秦山三期重水堆核电站流出物氚排放的比较分析

本文简要介绍了重水堆核电站氚的产生和释放,以及秦山三期为降低氚排放所采取的设计改进和运行控制措施。通过对秦山三期电站运行以来氚的实际产生情况及其与国外重水堆核电站的比较,表明秦山三期为减少氚排放的控制措施是有效的。     

大直径深孔采矿过程数值模拟

本文用三维非线性有限元（ＮＦＥ）程序模拟采矿过程。对模拟模型的线性区域采用高效率的位移元，非线性区域用高精度的杂交应力元，这种分区混合元方法，对所有物理非线性问题都是有效的。     

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。     

重水蒸汽回收系统失效干燥剂减量化处理初探

从放射性废物减量化管理原则出发,探讨了重水蒸汽回收系统干燥剂分类进行除氚处理和水泥固化的技术路线,对干燥剂进行除氚处理使其满足清洁解控标准,对无法满足解控标准的干燥剂与含硼浓缩液进行混合固化处理。初步试验结果表明,利用高温加热和微波处理可实现干燥剂的除氚处理;干燥剂与含硼浓缩液混合固化是可行的。     

核设施β-γ混合场中定向剂量当量率(H)'(3)的现场监测方法

本文主要介绍核设施β-γ混合场中定向剂量当量率$\dot{H}$′(3)的现场监测方法。基于研制的ZF-D300型定向剂量当量率$\dot{H}$′(3)监测仪,利用γ标准辐射场、β标准辐射场、以及组合的β-γ标准辐射场,测量给出了监测仪器对γ射线和β射线的响应特性。结合周围剂量当量率仪、β谱仪和γ谱仪测量数据,给出了β-γ混合场中测量$\dot{H}$′(3)的数据处理方法。在实验室建立的标准β-γ辐射场中,采用本文中数据处理方法测量计算的$\dot{H}$′(3,45°)值,与标准装置给出的$\dot{H}$′(3,45°)约定真值相对偏差小于±1%。在某核电站大修期间,对该β-γ混合场中监测$\dot{H}$′(3)的方法进行了应用。     

现场物体计数系统测量标准200L钢桶放射性物质活度的不确定度分析

利用蒙特卡罗方法评估秦山第三核电有限公司现场物体计数系统(ISOCS)测量标准200L钢桶活度时由于放射性物质随机分布而导致的测量结果的不确定度,并采用蒙特卡罗方法模拟计算钢桶内为4种密度填充物及10种核素时ISOCS测量结果的偏差,对ISOCS的测量提出修正。     

CANDU6型重水反应堆装料区γ辐射源的来源分析及降低剂量率的建议

在秦山第三核电厂1号机组反应堆功率的凋试阶段中，发现反应堆端面（R1-110）区域人工装料点的剂量率远大于最终安全分析报告中规定的0．025mSv／h，虽采取许多措施，后来平均剂量率仍在0．05mSv／h左右。后对剂量的主要贡献的分析表明，主要是能量为511kev的γ射线，并从剂量率变化分析核素的半衰期，表明R1-110剂量率主要贡献是17^F的正电子湮没辐射。根据本文的分析，采用延迟法可大幅度减小R1-110区域辐射源项，降低场所剂量率，能够使该区域装换料人员每年集体剂量减少66．56mSv。     

大直径孔采矿过程数值模拟

本文用三维非线性有限元（ＮＦＥ）程序模拟采矿过程，对模拟模型的线性区域采用高效率的位移元、非线性区域用高的杂交应力元，这种分区混合元方法，对所有物理非线性问题都是有效的     

包含正电子湮灭峰的重峰拟合

针对通常高纯锗探测系统的γ谱软件不能对包含正电子湮灭峰的重峰区间进行正确的拟合编写一软件，实现了对正电子湮灭峰和包含正电子湮来峰的重峰的拟合。