AP1000新燃料组件运输货包的临界安全计算

新燃料组件运输过程中最主要的核安全问题是临界安全。在对运输货包进行临界安全分析中必须要同时考虑多货包阵列形式、事故后货包损伤情况、最佳水慢化条件等因素。本文采用MCNP程序针对美国西屋公司XL型运输容器装载AP1000新燃料组件货包的实例进行了临界安全计算。结果表明,在XL型运输容器设计许可书中允许装载货包数N=75的限制条件下,临界安全是有保障的。     

γ能谱法分析放射性核素时对γ射线全能峰干扰的修正

针对在中核集团公司核电厂和“两厂两院”环境监测实验室比对中γ能谱分析存在的γ射线全能峰干扰问题,开展土壤中铀、钍、镭、钾、铯等γ核素测量实验。天然土壤标准源对谱仪进行效率刻度时,分析γ射线特征峰是否受到其它射线干扰,对受到干扰的γ射线通过修正代入效率计算的核素活度值以实现效率的拟合。由谱仪分析软件分析样品核素活度时,当利用不同特征γ射线计算的核素活度相差较大时,应进行活度修正。分析用于核素活度计算的γ特征峰(如²³⁵U 185.7 keV,²³⁸U 92.6 keV)受到的干扰峰,计算干扰峰对测量能谱峰(重峰)活度贡献,扣除干扰峰活度,即为γ特征峰贡献,由此给出样品核素活度值。这种方法在中核集团土壤样品比对中报出的²³⁸U、²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K和¹³⁷Cs数据全部合格。     

一些常用个人防护用品的弱贯穿辐射防护性能评价

为了掌握常用个人防护用品对不同能量β射线的防护效果,在⁸⁵Kr和⁹⁰Sr-⁹⁰Y标准β辐射场中,测量给出了各种组合情况下常用个人防护用品对定向剂量当量率公式β射线防护效果较差,对于高能β辐射场所作业人员,给出了开展弱贯穿辐射监测的方法和防护的措施。     

核事故后果评价研究进展

回顾了国内外在核事故后果评价领域开展的概率风险评价、实时后果评价、事故后的后果评价技术与方法研究的发展历程,对后果评价研究在大气弥散模型的要求与发展、利用环境监测数据估算源项、食物链模型与事故季节性、剂量估算与防护措施、核与辐射突发事件（小尺度）响应、决策支持技术以及放射性物质长距离迁移问题等方面进行了讨论与分析。近年来,随着我国核能事业的迅猛发展,需要加强和发展核事故与突发事件的后果评价和应急响应技术。     

环境γ辐射剂量率受降水影响规律研究

利用高气压电离室连续测量我国东部某地环境γ辐射剂量率,同时监测降水参数。研究发现:降水引起剂量率升高,最大升幅达38.1%,降水总量最大的夏季升幅最大;剂量率升幅大雨中雨小雨;降水强度越大,降水开始后剂量率升高越快,剂量率最大值出现点比降水强度最大值出现点晚约1h。同一降水强度条件下,剂量率升高幅度,冬季春季秋季夏季,降雪降雨。     

放射性气溶胶雾化捕集固定试验初步研究

后处理设施退役过程中会产生浓度较高放射性气溶胶,需要进行处理。研究选择碳酸钙粉为介质发生模拟气溶胶,选定一种固定剂,运用超声雾化技术对模拟气溶胶进行了捕集与固定试验,结果表明:模拟气溶胶粒子数浓度随着雾化捕集过程逐渐降低,粒径较大的粒子首先被雾化捕集而沉降;固定剂通入量对雾化捕集和固定气溶胶的效果影响显著。对一台241Am污染的手套箱内气溶胶进行雾化捕集和固定研究表明:初始污染水平为183 Bq/m3的气溶胶经雾化捕集后可降至1.51 Bq/m3。雾化固定7 d时,气溶胶浓度无明显变化;固定14 d并启动排风扰动后,再悬浮率为6.5%,说明该固定剂对放射性气溶胶及松散污染物的捕集固定效果明显。     

被动式氚取样器性能的实验研究

介绍了核设施工作场所和环境空气中氚化水蒸气HTO的监测，被动式氚取样器在国外已经得到非常广泛的应用，所研制的被动式氚取样器，特别适用于7－30d的长期取样，给出该取样周期内空气中HTO浓度的平均值。     

中国核工业30年辐射环境质量评价

中国核工业自1955年建立以来,已形成一个完整的工业系统。核工业辐射环境质量评价于1981年着手工作,调查了各核设施80km范围内的人口分布、农作物分布、食物组成以及气象、水文、地质等资料,统计并分析了流出物和环境监测资料。辐射环境质量评价的计算采用Y3001计算机程序。计算结果表明,所有核设施周围的关键居民组所受的有效剂量当量小于国家规定的年剂量限值。80％的关键居民组所受的剂量小于天然辐射剂量的10％。整个核工业总的年平均集体剂量当量为23人·Sv,低于天然辐射剂量的0.01％,远低于非核工业或 人为活动的危害值。根据我国核工业发展计划,预测到2000年时整个核工业产生的年集体剂量当量为59人·Sv。     

可携式放射源定向测量仪探头设计

针对大部分周围剂量当量监测仪和个人剂量当量监测仪不能给出γ射线入射方向的情况,设计了一种简易的、新型的可携式放射源定向测量仪探头。定向测量仪探头由ф76.2 mm×76.2 mm Na I(Tl)晶体和一个特殊形状的铅屏蔽层组成,其中铅的厚度为20 mm。探头设计时用MCNPX2.5程序对能量响应和角度响应进行了模拟计算,计算结果表明该探头对γ射线能量没有依赖性,角度响应的计算不确定度小于4°。该探头可用于放射源的搜寻、核电站常规泄漏监测以及核应急事故热区定位等现场作业。     

短寿命核素气溶胶监测相关问题探讨

目前的放射性气溶胶连续监测仪或连续空气监测仪,都是针对长寿命的α放射性核素(如U,Pu)或β放射性核素(如¹³⁷Cs,⁹⁰Sr),因而在采样测量过程中都不考虑被监测核素的衰变修正。但是,包括核电站在内的具有反应堆运行的核设施,对某些短寿命放射性核素(如⁸⁸Rb,¹³⁸Cs以及¹⁸F等)的气溶胶监测也是重要的。本文针对短寿命核素气溶胶监测中的有关问题进行讨论,提出了相关的可供监测仪器报告监测结果的实际可行的数据处理方法。