EAST托卡马克装置的核辐射监测系统

EAST(Experimental Advanced Superconducting Tokamak)现阶段D-D运行产生2.45 Me V聚变中子及次级核反应γ射线,为了解EAST运行期间辐射场的分布及强度,确保运行期间人员及环境的核辐射安全。针对EAST运行期间装置大厅内部存在较强的中子、伽马瞬变辐射场的特征,结合环境低本底辐射监测的需要,采用宽动态范围、快时间响应的场所辐射监测探测器,与高灵敏度、稳定性好的环境辐射监测探测器相结合的方式,围绕EAST装置布置13个辐射监测点,每点分别安装一台中子、伽马监测器。采用自行编写的Lab VIEW辐射监测软件进行数据采集,组建了一套EAST托卡马克装置的中子、伽马辐射剂量监测系统。该系统在2015年春季EAST实验中连续稳定运行了三个月,可靠性较高,获取了大量实验数据。监测系统满足EAST核辐射监测的要求,同时为后续开展聚变堆辐射安全与防护研究提供实验平台。     

三维停堆剂量率计算程序研发及其在EAST上的应用

为了精确分析核装置停机后周围空间的三维辐射剂量场分布情况,本文基于停堆剂量计算的严格二步法思想,发展了基于蒙特卡罗输运计算程序MCNP和欧洲活化计算程序FlSPACT的耦合三维停堆剂量计算程序,实现了中子输运、材料活化和光子剂量计算的自动耦合.将该程序初步应用于EAST装置停堆剂量计算,得到了托卡马克装置停堆后周围空间...     

全超导非圆截面托卡马克中性束注入窗口材料活化研究

中性束注入加热为全超导非圆截面托卡马克(EAST)主要辅助加热方式之一。伴随着中性束注入加热,等离子体中子出射强度可达到10¹⁴ n/s。由于中性束注入窗口具有较大的开口尺寸,窗口泄露的大量中子可能影响系统的安全稳定运行。本文基于EAST 中性束二维模型和蒙特卡洛程序MCNP与材料活化程序FISPACT, 研究EAST 两条中性束夹角112.5°时,中性束关键部件材料SS304和铜活化情况,并研究材料活化所导致的停机剂量率,最后利用高纯锗能谱仪测量活化核素的γ能谱。研究表明,理论模拟与实验测量结果吻合较好。中长寿命核素⁵¹Cr、⁵⁸Co、⁵⁴Mn等为SS304主要活化核素。EAST停止运行5 min后,停机剂量率已经降低到国际热核聚变实验堆计划（ITER）设计的剂量率限值10^-5 Sv/h。本研究可为研究聚变堆中性束注入窗口的材料活化和停机维护方案设计提供指导。     

磁约束聚变装置辐射监测系统概况

采用氘、氚燃料的核聚变反应会产生大量的中子、γ射线及活化产物等,对人员和环境的辐射安全产生影响。为了减小电离辐射带来的影响,需要准确掌握聚变装置核辐射场强度的时间与空间分布信息。世界上已建设的磁约束聚变装置,均根据其自身运行工况特点,建立了完整的核辐射监测系统来应对电离辐射带来的潜在影响。通过对磁约束聚变装置运行及维护期间辐射剂量的监测,获得实验场所与外围环境的电离辐射和放射性核素数据,为辐射安全防护管理提供数据支撑。基于对国内外磁约束聚变装置辐射监测系统的调研,本文归纳了此类装置主要的电离辐射源项及监测系统架构,进而介绍了磁约束聚变中子与γ辐射剂量的测量方法及常用探测器。最后综述了国内外核聚变装置辐射监测系统的研究状况,展望了未来核辐射监测系统的发展趋势与目标。     

EAST实验场所与人员累积辐射剂量监测

实验型先进超导托卡马克(Experimental Advanced Superconducting Tokamak,EAST)运行时存在一定的电离辐射。依据电离辐射防护与辐射源安全标准和放射性工作人员职业健康管理办法,结合实验监测数据对EAST装置周边环境及工作人员的电离辐射影响状况进行了评估。采用光释光和固体核径迹法,对EAST装置大厅人员通道入口、屏蔽门内外、周边诊断室以及主控制室等场所的中子、γ辐射剂量进行累积监测。共布置了13个监测点,全年连续测量,以90 d为一周期进行剂量片更替与读数。统计分析了2010-2017年EAST装置上从事核辐射相关工作关键岗位人员的个人辐射剂量165人次,并利用Access软件建立了场所与人员的辐射剂量数据库。结果显示:扣除天然本底辐射后,装置大厅外的监测点以及职业人员年有效剂量均低于0.5 m Sv,满足电离辐射防护国家标准的要求。     

托卡马克实验装置的实验大厅移动辐射监测机器人设计

托卡马克实验装置(experimental advanced superconducting tokamak, EAST)在进行聚变等离子体放电实验时,随着中性束注入、低杂波电流驱动、电子回旋波共振加热等大功率辅助加热系统投入运行,等离子体中子出射强度可达10¹⁴ n/s,这导致大厅及窗口区域的中子光子剂量率明显增加。为了保证工作人员及维护人员的安全,需要及时了解不同位置处的辐射剂量。本研究基于六轮移动救援机器人底盘,研制EAST实验大厅移动辐射监测机器人,并搭载X、γ辐射在线监测仪,通过同步定位与建图技术（SLAM）构建环境地图自主移动或通过高清图像远程控制及数据传输系统,将大厅内不同位置的辐射剂量值传递给上位机。通过巡测路径上的剂量率异常,可向周围的工作人员及时发出警示,以此确保实验人员的辐射安全和判断现场维护人员的滞留时间。     

EAST在不同加热模式下的辐射响应研究

利用EAST(Experimental Advanced Superconducting Tokamak)上的在线辐射剂量监测系统,对氘氘等离子体实验期间各种加热模式下装置主机厅内中子、γ剂量进行测量。对比分析了欧姆加热、低杂波加热、中性束注入加热,以及中性束与射频波协同加热实验时的中子、γ辐射强度随时间演化的规律。结果显示:在纯欧姆加热模式,辐射剂量主要来源于逃逸电子轫致辐射产生的高能γ(X)射线和光中子;低杂波辅助加热时,通常会出现环电压下降的现象,离子温度和聚变反应率提高有限,而逃逸电子产生的韧致辐射却被有效抑制,使得总体辐射剂量水平反而低于纯欧姆加热模式;中性束注入加热时,束靶反应使得中子产额提高2～3个数量级,聚变中子以及中子与周围物质核反应产生的γ射线成为辐射剂量的主要来源。通过统计归纳得到在中性束注入加热时,中子周围剂量当量与γ周围剂量当量存在近似的线性关系。该线性关系对于中性束与各种射频波协同加热实验时,中子、γ射线来源于多种途径的情形并不完全适用。     

用Ge(Li)γ能谱法定量分析核爆炸裂片在远区沉降物

本文介绍了对我国1978年3月核试验后近期内上海地区大气沉降物样品测定的方法和结果。这种环境样品的放射性极弱,约为10~(-11)～10~(-9)Ci,其中含有约20种发射γ射线的短寿命核素。在γ谱定量中,使用了对单峰面积的Wasson算法和对重叠峰面积的非线性最小二乘拟配分解的不用矩阵求逆算法,这种方法对于极弱样品的γ谱定量是成功的。     

公众液态途径辐射剂量对吸附分配系数的响应研究

针对辐射剂量计算的不确定性,运用放射性核素浓度计算模式和公众个人照射剂量计算模式,计算了我国某核电厂正常运行下某子区代表居民液态途径的辐射剂量,分析了公众液态途径辐射剂量对核素悬浮物吸附分配系数的响应。结果表明:当核素~(60)Co和~(137)Cs的悬浮物吸附分配系数降低一个数量级时或升高一个数量级时,岸边沉积外照射剂量响应较为明显。特别是~(137)Cs,其悬浮物吸附分配系数降低或升高一个数量级,该核素岸边沉积剂量贡献占其液态途径剂量比值和占总岸边沉积剂量比值都有明显变化。     

Wasson-Sterlinski峰面积计算公式的简化

前言在γ能谱的定量分析中,γ射线全能峰面积的计算十分重要。峰面积的计算方法,一般来说分为两类:一类是峰区计数累加法;另一类是函数拟合峰面积法。在计数累加峰面积法中,Sterlinski方法比Covell方法有很大的改进。但是,这两种方法采用的基线,相对来说比较高,因而峰面积的标准偏差比较大。Wasson方法既吸取了Covell法的优点,又保存了总峰面积法基线较低的长处。因此,很容易想到,对Wasson方法,再进一步考     

核聚变实验装置HT-7U停机辐射剂量率三维计算与分析

在基于三维蒙特卡罗方法的聚变装置停机剂量率计算方法“严格两步法”(R2S)的基础上,首先建立了核聚变托卡马克实验装置HT-7U三维精确模型,然后对HT-7U各种D-D放电模式下的停机剂量率进行了详细的三维计算与分析,从而为装置实验方案及实验维修人员的安全操作规程的制定提供了理论基础,也对装置的辐射防护问题具有参考价值。     

测量环境样品中低水平~(60)Co和~(65)Zn的电沉积制源

电沉积制源是测定环境样品中放射性核素含量时的重要制源方法之一。用这种方法制得的放射源具有镀层均匀、厚度薄、自吸收小等优点。对于测量α、β放射性核素来说,这是一种较沉淀法优越得多的制源方法。因此,在测量环境样品中低水平~(60)Co和~(65)Zn时,国内外有不少研究者都采用了电沉积制源法。     

常用辐射防护剂量监测仪表能量特性研究

通过采用X参考辐射和防护水平(~(137)Cs源、~(60)Co源)γ参考辐射,对目前常用辐射防护监测剂量仪表的能量响应特性开展实验研究,其光子能量范围为33keV~250keV、662keV和1250keV。文章主要介绍实验用辐射源及参考辐射场测量方法、剂量仪表校准及能量响应测量方法。实验得出常用的GM计数管、电离室和闪烁体三类场所剂量仪表能量响应曲线,并对测量数据进行处理分析,从而得到这三类剂量仪表的能量响应剂量特性。     

MgSO_4:Dy,P和MgSO_4:Dy,P,Cu的热释光剂量学特性

MgSO4 :Dy中掺入适量的P ,热释光发光曲线中两个高温峰显著增强 ,主剂量峰的峰温接近2 83.6℃ ,另一个发光峰的峰温在 35 2 .7℃ ,其热释光效率超过LiF:Mg ,Ti的两倍。MgSO4 :Dy ,P的单个发光峰峰面积对60 Coγ辐射剂量 (0 .1Gy— 2 0kGy)的实验响应曲线用复合作用响应函数拟合 ,得到的非线性特征参数表明 ,两个发光峰的γ辐射剂量响应均为超线性。在MgSO4 :Dy ,P中再掺入微量Cu ,首先抑制峰温在 35 2 .7℃的发光峰 ,随着Cu浓度的增加 ,2 83.6℃的主剂量峰会随之降低 ,此峰的γ辐射剂量响应的超线性随之减小。MgSO4 :Dy ,P ,Cu (0 .1mol% ,0 .5mol% ,0 .0 1mol% )磷光体对γ辐射的剂量响应 (0 .1Gy— 2 0kGy)为亚线性。最引人注目的是MgSO4 :Dy ,P ,Cu(0 .1mol% ,0 .5mol% ,0 .0 0 4mol% )磷光体 ,它具有与MgSO4 :Dy ,P(0 .1mol% ,0 .5mol% )相近的热释光灵敏度 ,并具有最宽的剂量响应线性范围。这种新热释光材料可用于高剂量辐射测量。本文进一步阐明和验证了《复合作用模型》 ,并揭示了热释光材料中杂质和缺陷结构与剂量学特性的相关性。结合热释光三维发光光谱的分析对热释光机制提出一些见解     

铀尾矿的管理:地球化学过程和放射性风险评价

本文描述巴西Pocos de Caldas铀采、冶矿场尾矿坝中重金属和放射性核素地球化学迁移过程。用监测数据评价了矿山流出物引起的地表和地下水污染。通过剂量估计评价了将来设施关闭后无补救措施条件下的潜在环境影响。认为尾矿中残留的黄铁矿氧化作用是渗漏水中重金属和放射性核素迁移的一个关键因素。深层地下水未见污染,而在尾矿废液排放区附近一条河流的地表水铀浓度比作为背景的河流样品高出许多。~(210)Pb和~(210)Po是总剂量的主要贡献者,同时矿山关闭后,植物是成年人和儿童遭受所研究放射性核素辐射的主要渠道。剂量评价结果表明,在退役阶段须采取永久性治理措施。     

独联体放射性监测仪表现状

本文介绍了独联体在环境辐射监测仪表、环境样品放射性核素含量检测仪器、气溶胶探测装置与多功能辐射剂量仪表方面的具有代表性的产品的性能指标供有关人员参考。     

磷光体MgSO4∶Tm,P的热释光特性

通过掺杂得到的MgSO4∶Tm,P粉末样品,经60Co和137Cs γ辐照后,测定了10-4～2×104Gy范围内的热释光的发光曲线和三维光谱,确定了TL峰的峰参数和陷阱参数值,主剂量峰位于289.3℃左右,辐射剂量响应为超线性,从其发光谱上可看到其发光波长主要位于365、460、660mm.通过与其他材料的比较,观测到其灵敏度高,剂量响应范围宽,稳定性好,可作为实用的TL材料在剂量学中获得应用.     

EAST中性束注入器大厅内辐射剂量计算与测量

利用解析方法对EAST大功率中性束注入器充氢运行时实验大厅内6个关键点的辐射剂量进行了理论计算,并利用光致光剂量计(OSL)对这些位置点进行了辐射剂量测量。理论计算和OSL测量结果表明:理论计算结果与实验测量结果具有一定吻合度。同时还表明:EAST中性束注入器现有的防护装置满足实验运行时辐射防护要求。     

核电厂退役源项分析

为指导核电厂退役过程中的环境影响评价和人员辐射防护,需要对退役过程中的放射性源项进行分析。通过对退役三个阶段的放射性源项产生机理进行研究,分析得出堆芯周围金属结构的活化源项,以及沉积在主辅回路的活化腐蚀产物,是退役源项的主要贡献,典型放射性核素包括~(60)Co、~(63)Ni、~(110m)Ag等。给出了基于中子辐照史的活化源项计算方法,可用于退役源项的定量估算。     

近距离测量时Ge(Li)探测器的峰效率刻度和符合相加修正

本文详细讨论了符合相加修正方法并给出计算公式。用~(152)E_u,~(133)Ba,~(75)Se,~(60)Co,~(22)Na,~(86)Y,~(134)Cs,~(137)Cs,~(57)Co,~(241)Am,~(203)Hg,~(54)Mn,~(88)Cd,~(139)Ce 十四种核素的γ参考源,分别在源与晶体表面距离为0.95,3.0,11.56,16.75 cm 下,刻度了 G_e(Li)探测器的峰效率,给出了不同距离下总效率的计算值和实验值、符合相加修正系数、全能峰效率、峰效率拟合公式及其拟合优度。在59.6—1408keV 能区内,全能峰效率的不确定度为0.8—1.6%,还讨论了峰效率测最中的误差来源及其大小。