聚乙烯高整体容器多年累积剂量的近似计算方法

高整体容器(HIC)是一种经特殊设计制造的具有高强度、高密封性、高化学稳定性和高热稳定性的低、中水平放射性废物处置容器。对于聚乙烯材料制作的高整体容器,其在设计和使用过程中存在一个重要的指标,即辐照稳定性。本文介绍一种高整体容器累积剂量的计算方法,并使用此方法对AP1000核电工程中使用的聚乙烯高整体容器累积剂量进行估算。通过与Micro Shield、MCNP程序计算的结果比较,证明该方法是一种保守的、偏安全的并可用于实践的高整体容器累积剂量计算方法。     

某反应堆研究基地放射性废物最小化措施

介绍了某反应堆研究基地放射性废物最小化措施,具体包括优化管理、减少源项、再利用和再循环、废物减容等,以及实践中取得的经验。     

一种旋转式血液辐照仪漏射线束的MCNP计算方法

旋转式血液辐照仪因为其特殊的结构设计, 在固定屏蔽构件和旋转屏蔽构件之间存在一定的缝隙, 项目环评中对此缝隙造成的漏射剂量常被重点关注。本文通过蒙特卡罗方法针对这种旋转式血液辐照仪的漏射线束进行了计算, 证明在估计2 mm宽的缝隙情况下, 仪器表面接触剂量率满足医药行业标准的要求。     

电子束氨法脱硫反应器内部剂量率的模拟计算

为验证MCNP用于计算电子束氨法脱硫反应器内部剂量率的可行性,本文借用“小孔成像”的原理对能量为0.57 MeV的电子加速器进行模拟,计算电子束氨法脱硫反应器内部的剂量率分布,并与文献中的实验测量值以及EGS4程序模拟值进行比较。结果表明:MCNP程序计算所得到的反应器内部剂量率分布在25.7%误差下的结果与EGS4程序模拟结果一致。     

离堆废物处理设施辐射监测设计布置的讨论

AP1000是第三代核电技术,它的废物处理与国内目前通用的方法不同。废物离堆处理使得它的格局更加紧凑。本文主要针对这种厂址离堆废物处理设施中涉及的辐射监测设计进行讨论,以期明确设计当中应该注意的一些问题。     

针对多个放射源的Micro Shield计算方法浅析

在用Micro Shield做屏蔽计算时,比较常见的问题是对复杂几何空间结构的处理。本文以某离堆废物处理设施洗衣废水监测排放间的实际情况为例,尝试采用不同思路简化建模,并将计算结果与MCNP结果进行比较分析,以期找到一种较为恰当的模型建立方式,增加Micro Shield计算的可信性。     

圆柱体源与点源的照射量累积因子对比

依据《辐射防护手册》中圆柱体源的公式做剂量率相关计算时会用到累积因子,但手册中对放射源发出的光子在圆柱体内部散射效应造成的累积因子并未做过多描述。本文应用程序模拟计算出这个因子,并与点源时用等效于圆柱体半径厚度的板状几何屏蔽体的照射量累积因子做比较,给出两者之间的近似数学关系。