CsI(Tl)探测器对带电粒子能量响应的入射位置依赖关系

在放射性核束物理的实验研究中,通常采用CsI(Tl)探测器对反应产物中的带电粒子进行总能量测量.使用GEANT4软件对CsI(Tl)闪烁体探测器能量响应通进行了蒙特卡罗模拟,在考虑了晶体外表面包覆材料反射率、耦合光敏二极管面积、射程等影响因素后,重点研究了CsI(Tl)闪烁体探测器对带电粒子能量响应的入射位置依赖关系....     

AP1000核电站~(106)Ru正常运行源项研究

AP1000核电站一回路中~(106)Ru的现实源项远远高于其设计源项,其一回路活度浓度与131I相当,既从理论计算分析不可信,又与电厂实际测量数据不符。一回路~(106)Ru活度浓度过高,使得电厂液态流出物中106Ru及其子体~(106)Rh占到除氚和碳-14外放射性年排放量预期值的一半以上,严重背离电厂运行经验,而且对AP1000电厂流出物监测、环境监测和环境影响评价造成了误导。本文分析了ANSI/ANS-18.1中现实源项计算方法存在的问题,研究提出了从一回路主要核素活度浓度出发计算~(106)Ru现实源项的方法,其计算结果与M310/CPR1000、VVER-1000等国内压水堆电厂的现实源项基本一致,能客观反映压水堆电厂~(106)Ru源项,可供国内AP1000核电厂源项计算时参考。     

核电厂放射性有机废液安全管理的建议

我国核电厂对放射性有机废液的管理采取长期贮存的方式,至今未有最终的处理方法。本文从放射性有机废液源项、相关的法律法规标准要求、国内外放射性有机废液管理方式等方面进行讨论,给出了一些放射性有机废液安全管理的建议。     

核电厂惰性气体排放活度浓度的估算

核电厂正常运行时,气态流出物中惰性气体的排放活度浓度通常低于取样监测方法的探测限。目前我国核电厂根据探测限的1/2统计的排放量可能会高于实际排放量,甚至高于国外同类电厂的排放量,进而影响我国核电厂流出物排放评价的科学性。对于核电厂惰性气体的实际排放活度浓度水平,目前少有报道。本文根据一回路源项,采用机理模型估算核电厂惰性气体的排放浓度水平,并通过与在线监测和实验室取样监测方法探测限的比较,评价核电厂对气态流出物中惰性气体的定量监测能力,最后对流出物监测和气态流出物排放量的统计提出建议。     

压水堆核电厂常规岛液态流出物排放管理探讨

本文根据《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》(GB 14587—2011)的基本要求,提出基于核电厂蒸汽发生器排污水放射性控制进行常规岛液态流出物排放管理的思路,并针对M310/CPR1000、WWER、AP1000和EPR四种堆型工程设计及存在的问题,通过研究提出我国压水堆核电厂常规岛液态流出物的排放管理改进建议,可供核安全监管和核电厂设计、运行管理参考。     

NORM照射与废物管理策略探讨北大核心CSCD

由于数量巨大且其所含主要核素半衰期极长,天然放射性物质(NORM)矿产资源开发利用过程中产生的废物管理问题正日益受到国内外广泛关注。本文通过调研NORM照射和我国NORM废物管理的现状及存在问题,分析认为我国NORM废物管理中诸多问题的主要成因是责任主体不明、处置技术研发基础薄弱等,在此基础上提出构建以监管主导的管理体系、建立国家NORM废物清单、加快研究风险评估方法、开发废物处置示范工程等建议,以推进NORM废物的及时安全、妥善处置。     

CsI（TI）对高能质子能量响应的蒙特卡罗研究

在放射性核束物理的实验研究中,需要对核反应产物进行测量和鉴别,以获取反应过程中的重要信息。使用GEANT4软件对CsI（TI）闪烁体探测器对高能质子的能量响应进行了蒙特卡罗模拟,以确定这种探测器用于探测能量范围10MeV-150MeV质子的能量响应。通过对晶体外表面包覆材料反射率、耦合光敏二极管面积、质子射程等条件的模拟和分析,找到了提高CsI（TI）闪烁体探测器性能的方法。     

压水堆核电厂流出物中14C的排放限值探讨

研究分析了压水堆核电厂中¹⁴C的产生途径与排放量,调研了美国和欧洲运行压水堆核电厂气态流出物和液态流出物中¹⁴C的排放水平,分析了我国国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011)对美国和欧洲运行压水堆核电厂流出物排放¹⁴C的包络性,同时分析了多堆厂址、AP1000和EPR等新堆型电厂的运行需求对目前标准规定的¹⁴C排放限值管理带来的挑战,提出了¹⁴C的减排和资源化利用建议。     

温度对^(75)Se(Ⅳ)在我国北山花岗岩中扩散影响的再思考北大核心CSCD

本文对Se在我国高放废物地质处置库预选围岩北山花岗岩中的扩散研究进行了总结,包括研究方法、获取的有关数据以及尚待开展的工作等,重点分析了温度对^(75)Se(Ⅳ)在北山花岗岩中扩散的影响及可能的影响机制,旨在为国内同行提供有益参考。     

关于近地表处置设施定期安全评价的建议

我国目前缺少近地表处置设施定期安全评价的具体要求,在调研与分析国内外核设施定期安全评价有关要求及实践的基础上,充分考虑近地表处置设施固有特点,同时兼顾安全全过程系统分析有关要求,对近地表处置设施定期安全评价的整体思路及策略、安全要素的筛选、安全要素及其评价要点等提出建议,以期为我国近地表处置设施定期安全评价的开展及有关标准/导则的编制提供参考。