乏燃料运输容器屏蔽性能检测技术

我国放射性物质运输安全监管的一项重要内容是对运输容器进行辐射屏蔽性能检测,确保其满足《放射性物质安全运输规程》的要求。在实际对乏燃料运输容器进行辐射屏蔽性能检测时反映出了一些尚需解决的问题和难点,如中子辐射水平测量的可靠性,表面中子辐射水平的准确测量等。本文主要针对乏燃料运输容器屏蔽性能检测中涉及的中子辐射水平测量可靠性开展相关研究。通过分析比较不同类型测量仪器的测量结果,结合乏燃料运输容器外部辐射水平的模拟计算结果,提出优化乏燃料运输容器屏蔽性能检测技术的建议,为技术的完善和乏燃料运输管理工作提供借鉴。     

FCTC10型工业辐照~(60)Co运输容器屏蔽测量与评价

FCTC10型容器设计用于装载工业辐照60Co源,在装载18万居里(Ci)60Co放射源时属B(U)型、Ⅲ级(黄)货包。FCTC10型容器由屏蔽容器、吊篮、防护罩与运输托架组成,主要利用屏蔽容器主体和铅塞的钢壳层及其中间填充的钨合金、铅屏蔽层实现货包的屏蔽功能。采用蒙特卡罗方法模拟计算和实验测量相结合的方法给出FCTC10运输容器在满载时的辐射水平,结果表明FCTC10容器满足GB 11806—2004对货包辐射水平的规定。根据运输实践经验假设了工作人员和公众的受照情景,计算出的单次运输工作人员和公众的受照剂量小于设计考虑的剂量约束值,也低于GB 18871—2002对工作人员和公众的剂量限值。在设计基准事故情况下,容器外部局部区域辐射水平增加量不超过1倍,对事故处理人员的剂量很小。     

3m^(3)天然六氟化铀运输货包满载及卸载后的辐射水平分析北大核心CSCD

对运输天然UF_(6)原料的3 m^(3)运输容器在满载和卸料后容器内部的辐射源项及分布情况进行分析,计算两种状态下容器表面及1 m处辐射水平,并与实际测量结果进行了对比。计算结果表明:容器外部辐射主要来源于^(234)m Pa、^(234)Pa和^(235)U的γ辐射;满载时,容器外部辐射水平随时间增加而增加,至3个月时基本达到稳定;卸料后,残料容器中由于衰变子体^(234)Th、^(234)m Pa和^(234)Pa的大量残留,且缺少UF_(6)的自屏蔽作用,容器外部辐射水平高于满载状态,在卸料后2个月,残料容器表面最大辐射水平从167.5μSv·h^(-1)降到30.3μSv·h^(-1)。对卸料后约2个月的两个3 m^(3)运输容器表面辐射水平进行测量,测得最大辐射水平分别为31.3μSv·h^(-1)和28.1μSv·h^(-1),测量结果与计算结果基本一致。鉴于天然UF 6运输活动频繁,运输量大,因而在残料容器返厂运输活动中的辐射防护不容忽视,可通过增加残料容器空置时间、远距离操作和减少操作时间来减少工作人员遭受的照射。     

γ辐射回路中的γ载体性能初步研究

一、序言 研究铟、镓、锡合金的性能是建造γ辐射回路的要求。目前我国辐射加工业采用~(60)Co作为放射源。γ辐射回路与~(60)Co源相比具有下列优点: ①生产~(60)Co需耗费核反应堆活性区的中子,而γ辐射回路主要利用防护区中的无用中子。 ②γ回路可以得到比~(60)Co源更高的比活性。 ③~(60)Co是吸收体,为避免超临界事故,出堆时     

FCo70-YQ型放射源运输容器耐热试验

FCo70-YQ型放射源运输容器是设计用于运输60Co和137Cs的医用放射源运输容器,设计容器最高装源活度60Co不超过12000C(i444TBq),137Cs不超过8000C(i296TBq)。根据国家标准《放射性物质安全运输规程》(GB 11806ˉ2004)的要求,对FCo70ˉYQ型容器进行了耐热试验。试验中测量到容器本体的最高温度为193.9℃,小于容器屏蔽材料铅的熔点温度327.3℃。试验结果证明了FCo70-YQ型容器热工设计满足国家标准《放射性物质安全运输规程》(GB 11806-2004)的要求。     

某型乏燃料运输容器中子辐射屏蔽性能检测

中子辐射水平测量的可靠性是辐射屏蔽性能检测的难点。本文采用便携式中子测量仪和多球谱仪对某型乏燃料运输货包外部中子辐射水平进行了测量,并基于SCALE程序计算得到的乏燃料中子源项,采用MCNP程序模拟计算得到货包外部中子辐射水平。对测量结果和计算结果进行比较,分析相关影响因素,提出了优化测量方案的建议。     

耐强辐射遥控探测机器人研制

介绍了一种自行研制的可在强辐射环境中进行探查作业的遥控探测机器人。该机器人采取六轮驱动的行走机械结构,运用中小规模集成芯片与外部辐射屏蔽相结合的独特思路进行抗辐射电路设计,并配备了三自由度电动云台和探测设备。利用60Co源进行了抗辐射性能实验研究,结果表明:遥控探测机器人能够在环境γ空气比释动能率为94Gy/h的情况下将现场图像、辐射信息实时传输到远程控制计算机;研究成果可为核事故应急或核设施退役处理措施提供设备支持。     

CZT探测器辐射性能实验研究

使用高电阻率CZT(碲锌镉)晶体制备了适用于脉冲γ辐射探测的探测器。通过在脉冲γ发生器和60Co放射源上开展实验,获得了CZT探测器的时间响应和1.25MeVγ辐射灵敏度。结果表明,CZT探测器较传统Si基PIN探测器有暗电流低、时间响应好、灵敏度高的优势,适用于低强度γ辐射脉冲测量。     

大容量钴源运输容器屏蔽研究

大容量钴源运输容器为运输工业用钴源而设计的专用设备。由于内容物放射性活度水平很高、衰变热很大,仅有少数国家具有设计能力,在国内的研制尚属首次。在对钴源运输容器的屏蔽设计研制过程中,突破之前的屏蔽设计技术束缚,采用MCAM程序与MCNP程序模拟计算钴源运输容器外的剂量率水平,并在设计过程中及时发现容器存在的设计缺陷,从而进行了设计改进,保证了容器满足国家标准要求的各项设计措施。目前这些设计措施已通过相关的试验验证。结果表明:针对大容量60 Co运输容器的关键技术制定的设计措施合理有效,充分保证了容器在经受国家标准中规定的正常运输条件和运输中事故条件下各项试验后容器屏蔽性能的完整性,确保钴源运输的安全。     

GD-300系列辐射光致发光玻璃剂量计的辐射剂量学特性

为掌握新引进的辐射光致发光玻璃剂量计的辐射剂量学特性,通过用次级标准剂量学实验室的X射线照射装置、⁶⁰Coγ放射源（1250keV）及经检定的¹³⁷Csγ放射源（662keV）照射,考察了GD-300系列辐射光致发光玻璃剂量计的剂量线性、均匀性、重复性、衰退特性和能量响应等剂量学性能。实验研究结果表明,GD-300系列辐射光致发光玻璃剂量计的辐射剂量学性能良好,适合作为放射工作人员外照射剂量、放射诊疗受检者与患者剂量的测量,也适用于环境辐射的长期累积测量。     

γ吸收剂量率在线探测用硅光电池的电学性能研究

建立了一种γ吸收剂量率实时在线测量系统,研究了半导体硅光电池BBZSGD-4辐射光生电流和γ吸收剂量率之间的关系,并对其耐辐照性能进行了研究。60 Coγ辐照实验表明:半导体硅光电池BBZSGD-4对60 Co的γ射线有较好的响应,其辐射光生电流与吸收剂量率的关系呈线性规律。当吸收剂量率为94.54Gy/min时,辐射光生电流可达1.26μA。在吸收剂量率为50Gy/min时,辐射光生电流随总吸收剂量的增加呈指数下降,总吸收剂量为5 445.8Gy时,其辐射光生电流衰减1%。半导体硅光电池BBZSGD-4具有作为实时在线低吸收剂量率探测器的潜力。     

大体积航空巡测γ谱仪的点源校准

参考国际原子能机构（IAEA）航空辐射监测技术标准和国内外行业经验，选取3种人工放射源对现有先进的大体积航空巡测γ谱仪进行了寻源模式的实验校准。介绍了航空巡测γ谱仪系统开展点源模式的实验校准方法、校准方案，实验过程中严格控制实验条件和过程质量，给出了²⁴¹Am、¹³⁷Cs和⁶⁰Co人工放射源点源校准参数，基于这3种核素校准参数可估算其他人工放射性核素的校准参数，从而实现了航测系统寻找人工放射源进行定量测量的功能。     

Measurement and Simulation of TEPC Microdosimetric Spectra in Gamma Radiation Field

According to the different characteristics of microdosimetric spectra measured by tissue equivalent proportional counter (TEPC), the neutron dose equivalent and γ dose equivalent could be distinguished in a unknown neutron and γ mixed radiation field. In order to discriminate the γ radiation dose equivalent from the total value,the pure γ microdosimetric spectra was measured in ⁶⁰Co、¹³⁷Cs radionuclide radiation field with TEPC. TEPC microdosimetric spectra in a series of monoenergy γ radiation field were simulated by FLUKA code. All the γ radiation microdosimetric spectra, including measured spectrum in ⁶⁰Co、¹³⁷Cs radiation field and that of simulation spectrum by FLUKA code, reveal a trait that the linear energy of γ radiation is basically lower than 10 keV/μm. This trait is the very foundation to discriminate the γ radiation from the mixed radiation.     

济南微堆退役场址的终态检测

采用γ谱测量和低本底β谱测量的方法对济南微堆退役场址中¹³⁷Cs、⁶⁰Co、⁶⁵Zn和⁹⁰Sr的放射性水平进行了终态检测。所有样品中均未检测出⁶⁵Zn;水池中⁶⁰Co的最高值在原堆芯正下方的池底,达49.3 Bq/kg,由中子活化而产生;其他检测单元中,¹³⁷Cs、⁶⁰Co和⁹⁰Sr的最高值分别为5.7、6.8和8.1 Bq/kg,分别出现在运输通道、堆厅和土壤中,这些核素可能为退役活动污染所致。检测结果表明：所有样品的放射性水平均低于基于年有效剂量为10 μSv所导出的清洁解控水平和可接受水平,其中大部分样品接近本底水平。检测方法对¹³⁷Cs、⁶⁰Co和⁶⁵Zn的探测下限分别为1.1、1.0和1.3 Bq/kg,检测结果的不确定度小于33.0%,标准物质GBW08304a的测量值与标准值的相对偏差小于3%。     

放射性核素从废物体中向外释放行为初步研究

以去离子水为初始释放环境,考察了1年释放周期内,两类典型低、中水平放射性废物固化体在被水完全浸泡情景下,3种关键核素⁶⁰Co、¹³⁷Cs、⁹⁰Sr的向外释放行为。使用平均有效扩散系数作为表征参数。多个样品的测试结果表明：3种核素向外释放表现出规律性的趋势,即¹³⁷Cs最快,⁶⁰Co最慢, ⁹⁰Sr相比居中。对于不同的核素,起始活度对释放行为的影响是不同的。借助SEM探讨了废物体微观结构对核素释放的影响。     

高活度废放射源整备屏蔽材料(沙子)性能研究

针对高活度废放射源整备建立了可移动废放射源整备屏蔽实验装置,利用该装置,从工程运用角度开展了忻州沙的粒径、密度测量和屏蔽实验,筛选出了适合废放射源整备使用的特定类型沙子。研究结果显示:采用厚度150 cm饱和含水忻州建筑沙作为屏蔽材料,可确保1 000 Ci ⁶⁰Co废放射源整备时在屏蔽装置外产生的剂量率小于0.03 mSv/h。     

质子辐射环境下PNP输入双极运算放大器辐照效应与退火特性

对不同偏置下的PNP输入双极运算放大器在3、10 MeV两种质子能量下的辐照效应进行了研究,并将质子辐射损伤效应与0.5Gy(Si)/s剂量率60 Coγ射线辐射损伤效应进行了比较,以探究质子和γ射线产生的辐射损伤之间的对应关系。结果表明,运放LM837对γ射线的敏感程度较10 MeV质子和3 MeV质子的小,然而其室温退火后的后损伤效应却更严重;相同等效总剂量条件下,10 MeV质子造成的损伤较3 MeV质子的高;质子辐射中器件的偏置条件对损伤影响不大。     

放射源~(60)Coγ射线的利用效率研究

应用60 Coγ射线照射量率计算法分析比较了4种放射源排列方法和3种辐照操作方式的γ射线利用效率。结果表明,3种操作方式中,换层操作的效率最高,利用率为1.78,其次是分区操作方式,为1.45,源超界的不换层方式最低,为0.85。实行换层操作时,当吊篮高度在1.2m之内时以3层高度收敛排列法(各层间活度比为0.6∶1.8∶0.6)的60 Coγ射线利用率最高,为1.60;当吊篮高度为1.4 m时,3层轻度收敛排列法(0.9∶1.2∶0.9)的60 Coγ射线利用率最高,为1.72;当吊篮高度达到1.6 m时,3层均匀排列法(1∶1∶1)的射线利用率最高,为1.78。     

秦山第二核电厂阀门类设备弱贯穿辐射调查

在秦山第二核电厂8次大修期间,对反应堆冷却剂系统(RCP)、余热排出系统(RRA)、化学和容积控制系统(RCV)、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)4个系统主要阀门的辐射源项和弱贯穿辐射进行了监测。测得RCV系统阀门沉积的放射性核素主要是^110mAg,RCP、RRA和PTR系统阀门内沉积的主要是⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁵¹Cr、⁹⁵Nb、⁹⁵Zr等放射性核素,伴随的β射线能量主要在500 keV范围内。测量给出了4类阀门的公式′(0.07)和H·′(3)值,测得H·′(3) /H·^*(10)值在1.24左右,H·′(0.07) /H·^*(10)值在14左右。结合测量结果,给出了部分阀门需要对检修人员开展眼晶体剂量和皮肤剂量监测的建议。     

利用中国实验快堆生产放射性同位素的可行性研究

中国实验快堆（CEFR）不仅能进行各种燃料、材料辐照实验,也是放射性同位素生产的优良平台。本文对CEFR的辐照性能进行了描述,并利用计算程序对适宜在CEFR上生产的同位素³²P、³³P、³⁵S、⁸⁹Sr、¹⁴C、⁶⁰Co进行理论计算,得到了产量和比活度等参数。计算结果表明,在CEFR堆芯辐照可得到纯度极高的³²P、³³P、³⁵S,利用快中子的（n,p）反应可得到无载体的⁸⁹Sr,在CEFR反射层布置慢化材料可得到比活度较高的¹⁴C、⁶⁰Co。以上结果表明,在CEFR上生产同位素是可行的。