压水堆核电厂液态流出物中55Fe的排放与监测方法

本文调研分析压水堆核电厂液态流出物中排放⁵⁵Fe的来源、排放的统计参考值和⁵⁵Fe的分析方法,提出开展核电厂液态流出物中⁵⁵Fe监测的建议。统计分析了美国41座压水堆核电厂在2005～2017年液态流出物中⁵⁵Fe的排放量,其发电量归一化排放量的几何平均值范围为5.18×10^-6～8.14×10^-5 GBq/GWh,所有压水堆电厂液态流出物中⁵⁵Fe排放量的几何平均值为1.52×10^-5 GBq/GWh,各年度⁵⁵Fe排放量在液态流出物中占比在12%以上,排第1至第4位。根据我国典型压水堆核电厂液态流出物排放体积,估算了液态流出物中⁵⁵Fe的排放浓度,约10.7 Bq/L。建议推进核电厂液态流出物中⁵⁵Fe监测方法的建立和完善。通过对⁵⁵Fe监测方法的调研,推荐采用固相萃取树脂的快速分析方法。     

1993-2017年广东省近岸海域海水137Cs活度浓度水平

采用γ能谱法和放射化学分析法对大亚湾核电站、阳江核电站、台山核电站周围海域及非核电周围海域海水¹³⁷Cs活度浓度水平进行了监测,分析了核电液态流出物排放对附近海域海水的影响。结果表明,大亚湾核电早期由于异常排放导致附近海域海水¹³⁷Cs活度浓度显著高于本底水平,此后恢复至本底水平;阳江核电周围海域海水¹³⁷Cs活度浓度变化范围为0.49～4.77 Bq/m³;台山核电周围海域海水¹³⁷Cs活度浓度变化范围为<0.11～2.21 Bq/m³;非核电周围海域海水¹³⁷Cs活度浓度变化范围为0.62～2.52 Bq/m³。广东省近岸海域海水¹³⁷Cs活度浓度在本底水平范围内波动。     

氚活度浓度标准装置的建立

为解决国内气载氚监测仪量值传递问题,建立了氚活度浓度标准装置,并对其性能进行了测试。经过实验测试,其重复性为0.97%,稳定性为1.1%,可提供的氚活度浓度范围为5.0×10⁴～2.0×10⁸ Bq·m^-3,扩展不确定度U_r=4.6%～5.0%(k=2)。该氚活度浓度标准装置已被授权为社会公用计量标准,可以承担国内氚监测仪的量值传递工作。     

内陆厂址压水堆核电厂液态流出物复用研究

实现液态流出物在核电厂的复用,进而减少液态流出物向环境的排放,不仅对于保护水资源环境具有重要意义,而且对于满足能源发展规划和厂址选址的主要安全要求、但受环境水体条件限制液态流出物排放的内陆核电厂址,可能将是一种必须的选择。本文基于压水堆核电厂设计及运行经验,研究液态流出物复用的可行性。结果表明,液态流出物中的洗衣废水在热洗衣房循环利用,地面排水作为乏燃料水池补水复用于反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统具备可行性;结合压水堆核电厂实际运行经验,复用后双机组每年可减少液态流出物向环境排放达8 400 m³,占液态流出物总量的51.8%;除氚、C-14外核素排放减少量4.8×10⁵ Bq,占液态流出物除氚、C-14外核素总量的36.9 %。     

珠江口、大鹏湾和大亚湾海域海水及沉积物中放射性核素水平

本文报道了珠江口、大鹏湾和大亚湾海域海水及沉积物中放射性核素水平。经2013年9月秋季航次和2014年4月冬季航次取样监测,珠江口、大鹏湾和大亚湾海域海水中²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K和¹³⁷Cs的放射性活度浓度分别为12.8～42.6 Bq/m³(平均21.7±7.3 Bq/m³)、3.2～26.6 Bq/m³ (平均11.8±6.5 Bq/m³)、529.7～974.1 Bq/m³(平均820.6±120.0 Bq/m³)和0.5～3.8 Bq/m³ (平均2.3±1.0 Bq/m³);沉积物中²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K和¹³⁷Cs的放射性活度浓度分别为16.9～35.0 Bq/kg (平均27.9±7.2 Bq/kg)、22.0～59.8 Bq/kg (平均36.5±11.1 Bq/kg)、326.2～621.0 Bq/kg(平均456.2±100.1 Bq/kg)和0.3～3.5 Bq/kg(平均1.5±0.7 Bq/kg);海水及沉积物中^110mAg的含量均低于检测限。珠江口、大鹏湾和大亚湾海域海水及沉积物中放射性核素水平与我国其它海域相当。     

燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏影响分析

以核电厂燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏释放的放射性物质为分析对象,就放射性物质释放对组件修复的工作人员产生的累积有效剂量进行评估,对向环境释放的气态流出物的放射性总活度进行计算,并对气态流出物排放监测的影响开展分析。分析结果表明单根燃料棒损坏后,执行燃料组件修复的每位工作人员接受的累积有效剂量为12.2 mSv,低于GB 18871—2002规定的工作人员职业照射年平均有效剂量限值20 mSv;向环境释放的气态流出物中惰性气体与碘的放射性总活度分别为3.51×10¹¹ Bq和2.17×10⁸ Bq,远小于GB 6249—2011规定的年排放控制值6.0×10¹⁴ Bq和2.0×10¹⁰ Bq。燃料棒损坏后40 min烟囱排气惰性气体测量仪的读数小于1.0×10¹¹ Bq/h,核电厂无需进入应急待命状态。     

含氚气体中氚分压BIX在线测量方法研究

建立了一种聚变堆氘氚燃料循环系统燃料气及工艺气等含氚混合气体中氚分压在线快速测量方法,该方法通过测量氚衰变产生的β射线与材料相互作用发射的轫致X射线（BIX）,利用轫致X射线的计数率与含氚气体氚分压的标定关系曲线,实现含氚气体中氚分压（活度浓度）的实时测量。该方法中的轫致X射线是通过β射线与表面喷金的铍窗材料作用而产生的,X射线的测量采用NaI(Tl)探测器。研究过程中建立了轫致X射线计数率与氚分压的标定关系曲线,对于纯氚气体,氚压测量范围为1 Pa~10 kPa（氚活度浓度为10¹²~10¹⁵ Bq/m³）时,计数率（C）与氚压（p）的标定曲线为C=5.01×10⁴（1-e^-4.55×10-5p）,其指数拟合相关系数为1.000 00。对于氚体积分数为1%的氚-氦混合气体,氚分压测量范围为1~100 Pa（氚活度浓度为10¹¹~10¹⁴ Bq/m³）时,计数率与氚分压的标定曲线为C=5.24×10²(1-e^-4.69×10-3p),其指数拟合相关系数为0.998 60。对于氚体积分数为1%的氚 氢混合气体,氚分压测量范围为1~100 Pa（10¹¹~10¹⁴ Bq/m³）时,计数率与氚分压的标定曲线为C=5.18×10²(1-e^-4.61×10-3p),其指数拟合相关系数为0.999 53。利用以上标定曲线,对任意氚分压的含氚混合气体进行验证测量,结果表明,该方法测量精度较高、响应速度快、测量稳定性好,在氚测量技术中是一种很有前景的方法。     

急性摄入131I的医学应急参考可测量推导

通过推导与甲状腺待积器官剂量相关的¹³¹I可测量,为¹³¹I生产单位职业卫生管理和制定相关作业的医学应急计划提供参考。依据我国《职业性放射性甲状腺疾病诊断》规定的甲状腺待积器官剂量以及《国际辐射防护和辐射源基本安全标准》为避免严重确定性效应和降低随机性效应而推荐的防护行动水平,推算单次吸入达到相应的甲状腺待积器官剂量时的实用量,包括工作场所浓度、甲状腺¹³¹I含量和尿碘日排量。当人员(不考虑个体防护)停留的工作场所¹³¹I化合物和¹³¹I蒸气浓度C_A分别达2.1×10⁴ Bq/m³和1.2×10⁴ Bq/m³,或甲状腺¹³¹I含量M(t)_甲达3.8×10⁴ Bq,或尿¹³¹I日排量M(t)尿达4.5×10¹ Bq时,应该根据防护目的,结合职业人员接触时间、体力劳...     

氚在某拟建核电厂长距离排放管线地下土壤-水中的扩散行为和迁移模拟研究

了解关键放射性核素³H在某拟建核电厂长距离排放管线地下土壤-水中的迁移行为,可为³H的监测方案和事故工况应急预案提供科学支持和数据支撑。采用贯穿扩散法研究了³H在某拟建核电厂长距离排放管线地下土壤-水中的扩散行为,分析了不同压实密度对³H有效扩散系数(D_e)的影响,并将获取的有效扩散系数作为溶质运移模型的输入参数,通过Visual MODFLOW软件对模拟区域进行水文建模和溶质运移预测,模拟30 d到10 a期间³H在区域内地下水中的迁移。结果表明：在土壤压实密度介于2 000～2 400 kg·m^-3之间时,³H的有效扩散系数介于1.48×10^-11～2.83×10^-11 m²·s^-1之间,在地下水中迁移扩散范围不超过200 m²,且³H污染物中心β活度浓度始终低于1 Bq·L     

我国部分省份环境气溶胶中239+240 Pu的测定

采用阴离子交换树脂分离结合α谱仪测量的方法对我国7个省份环境气溶胶中^239+240Pu含量进行测定,实验全程回收率为60.8%～94.6%,对气溶胶中^239+240Pu的最小可探测限为0.008 μBq/m³。普通环境气溶胶采样量需要达到30 000 m³以上,在应急情况等特殊环境气溶胶采样量为10 000 m³可满足要求。一般情况下气溶胶中²¹⁰Po含量比^239+240Pu高4～6个数量级,在分析和测量中要关注²¹⁰Po对^239+240Pu测量的影响。测量结果显示,我国普通省份环境气溶胶中^239+240Pu含量为0.009～0.099 μBq/m³,与美国、韩国和西班牙等国家空气气溶胶中的Pu含量处于同一水平。     

深圳近岸海域海水及沉积物中放射性核素水平

采集并分析了深圳近岸海域海水和沉积物中放射性核素的水平。结果表明,海水中226 Ra、232 Th、40 K和137 Cs的活度浓度分别为12.8~42.6Bq/m3(平均值为(24.2±8.6)Bq/m3)、3.2~15.6Bq/m3(平均值为(8.8±3.6)Bq/m3)、529.7~974.1Bq/m3(平均值为(786.4±158.4)Bq/m3)和1.7~3.7Bq/m3(平均值为(2.6±0.7)Bq/m3);沉积物中226 Ra、232 Th、40 K和137 Cs的比活度分别为17.9~35.0Bq/kg(平均值为(26.5±5.4)Bq/kg)、32.9~59.8Bq/kg(平均值为(43.2±9.1)Bq/kg)、326.2~415.3Bq/kg(平均值为(364.2±32.4)Bq/kg)和0.9~3.5Bq/kg(平均值为(1.8±0.8)Bq/kg);海水及沉积物中110 Agm的含量均低于检测限。深圳近岸海域海水和沉积物中放射性核素水平与我国其它海域相当,未见大亚湾海域海水及沉积物放射性核素含量异常。     

电离室氚活度浓度标定及稳定性测量

电离室测氚在氚工厂、核聚变实验堆、环境监测以及各种涉氚实验装置中得到了广泛的应用。通过PVT法配制一定氚活度浓度的含氚气体,利用自主研制的流气式丝壁电离室实验系统,进行电离室氚标定实验,通过正交实验验证影响因素,从而完成对电离室的刻度。结果表明,该类电离室测量稳定性优异,相对偏差均小于1%,压力影响线性相关性均约为1,记忆效应影响较小。电离室IC1、IC2、IC3刻度系数分别为1.35×10¹⁸、1.34×10¹⁸、1.33×10¹⁸。该电离室实验系统能够长期并在线实时准确测量氚,能很好地满足涉氚场所氚在线测量的要求。     

环境空气中239+240Pu的分析测定

建立了环境空气中^239+240Pu的测量方法。该方法采用NF-2型滤膜采集空气样品5 000～10 000 m³,干法灰化,硝酸加热浸取钚,氨基磺酸亚铁和亚硝酸钠将钚转化为四价态,用三正辛胺—聚三氟氯乙烯粉萃取色层柱分离纯化钚,0.025 mol/L草酸—0.15 mol/L硝酸解吸,最后电沉积制源,在α谱仪上测量^239+240Pu计数。通过实验确认了测量方法的主要条件和参数:电沉积制源极间距为4.0 mm,pH值为2.0;溶液萃取分离色层柱高度为6.0 cm,溶液流速2 mL/min;氧化还原时间为10 min。方法全程回收率为52.5%~82.5%,平均值68.3%;气溶胶样品量为10 000 m³时,方法探测下限为1.31×10^-7Bq/m³。该方法可用于环境气溶胶中^239+240Pu测量,采用本方法测定了我国西北某地区气溶胶中^239+240Pu活度浓度, 结果平均值为3.25×10^-6 Bq/m³。     

氚气标准源活度浓度测量不确定度分析

氚气标准源的活度浓度量值对于氚活度浓度监测与校准的溯源非常重要,对于氚气活度浓度的测量,通常采用长度补偿法,本研究基于内充气正比计数器测量氚活度浓度的方法,对测量结果不确定度的来源进行了分析,并给出了评定结果。氚活度浓度的不确定度主要来源于本底与计数的统计涨落、体积测量、死时间修正、壁效应修正、以及测量重复性与稳定性。结果表明,对于7×10³ Bq/L的氚气标准源,其活度浓度测量结果的合成标准不确定度u_c=1.6%。     

日本福岛核电站事故后的海洋放射化学

由于对环境影响的关注,日本福岛核电站事故后,人们进行了大气、陆地和海洋环境人工放射性核素变化监测与研究,研究的主要核素是131I、137 Cs、134 Cs和129I。除了关注浓度水平的变化外,还进行了通过大气和海流对事故释放的放射性核素运行路径的模拟研究。研究表明,受气候条件的控制,事故释放进入大气的放射性核素先经过太平洋到达北美,然后越过大西洋到达欧洲,最后绕北半球一周后到达中国。除事故核电站周边外,全球大气中131I活度浓度在mBq/m3量级,137 Cs活度浓度在0.1~1mBq/m3量级。事故释放进入海洋的放射性核素将随海流向东输运,然后在北太平洋随环流输运。研究也发现在离开源地不远的海区,由于混合进入200m水深以下的次表层水,在远离事故核电站海区水体的137 Cs活度浓度可达100Bq/m3,但大部分水体137 Cs活度浓度在Bq/m3量级,仅稍高于本底水平。     

广东省某伴生放射性矿开发利用企业辐射环境监测

报道广东省某独居石生产伴生放射性矿开发利用企业辐射环境监测工作。监测结果显示:2019、2020年度,该企业周围区域内γ辐射空气吸收剂量率为113～263 nGy/h;空气中氡浓度为<3.7～25.4 Bq/m³,钍射气浓度为5.9～14.2 Bq/m³;土壤中U、Th和²²⁶Ra含量分别为0.99～4.85 mg/kg、31.4～90.0 mg/kg和18.9～57.9 Bq/kg;地下水中U、Th 和²²⁶Ra含量分别为<0.04～0.10 μg/L、<0.05～0.16 μg/L和<2.0～5.7 mBq/L;排放废气中的U、Th总量远小于稀土工业污染物排放标准限值。     

长江沿岸部分NORM行业水中210Po的分析

人类所受辐射照射主要来源于天然辐射。本工作分析了长江沿岸部分NORM行业水中²¹⁰Po的浓度。结果表明,燃煤电厂、水泥厂、钢铁厂、铁矿排出水口中²¹⁰Po的活度浓度分别为(0.93～4.76)×10^-3 Bq/L、(1.12±0.07)×10^-2 Bq/L、(9.89±0.78)×10^-3 Bq/L、(2.17±0.21)×10^-3 Bq/L,均在长江水系²¹⁰Po的波动范围之内。稀土加工排放的废水和雨水中²¹⁰Po的活度浓度分别为(1.03~1.40)×10^-1Bq/L、(3.05±0.04)×10^-1Bq/L,比本底水平高两个数量级,需要引起特别关注,有待于进一步研究。