尿氚法监测核动力装置工作人员氚内照射剂量

本文采用尿氚直接测量法加双标记监测核动力装置工作人员尿氚,通过尿样双标记配比实验确定尿样测量的最佳配比为10∶2,同时通过采用无氚尿样加标准浓度氚水的方法验证了双标记法的准确度和精度,最后用该方法监测了核动力装置中不同场所、不同年龄段以及不同累积工作时间人员尿氚的情况。测量结果反映了核动力装置工作人员所受氚内照射剂量情况,为如何采取氚内照防护提供基础。     

液闪法直接测定尿中氚

介绍了用液闪法直接对氚操作人员的尿氚监测。制作了尿氚猝灭校正曲线，修正了尿中氚浓度的直接测量结果。方法具有足够的灵敏度，能简便地、快速地测量大量氚操作人员的尿氚浓度。     

基于丝壁电离室的数字化氚在线测量系统的研制

涉氚场所中的氚浓度在线测量是保障工作安全顺利进行的有力条件。针对涉氚场所中氚主要以氚气形式存在的特点,设计并研制了一套数字化氚在线测量系统。该系统采用补正极原理设计了丝壁电离室,消除了氚在进入电离室前产生的电离离子对测量结果的影响;开发了数字化信号处理系统,可自控获取、处理及显示过程中的氚浓度。系统在氚靶生产过程中得以应用,结果表明,丝壁的设计使得电离室室壁氚吸附产生的记忆效应减小到1%以内,系统中的氚浓度能够在线实时准确测量、显示,能很好地满足涉氚场所氚在线测量的要求。     

用直接液闪法测定尿氚浓度

本文介绍了液闪直接测定尿氚浓度的方法。研究了采样器皿,存放方式和存放时间对测量结果的影响,同时还对直接测量法和氧化蒸馏法进行了比较。结果表明,尿氚直接测量去经济,简便,可满足核电站辐射工作人员尿氚浓度测定的要求;与氧化蒸馏法测定结果比较没有明显差异。     

尿中氚水和总氚的分析测定

用蒸馏 液闪法和氧化蒸馏 液闪法分别测量了氚污染人员尿中的氚水和总氚(氚水和有机氚)的浓度。根据72个高于本底水平的尿中氚水和总氚浓度分析结果比较,认为在氚内污染工作人员的尿中,有机氚与氚水的浓度比值为(5.4±3.7)%。     

某涉氚操作实验室源项调查活动对人员和环境的影响

在某涉氚实验室退役前期,为获得其中的放射性物质和其他有毒有害物质的信息,开展了源项调查。在源项调查活动中,根据该实验室的具体情况,采取了适当的辐射防护措施,并对从事该源项调查的工作人员和周围居民所受的放射性危害进行了监测和分析。结果表明：此次源项调查活动对该实验室所在的厂址环境有一定的影响,实验室外10 m范围内空气中的HTO略有升高,植物中氚含量明显提高,河水中的氚浓度均有一定程度的上升,但环境中的总α、总β仍处于当地本底水平范围;在进行源项调查期间,工作人员因氚所致的内照射最大值为0.111 mSv,公众所受的个人剂量为7.750×10^-5mSv。     

HTO-HT甄别式氚快速取样系统研制

在氚工艺研究、氚生产等涉氚场所,如何快速准确收集操作间和烟囱流出物中的氚对工作人员辐射防护和氚排放量的控制非常重要。针对涉氚场所氚以氚气(HT)和氚水(HTO)两种形态存在的特点,基于半导体冷阱研制了一套HTO-HT甄别式氚快速取样系统。该取样系统设置了高热效率催化氧化炉和运行自控装置,采用低温冷阱冷凝收集经过催化氧化床氧化后的HT。系统取样流量为0~10L/min时,催化效率99%,取样效率95%,能够满足涉氚场所对HTO和HT甄别式快速取样的要求。     

秦山第三核电厂氚内照射辐射防护

重水堆核电站辐射防护的重点是氚内照射.秦山第三核电厂借鉴国外同类型电厂的经验,结合本厂运行和管理特点,初步建立了电厂的氚内照射辐射防护管理模式.本文从设计、运行过程、作业过程、工作人员防护等方面介绍秦山第三核电厂对氚的控制和防护措施,从场所监测、人员氚内照射剂量监测等方面介绍氚监测方法;给出了2003～2006年电站氚内照射剂量的监测结果,并与国外同类型电站进行了比较.     

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。     

便携式氚测量仪现场校准技术研究及装备研制

根据PVT方法研制了便携式氚测量仪现场校准装备。使用经检定的电离室装置对初始的氚气浓度进行了测量并作为校准装备的气源,根据PVT方法稀释配制了校准用的参考氚气,参考氚气浓度的不确定度为5.00%,满足EJ/T 1077-1998关于检验源的要求。使用放射性气体活度标准装置对配制的参考氚气进行了绝对测量,测量结果与理论计算结果相对误差为0.81%。并采用配制的参考氚气进行了便携式氚测量仪的校准测试,结果表明,便携式氚测量仪现场校准装备可以满足便携式氚测量仪的现场校准需求。     

基于加速器质谱的尿中239Pu测量方法研究

239Pu作为一种长寿命极毒核素可通过吸入、食入和伤口渗入等途径进入人体，给工作人员造成内照射危害。目前一般采用尿样测量的方法评价职业人员内照射，现有尿中钚的测量手段有低本底α谱仪、热电离质谱仪、电感耦合等离子体质谱仪及加速器质谱仪等。加速器质谱对²³⁹Pu的测量可达更低的探测限，这对准确评价工作人员内照射剂量具有重要意义。利用中国原子能科学研究院自行研制的加速器质谱仪开展了尿中²³⁹Pu的前处理流程研究及²³⁹Pu高灵敏测量方法研究，方法检出限为1.1 μBq（0.47 fg），该方法可为保障工作人员的辐射安全提供技术支持。     

二醋酸纤维素薄膜剂量计的制备和性能研究

为了改善醋酸纤维素薄膜剂量计在γ辐射剂量测定中稳定性欠佳的问题，拓展其辐射测量应用范围，采用离子液体均相乙酰化纤维素方法制得的二醋酸纤维素（CDA）粉末为原料，优化CDA薄膜制备工艺，研究其γ辐射变色性能及稳定性，制备适用于γ辐射剂量测量且性能优良的CDA薄膜剂量计。基于CDA的辐射变色机理，该薄膜剂量计在270 nm的单位厚度吸光度与吸收剂量存在良好的线性关系，剂量率、CDA的取代度和辐照气氛对薄膜的工作曲线影响较小。CDA薄膜剂量计的剂量检测量程为50~400 kGy，扩展不确定度为8.8%（K=2），辐照后24 h内吸光度测试稳定，具有良好的辐照稳定性，基本满足工业上对于辐射剂量计的使用要求，有望应用于γ辐射剂量的测量。     

氚内照射剂量评价方法在核电站的应用

应用氚监测及内照射剂量的估算与评价方法对田湾核电站大修期间的工作人员氚内照射剂量进行评价,并与大亚湾核电站的监测结果进行比较。结果表明,两个核电站氚监测结果有差异,通过分析认为引致差异的原因主要是两个电站冷却剂中氚产量的差异。     

积分法评估~(60)Co工业辐照装置卡源事故剂量

利用MCNP程序构建简单人体、辐照室、源井、板源模型,对进入辐照室过程中不同位置处工人的吸收剂量率进行了计算,按指数衰减律拟合出吸收剂量率随空间变化的曲线和函数,采用积分法对进入、滞留、撤离辐照室工人的受照剂量进行了计算。结果表明:工人进入、滞留、撤离辐照室总共花费时间为12.7 s,整个过程受照当量剂量为20.61 mSv,与中国辐射防护研究设计院对事故工人个人剂量计检测结果相吻合。该方法可有效地对随空间变化辐射场中的受照工人个人剂量开展评估。     

X射线空气比释动能(诊断水平)标准装置的建立

为了实现诊断水平X射线剂量率值的准确测量,并开展量值的溯源与传递工作,本文根据IEC 61267—2005标准的要求,建立了管电压40~150 kV、剂量率1.0×10^-3~10 Gy/h的X射线空气比释动能(诊断水平)标准装置,实验测量给出了不同辐射质下的辐射场特性,并评定给出了辐射场空气比释动能率的相对扩展不确定度。实验测量结果表明,RQR5辐射质在距离X射线光斑焦点1.0 m处,均匀性＞99.0%的辐射野为ø8.0 cm,均匀性＞95.0%的辐射野为ø10.0 cm;散射对辐射场的贡献＜0.9%;在1.0~5.0 m范围内的距离平方反比律偏差＜2.0%;标准电离室测得辐射场剂量率重复性为0.1%。对RQR2~RQR10系列与RQT8~RQT10系列辐射质的半值层和同质系数进行测量,其半值层偏差不超过±0.09 mm,同质系数偏差不超过±0.02。辐射场空气比释动能率的相对扩展不确定度评定结果为U_rel=3.8%(k=2)。辐射质特性实验测量结果表明,X射线空气比释动能(诊断水平)标准装置的各项性能指标均满足IEC 61267—2005等标准要求。     

不脱色猝灭校正法测定尿中氚scr

采用尿氚不脱色猝灭校正法对10人尿样在加氚制样后直接进行液闪测量,同时与常规蒸馏脱色法进行比较。结果表明,当α=0.05时,2种方法的测量结果没有明显差异。但不脱色猝灭校正法在操作上仅需时4min,适于短时间内大规模尿氚检测,可作为核设施工作人员尿氚常规监测的主要方法。     

重水堆核电厂在线测氚系统抽气方式的改进

重水堆核电厂利用电离室分析技术进行氚浓度监测。为解决其在线实时氚测量系统不能连续对多个区域进行测量的不足，提高测氚系统可靠性，对测氚系统抽气方式进行了改进。在线按序测氚改进后的测量结果，提高了氚浓度测量的准确性和实时性，为核电厂反应堆厂房内的氚泄漏定位和人员辐射防护提供了重要依据。      

外照射个人剂量监测的测量不确定度评定

外照射个人剂量监测数据可作为放射性工作人员受到的职业照射剂量证明,具有法律效力,因此监测数据的准确可靠尤为重要。中核核电运行管理有限公司个人剂量监测中心于2017年先后取得中国计量认证(CMA)认证和放射卫生技术服务机构资质认证双资质,除了中心内部质量保证措施外,还定期参加年度全国放射卫生技术机构检测能力考核。文章基于2019年考核实验结果(合格)进行了数据分析以及测量不确定度评定,各实验组测量结果的相对扩展不确定度均在10%以内,中心外照射监测系统性能良好,确保了监测数据的准确性和可靠性。