~(133)Xe~m、~(133)Xe和~(135)Xe是全面禁止核试验条约(Comprehensive Nuclear-Test-Ban Treaty,CTBT)监测地下核试验最重要的核素。氙同位素活度通常采用HPGeγ能谱法和β-γ符合法等相对方法测量,准确刻度测量系统的探测效率是氙同位素活度准确测量的关键。本文介绍了用内充气正比计数管系统通过长度补偿法准确测量~(131)Xe~m活度浓度的方法,~(131)Xe~m活度浓度测量结果为(1.75±0.01)Bq·mL~(–1),为相对测量系统的探测效率刻度提供了活度标准。     

后处理厂释放气体中稳定惰性气体同位素在核保障监督中的应用研究

用Origen2．1计算模式对压水堆元件中Kr,Xe相关同位素与燃耗的关系进行了计算,并估算了后处理厂烟囱释放气体中Kr,Xe各稳定同位素的来源,丰度和原子浓度.^82Kr,^129Xe可用作环境样品中惰性气体同位素的天然本底;裂片^83Kr／^86Kr．^84Kr／^86Kr、^131Xe／^134Xe和^132Xe／^134Xe的丰度比值,可用于指示乏燃料燃耗,进而估算正在被分离的钚同位素组成,并有可能对后处理厂实行保障监督。