235U气溶胶粒度分布研究

采用固体径迹探测技术测量了235U气溶胶的粒度分布。将特定条件下产生的235U气溶胶粒子收集在金属采样板上,将固体径迹探测片覆盖在235U气溶胶样品上辐照成像,采用化学蚀刻技术使其显影成像并放大,利用光学显微镜进行有关参量测量。在特定条件下,235U气溶胶的粒度分布在1.6～8.9m范围内。     

金硅面垒型半导体探测器在氢气环境下失效现象的实验研究

当金硅面垒型半导体探测器在氢气环境下使用的时候,α能峰会向低能方向飘移,直至淹没在电子学噪声中。本文通过实验介绍了金硅面垒探测器在氢气环境下的这种失效现象,总结了失效现象的规律;提出了金硅面垒探测器在氢气环境受影响的机理,并进行了实验验证。     

SPRR-300堆生物屏蔽层活化情况调查

反应堆生物屏蔽层是反应堆退役阶段的重要源项之一。通过建立计算模型,使用MCNP和ORIGEN2程序计算获得了SPRR-300堆生物屏蔽层的活化情况。为校核理论计算结果,对SPRR-300堆生物屏蔽层混凝土进行了取样分析。取样分析结果与理论计算结果较为一致,证明了理论计算模型的准确性。通过对取样分析结果进行拟合,获得了SPRR-300堆生物屏蔽层针对60 Co核素的活化厚度,即1.1m高度处的活化厚度为840mm,1.5m高度处的活化厚度为680mm。     

堆芯混凝土样品中~(63)Ni的分析测量

为建立堆芯混凝土材料中~(63)Ni活度测量的方法,进行了溶样方法的确定、淋洗曲线的绘制、液闪测量效率的确定、回收率实验、去污实验及空白实验等方面的研究工作。混凝土样品磨至粒径小于0.074mm,用混合酸(V(HNO_3)∶V(HClO_4)∶V(HF)=3∶2∶1)进行溶解,再通过阴离子交换分离、氢氧化物沉淀及萃取和反萃等样品纯化程序去除杂质离子后,用液体闪烁能谱仪测量其中~(63)Ni的活度。该方法的化学回收率为73.05%,放化回收率为71.99%,通过空白实验得出计数的标准偏差为0.200/s,相对标准偏差为12.8%(n=12),方法检出限为3.596Bq/g。该方法可应用于堆内混凝土材料及非堆材料中63 Ni的常规监测及应急监测。     

反应堆铝合金样品中63Ni的测量技术研究

为建立反应堆铝合金样品中⁶³Ni活度测量的方法,在前期确定了样品前处理流程的基础上,进行了全程化学回收率实验、去污实验、镍载体量对测量效率的影响及空白实验等方面工作。全程化学回收率在70%以上,对各种杂质离子的去污因子均为10²及以上,镍载体的加入量选为5 mg。该方法对DPM（放射性核素每分钟衰变数）的标准偏差为6.29,相对标准偏差为15.9%,检出限为1.38 Bq/g,已应用于反应堆退役样品的分析测量。     

对TGS装置平板准直距离影响探测效率的探究

TGS系统的平板准直对探测效率及最后的计算有很重要的影响,通过MCNP5程序建立TGS模型,考虑了核退役中几种常见的并且密度相差较大的物质(玻璃棉、木屑、水、水泥、铝合金等),放射源使用常用投射源60Co,以0.5 cm的步进距离进行模拟试验,最后根据结果得出准直器距离在3～3.5 cm时可获得相对较好的效果。     

α放射性气溶胶连续测量的本底扣除技术及探测灵敏度研究

为了实现核设施退役现场α气溶胶的实时连续测量,开展了针对各单独核素的天然本底跟踪补偿技术研究,并对连续测量模式下的α气溶胶探测灵敏度进行了研究。通过理论分析及实验研究,实现了α气溶胶实时连续测量过程中天然本底的α能谱向前拖尾部分的影响的自动跟踪补偿,使用该方法对天然本底进行扣除,其扣除率大于90%。使用建立的实时连续测量过程中针对各单独核素的天然本底跟踪补偿技术及气溶胶的分粒度连续取样技术进行了α气溶胶浓度连续测量模式的探测灵敏度研究,当监测时间为25 min,氡子体浓度为100 Bq·m-3时,对α气溶胶浓度连续测量的探测灵敏度为0.02 Bq·m-3。     

桶装放射性废物非破坏分析系统测量模式设计

为解决核设施退役过程中产生的桶装放射性废物活度非破坏测量,在某几何条件下,废物桶内分布条件为理想情况以及部分条件为理想情况下,利用蒙特卡罗方法改变某些变量对探测效率进行了计算,并对结果进行了分析,给出了废物桶内非理想分布条件简化成理想分布条件的方法,进而提出了桶装放射性废物非破坏测量模式及探测效率获取方法。并用此方法进行了简单的比对实验,实验结果表明该方法是可行的。     

堆芯铝合金样品中63Ni的液闪测定技术

为建立堆芯铝合金样品中63 Ni活度测量的方法,对63 Ni液闪测量的相关问题进行了研究。样品经前处理后用液闪进行测量,相应的前处理流程包括样品的溶解、阴离子交换分离、氢氧化物沉淀及萃取分离程序。通过条件实验对液闪测量过程的相关参数进行了比较研究,包括样品液酸度、样品液与闪烁液体积比及镍载体的加入量等。3110型液体闪烁能谱仪对不同活度63 Ni标准系列的测量效率均在70%以上,样品液酸度选择为0.3mol/L,样品液与闪烁液体积比选择为1∶2,镍载体加入量选择为5mg。通过空白实验得出计数的标准偏差为0.077/s,相对标准偏差为15.3%(n=12),方法检出限为1.38Bq/g。该方法适用于反应堆退役样品的分析测量。     

某研究堆寿期后控制棒取样过程中的辐射防护

分析了某研究堆寿期后控制棒的源项及取样过程中存在的辐射危害,制定了操作过程中的辐射监测和防护方案。监测结果表明,整个取样过程中,操作人员个人累积剂量最大为61 μSv,集体剂量为229 人·μSv,采取的辐射防护措施有效地保证了取样过程中工作人员的辐射安全。