压水堆乏燃料运输容器对工作人员的辐射剂量计算

根据NAC-STC型乏燃料运输容器基本参数,用MCNP程序构建乏燃料运输容器、17×17压水堆乏燃料组件和简单人体模型;分别对乏燃料运输容器卡车司机和侧旁工作人员的当量剂量进行计算。计算结果表明:距乏燃料运输容器前端木质减震器1 m处的司机当量剂量为1.82 m Sv/a,距乏燃料运输容器侧面2米处侧旁工作人员的当量剂量为1.78 m Sv/a,均小于(GB18871-2002)《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定的放射性工作人员剂量水平限值20 m Sv/a,乏燃料运输容器能够满足辐射屏蔽与安全的要求。计算结果将为受人工放射源照射的工人辐射剂量评估提供参考。     

基于蒙特卡罗方法的新型乏燃料干式贮存容器辐射安全仿真验证

针对自主设计的贮存24组燃耗深度为45 GWD/MTU的乏燃料组件的CHN-24型专用容器临界及辐射屏蔽问题,采用蒙特卡罗程序MCNP,建立CHN-24容器临界及辐射屏蔽计算模型。研究结果表明:正常贮存条件下容器内乏燃料的有效增殖因数(k_(eff))为0.283,发生浸水事故时,k_(eff)随着容器内水位升高逐渐增大,注满水时keff达到最大值0.706;容器表面剂量当量率随浸水量增大而减小;正常贮存条件下,即无水浸入时,容器表面及距表面1 m处的最大剂量当量率值分别为0.42 m Sv·h~(-1)、0.08 m Sv·h~(-1)。以上均符合国际原子能机构规定的临界及剂量安全标准,同时表明蒙特卡罗方法可应用于乏燃料容器的临界及辐射屏蔽安全验证。该研究为我国研发具有自主知识产权的核电乏燃料贮存专用容器提供了一定的参考依据。     

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。     

乌鲁木齐市沉降物中^(7)Be、^(40)K放射性水平

为了解乌鲁木齐市辐射环境水平,监测了乌鲁木齐市周围环境空气中沉降物2017—2021年^(7)Be、^(40)K放射性水平。结果表明:乌鲁木齐市沉降物中^(7)Be的最大值为2.8 Bq/(m^(2)·d),最小值为1.1 Bq/(m^(2)·d),5年均值为1.94 Bq/(m^(2)·d);^(40)K的最大值为1050 mBq/(m^(2)·d),最小值为104 mBq/(m^(2)·d),5年均值为354.3 mBq/(m^(2)·d);乌鲁木齐市沉降物中的^(7)Be、^(40)K放射性水平处于正常天然放射性水平,且5年测值基本处于稳定状态。     

~(60)Co放射源运输容器屏蔽性能检测

工业及医疗用放射源主要包括60 Co、137 Cs、131I、32P、153Sm、99 Mo、90Sr、89Sr等核素,射线形式有α、β、γ、中子等。本文针对运输活动中γ辐射,使用现有的60 Co放射源运输容器,开展辐射屏蔽性能检测技术研究。通过模拟计算和实验测量,得到运输容器最大装载活动情况下外部辐射水平,并对计算和实验结果进行了比较。针对放射源在屏蔽容器中安放位置发生偏移和放射源在容器中安放方式不同对容器外部的辐射水平影响进行了相关研究。研究结果可对今后完善放射性物质运输容器的辐射屏蔽性能检测提供一定的借鉴。     

北京正负电子对撞机调束运行期间的环境辐射

本文主要介绍对北京正负电子对撞机(BEPC)调束运行期间环境辐射监测的方法和主要结果。在北京谱仪大厅(1厅)活动屏蔽墙(1m厚、6m高混凝土)内、外(监测点R-5、R-6)的中子剂量当量率分别为33和1.2μSv/h,γ剂量当量率分别为55和0.8μSv/h;在距1厅内的第一对撞点100m处的19环境监测站测得的中子剂量当量率曾达0.039μSv/h,γ为本底水平,经分析表明,此中子剂量主要来自对撞点聚焦磁铁接反(束流损失较大)情况下的天空反射。     

锶-90同位素放射源屏蔽结构设计

在~(90)Sr放射源结构设计基础上,利用Monte Carlo程序MCNPX计算~(90)SrTiO_3陶瓷源表面的轫致辐射能谱和放射源外空间的剂量当量分布情况,并计算和设计屏蔽层。结果表明,90SrTiO_3陶瓷放射源表面的平均光子通量率约1.2×10~(10)cm~(-2)·s~(-1),表面最小剂量当量率约20Sv/h;应用厚度为7cm的钨材料屏蔽后,表面和1m处最大剂量当量率分别约为1.35mSv/h和0.027mSv/h,满足放射源运输要求。     

山东省煤矿氡浓度水平调查与评价

对选取的22个不同类型的山东省煤矿井下氡浓度、γ辐射剂量率及煤中放射性核素含量进行了调查与测量,估算了井下矿工受到的辐射剂量。结果表明,山东省国有大中型煤矿井下氡浓度、γ辐射剂量率、井下矿工人年均有效剂量分别为(48.53±45.87)Bq/m3、(0.199±0.017)μGy/h、0.571 mSv;地方中小型煤矿分别为(63.97±89.18)Bq/m3、(0.144±0.026)μGy/h、0.601 mSv。以上结果表明,山东省煤矿井下氡浓度、γ辐射水平均处于较低水平。     

2H(d,n)3He核反应中子注量的伴随粒子法测量

^2H(d,n)^3He核反应单能中子源广泛应用于MeV中子的散射和极化实验。采用伴随粒子法测量中子注量，用Si半导体探测器测量^3He粒子，用0.8μm Al箔来屏蔽散射的d束，系统可很好地分辨^3He,d,T和p，可测d^ 束能量到165keV，测量结果与用NE213探测器的结果相比较，一致性好于97％。     

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。     

钽靶托在64Cu核素制备工艺中的应用

为了获得适用于⁶⁴Cu核素生产的靶托材料,解决采用铜靶托时氯化铜［⁶⁴Cu］最终产品中非放射性铜杂质含量易超标的问题,获得满足放射性标记要求的氯化铜［⁶⁴Cu］溶液,选用金属钽作为靶托材料,对钽靶托进行热流固耦合分析、镀镍、溶解、辐照以及坠落、热冲击等实验研究,利用钽靶托进行⁶⁴Cu核素的实际生产。结果表明,钽靶托可应用于⁶⁴Cu核素制备,并可简化⁶⁴Cu核素生产工艺,产能可达38.1 GBq(EOB),产额可达190.5 MBq·μA^-1·h^-1(EOB)。所得氯化铜［⁶⁴Cu］溶液的放射性核纯度＞99.9%,放化纯度＞95%,金属杂质含量均低于1.5 μg·GBq^-1。本研究验证了钽靶托可应用于⁶⁴Cu核素生产,避免了镀金工艺,可更高效地进行⁶⁴Cu生产。     

利用HFETR制备有载体177Lu

¹⁷⁷Lu是一种优良的诊疗一体化医用放射性核素,其标记的放射性药物被广泛用于多种癌症的诊断和治疗。其中,有载体¹⁷⁷Lu的制备具有放射化学处理简单、¹⁷⁷Lu产量高等优点。为此,在高通量工程试验堆(HFETR)中利用热中子辐照¹⁷⁶Lu,开展有载体¹⁷⁷Lu的制备研究。本研究分别辐照天然Lu和富集¹⁷⁶Lu进行热实验验证,结果表明：天然Lu在2×10¹⁴ n·cm^-2·s^-1热中子通量下辐照13 d,生成¹⁷⁷Lu比活度约为0.87 Ci/mg,^177mLu杂质含量为0.009%;富集(86.5%)¹⁷⁶Lu在热中子注量率为1×10¹⁴ n·cm^-2·s^-1条件下辐照28 d,生成¹⁷⁷Lu比活度约为24.9 Ci/mg,^177m...     

Radiation shielding design of the CFETR polarimeter interferometer and CO2 dispersion interferometer

A three-wave based laser polarimeter/interferometer and a CO₂ laser dispersion interferometer are used to determine the electron and current density profiles on a Chinese fusion engineering test reactor (CFETR). Radiation shielding is designed for the combination of polarimeter/interferometer and CO₂ dispersion interferometer. Furthermore, neutronics models of the two systems are developed based on the engineering-integrated design of CFETR polarimeter/interferometer and CO₂ dispersion interferometer and the major material components of CFETR. The polarimeter/interferometer and CO₂ dispersion interferometer's neutron and photon transport simulations were performed using the Monte Carlo neutral transport code to determine the energy deposition and neutron energy spectrum of the optical mirrors. The energy depositions of the first mirrors on the polarimeter/interferometer are reduced by three orders with the whole shielding. Since the mirrors of CO₂ dispersion interferometer are very close to the diagnostic first wall, shielding space is limited and the CO₂ dispersion interferometer energy deposition is higher than that of the polarimeter/interferometer. The dose rate after shutdown 10⁶ s in the back-drawer structure has been estimated to be 83 μSv h⁻¹ when the radiation shield is filled in the diagnostic shielding modules, which is below the design threshold of 100 μSv h⁻¹. Radiation shielding design plays a key role in successfully applying polarimeter/interferometer and CO₂ dispersive interferometer in CFETR.     

废树脂热态压实废物包自辐照产气的初步计算分析

本文通过Microsheild软件和文献报道的气体辐射化学产额(G值),采用偏保守参数和模型计算了废树脂热态压实废物包的吸收剂量以及产气量.结果表明,废物包约100年后的吸收剂量趋于稳定,预期和最大累积吸收剂量分别约为3.6×105 Gy和1.4×106 Gy,累积压力分别约为1.0×106 Pa和2.5×106 Pa...     

秦山第二核电厂大修期间场所弱贯穿辐射调查

在秦山第二核电厂多次大修期间,对泵类设备、反应堆换料水池、蒸汽发生器、阀门类设备的辐射源项和弱贯穿辐射进行了监测。这些设备表面主要沉积的是⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁵⁴Mn、⁵¹Cr、⁹⁵Nb、⁹⁵Zr、¹²⁴Sb、⁵⁹Fe、⁵⁷Co和^110mAg等放射性核素,发射的β射线能量主要在100 keV~500 keV范围内。给出了所监测设备表面的$\dot{H}$·^*(10)、$\dot{H}$·′(0.07)和$\dot{H}$·′(3)值,3种泵类设备的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为1.31±0.09,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为7.8±0.4;蒸汽发生器热端衬板和冷端衬板的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为1.40±0.20,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为15.1±3.2;4种阀门类设备的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为1.32±0.17,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)的平均值为14.6±3.5;堆芯水池和换料水池的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为1.29±0.10,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为8.5±1.1。所有弱贯穿调查设备的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)总体平均值为1.32±0.12,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)总体平均值为11.4±4.1。结合测量结果,建议主泵、余排泵、蒸汽发生器检修人员和换料水池去污人员,开展眼晶体剂量和皮肤剂量监测。     

土壤中238U、226Ra、210Pb、210Po在3种蔬菜中的转移及食用后剂量估算

研究了广东地区受铀矿污染的土壤中生长的芥菜、大白菜、苋菜的根、茎、叶中²³⁸U、²²⁶Ra、²¹⁰Pb、²¹⁰Po的含量分布情况,其中根为主要富集部位;3种蔬菜的转移系数皆在10^-3~10^-2水平,芥菜的²³⁸U和²²⁶Ra的转移系数之间存在相互影响,大白菜的²¹⁰Pb和²¹⁰Po的转移系数之间也存在相互影响关系;对公众每食入1 kg蔬菜所产生的待积有效剂量做了初步估算,²³⁸U贡献的剂量为0.001~0.105 μSv,²²⁶Ra为0.004~0.576 μSv,²¹⁰Pb为0.019~0.646 μSv,²¹⁰Po为0.010~1.30 μSv。     

北京市气溶胶放射性核素分析(2013—2016)

利用中国锦屏地下实验室(CJPL)低本底γ谱仪对北京地区近4年34组气溶胶样品中长寿命放射性核素进行研究。发现气溶胶样品中含有²³⁸U、²²⁶Ra、²¹⁰Pb、²³²Th、²²⁸Ra、 ⁴⁰K、⁷Be、¹³⁷Cs,其活度浓度均值分别为17.47 μBq·m^-3、21.19 μBq·m^-3、2.39 mBq·m^-3、11.12 μBq·m^-3、14.43 μBq·m^-3、226.64 μBq·m^-3、6.98 mBq·m^-3、2.36 μBq·m^-3,且均在本底范围之内。同时,放射性核素活度浓度与环境参数存在相关性,⁷Be、⁴⁰K、¹³⁷Cs、²²⁶Ra均与季节负相关,²¹⁰Pb与季节正相关;⁴⁰K与空气质量指数(AQI)正相关。     

铀燃料元件制造设施UF6泄漏后室内行为初步分析

        为分析UF₆泄漏事故细节，包括泄漏流量变化和泄漏到室内后的行为，基于UF₆容器内的质量和能量平衡以及室内的质量平衡，建立了UF₆室内释放源项分析模型；采用此模型对国内铀燃料元件制造设施安全分析报告中分析的典型UF₆泄漏事故进行了分析，得到了事故中容器内的物相变化、泄漏流量和泄漏物态变化；同时得到了泄漏后室内的有害物质浓度和沉降量；以及最终排放到环境中的有害物质浓度等数据。这些数据可为应急计划的实施和环境影响评估提供源项数据。