核电站液态流出物中63Ni的快速分离与测定

本文通过系统调研,以Ni特效树脂为⁶³Ni分离富集材料、低本底液闪谱仪为测量仪器,经过大量条件实验进行方法优化,建立了一套核电站液态流出物中⁶³Ni的快速分析方法。本方法取样量小,6个平行样品的化学回收率为(93.2±3.6)%,放化回收率为(92.1±2.8)%,探测限为67.4 mBq/L,对干扰核素去污因子高,其中对Fe、Co、Zn、Mn的去污因子分别为10²、10⁴、10²及10⁴,分析周期短(约9 h):同时使用建立的方法进行了液态流出物样品的分析,证明本方法可应用于核电站液态流出物的快速监测,并发现不同类型反应堆运行时液态流出物中⁶³Ni的浓度可能会存在较大差异。     

后处理设施气载流出物中129I的监测和监管

鉴于我国后处理设施气载流出物中1291将给公众和环境带来长期辐射风险,分析了目前可用于气载流出物放射性监测的129I收集、测量方法,介绍了我国与后处理设施气载流出物中129I排放相关的监管要求,并对未来后处理设施气载流出物中129I监测、监管工作的开展提出了建议.     

核电厂液态流出物中^(55)Fe和^(63)Ni的联合分析北大核心CSCD

^(55)Fe和^(63)Ni的测量对核电厂液态流出物的排放监测具有十分重要的意义。本工作建立了一种核电厂液态流出物样品中^(55)Fe和^(63)Ni的联合分析方法,通过氢氧化铁和氢氧化镍沉淀富集^(55)Fe和^(63)Ni,再以TRU树脂和镍树脂分离^(55)Fe和^(63)Ni,用低本底液体闪烁谱仪进行测量,并对相关测量条件进行分析研究。当样品用量为1.0 L、测量时间为60 min时,该方法对^(55)Fe的探测下限为0.06 Bq/L,对^(63)Ni的探测下限为0.02 Bq/L,满足核电厂液态流出物中^(55)Fe和^(63)Ni的分析要求。     

管道外非介入式监测核设施液态流出物模拟研究

针对基于NaI探测器的管道外非介入式放射性流出物监测方法开展了系列研究。利用MC代码建立NaI探测器仿真模型,模拟计算NaI探测器与被测管道不同耦合测量方式,以及NaI探测器对于三种不同规格尺寸的管道内放射性废水的活度浓度响应。利用标准活度浓度¹³⁷ Cs放射性溶液对液态流出物监测仪实物样机进行了测试实验,实验结果与模拟结果具有较好的一致性。     

核设施正常工况下液态放射性流出物环境影响评价模型简介及应用举例

液态放射性流出物的环境影响评价是核设施环境影响评价中的一个很重要的部分.本文主要介绍了国际原子能机构(IAEA)19号安全报告所推荐的核设施液态放射性物质在地表水中的环境影响评价的方法,并对排入河流的情况作了实例计算.结果表明,在核电站的选址阶段,可以先使用较简单和保守的方法进行计算,这样需要的现场数据较少,得到的结果偏向保守.如果该结果符合筛选要求,则不必进行进一步的计算,从而节省了人力物力;如果该结果不符合要求,则可采集较多的现场数据后使用较精细的模型来计算,或者采取其他方法.     

Cs和I在某拟建核电厂液态流出物长距离排放管线周围土壤中的扩散行为

裂变产物¹³⁷Cs和^129/131I是液态流出物中重点关注的核素,其产额高、迁移能力强,具有生物有效性,是核设施辐射环境安全评价的重要指标。本文以某拟建核电厂液态流出物长距离排放管线下方浅层土壤及模拟地下水为实验材料,采用稳定同位素(¹³³Cs和¹²⁷I)替代开展贯穿扩散实验,通过自定义软件Pycharm对扩散数据进行拟合。结果表明,不同采样点的浅层土壤通过吸附作用阻滞Cs⁺扩散,Cs⁺的有效扩散系数为3.87×10^-11～4.31×10^-11 m²/s;而对于阴离子I^-,其所有采样点的固液分配系数K_d均趋近于0(1.75×10^-4～2.72×10^-7 L/g)、有效扩散系数为1.97×10^-11～2.61×10^-11 m²/s,表明弱吸附...     

宁德核电厂液态流出物中14C测量

建立了一种测量核电厂液态流出物中¹⁴C的分析方法——使用1030 W总碳分析仪将样品中的碳酸化、氧化成CO₂,然后用NaOH溶液吸收,最后用3180液闪计数器对NaOH吸收液进行测量。该方法能够有效消除其他放射性核素的干扰,且能准确测定样品中¹⁴C的活度。实验结果表明,方法的加标回收率平均为96.91%,探测限为2.07 Bq/L,测定结果的精密度(相对标准偏差)小于±5%,准确度(相对误差)小于±5%。     

核电厂放射性液态流出物总γ放射性浓度控制值估算

核电厂放射性液态流出物排放监测包括源项监测、排放前取样监测和排放过程中的实时在线监测,其中源项监测和在线监测都是测量液态流出物的总γ放射性浓度,而不是活度浓度。本文针对新颁布实施的国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》和《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》所规定的滨海核电厂除氚和碳-14外其他放射性核素的活度浓度限值,通过理论分析和实验测量,建立了一种通过核电厂放射性液态流出物活度浓度估算总γ放射性浓度的方法,并结合秦山第二核电厂1号和2号机组放射性液态流出物中核素组成比例,确定了1号和2号机组放射性液态流出物排放的总γ放射性浓度控制值。     

核设施液态流出物非介入式连续监测仪校准技术研究

在用谱仪测量样品活度时,准确地校准谱仪系统探测效率曲线是测量结果准确可靠的先决条件。在核设施液态流出物监测中,由于被测样品空间结构复杂,核素种类多且半衰期较短,通过制作标准液体源校准探测器系统的可行性低。本文讨论了几种核设施管道外非介入式液态流出物监测仪的校准方法：标准液体源法、数值积分法以及代表点法,选取其中的标准液体源法为初级方法,同时进行数值积分法和代表点法的实验,从相对偏差和不确定度两方面考虑,发现代表点法可作为适用有效的校准方法。     

129I分析方法进展

７０年代以来,对＾１２９Ｉ的研究迅速增加。这些研究采用了各种不同精密度和准确度的样品处理和分析方法。本文介绍和比较了＾１２９Ｉ的各种分析方法,讨论了相关的样品处理过程。涉及的放化分析方法主要有中子活化和液体闪烁计数法等,非放分析方法主要有质谱和发射光谱分析法等。     

用串列加速器质谱计测定环境水中^129I的浓度

本文主要介绍大体积水样中＾１２９Ｉ的测定方法及示范应用，１００Ｌ以上的环境水样用强碱性阴离子交换树脂（２０１×７Ｃｌ型）搅拌吸附浓集，活性氯浓度８．０％的ＮａＣｌＯ溶液解吸，ＣＣｌ４萃取，水反萃ＡｇＮＯ３沉淀制成ＡｇＩ源，用串列加速器质谱计（ＡＭＳ）测定＾１２９Ｉ，方法回收率６０％以上，最小可探测限为２×１０＾１０Ｂｑ／Ｌ，比目前通用的中子活化分析法低４～５个数量级，通过首次对全国的有关地区环境不     

加速器质谱法测定^129I的研究

为了排除加速器质谱法（ＡＭＳ）测量１２９Ｉ时１２７Ｉ的干扰，采用微通道板获取起始时间信号，用半导体探测器获取停止时间信号，建立了飞行时间系统。此系统总的时间分辨为６５０ｐｓ，使１２９Ｉ测量的灵敏度（１２９Ｉ与１２７Ｉ原子比）达到６×１０－１３，并应用于环境样品和国际比对样品中１２９Ｉ含量的测定     

环境中129 I的AMS方法测定

基于中国原子能科学研究院的串列静电加速器在我国建立了超高灵敏加速器质谱技术测定＾１２９Ｉ核素的方法,对我国可能受到人工放射性影响的环境中的＾１２９Ｉ进行了初步研究。     

潮汐对大亚湾核电站液态排出物3H扩散的影响

本文用ADI（隐式方向交替）法计算出核电站液态排放时刻的潮流场和西大亚湾海水监测点位从排放时刻至采样时刻的平均流速。通过比较分析发现大潮与小潮对^3H扩散有明显差异（即大潮时一天的扩散效果要大于小潮时一天的扩散效果）,进而引入等效时间间隔对原有模型进行修正,从而获得更为完善的西大亚湾海水中^3H的平均浓度在核电站液态^3H排放后随时间的衰减关系。     

Determination of the 129I transmutation rate and 129I(n, 2n)128I correction using gas mass spectrometry

Two groups of ¹²⁹I and ¹²⁷I targets were analyzed using a gas quadrupole mass spectrometer (QMS) to determine the transmutation rates via the melting method. Sodium iodide was chosen to make the target. The iodine composition in the ¹²⁹I targets is 82.7% ¹²⁹I and 17.3% ¹²⁷I. The transmutation rate of the ¹²⁹I(n, γ)¹³⁰I reaction was determined by measuring the ¹³⁰Xe with QMS. An equivalent corrective method was brought out to correct the ¹²⁹I(n, 2n)¹²⁸I branch which is interfered with by the ¹²⁷I(n, γ)¹²⁸I reaction. And the correction formula was deduced in theory. For very little ¹²⁸Xe from the ¹²⁹I(n, 2n)¹²⁸I reaction, the equivalent corrective method could not be suitable here. However, it is suitable for the mass of ¹²⁸Xe from ¹²⁹I(n,2n)¹²⁸I reaction that reaches the accurately detective level of the mass spectrometry.     

基于中子活化分析的129I嬗变率测量方法实验研究

基于中子活化分析（NAA）,建立一种简便可靠的¹²⁹I嬗变率测量方法。采用¹²⁷I制作模拟靶件,利用1个参比靶件与两个嬗变模拟靶件同时照射,测量¹²⁸I特征γ射线强度之比,并根据比值计算嬗变率。实验结果验证了方法的可行性,为¹²⁹I的高注量率反应堆嬗变率测定提供了技术支持。     

尿样中~(131)I 量的测定

本文介绍了人尿样品中~(131)I 含量的测定方法。用离子交换法浓集、CCl_4萃取,碘化银沉淀制源,在低本底β和 FJ-603γ测量装置上测量。本方法灵敏度为0.78Bq/L;对0.1L 尿样,加入17.1Bq~(131)l,化学回收率为86.0±4.3%,放化回收率与化学回收率基本一致;对总裂片核素的去污系数达10~4。     

高放废液中铝的分光光度测定

建立了借助于铬天青S(CAS)、N-十二烷基二甲基铵基乙酸(DDMAA)测定高放废液中Al的分光光度法。20倍于Al的Cr、Fe、Mn、Mo和Ni,10倍于Al的Cu和5倍于Al的Ce、Ti和Zr等杂质的存在,对测定Al的干扰在允许范围内。U对Al的测定干扰严重,采用5%TOPO-CHCl_3萃取分离可予以消除。铝量在0—0.20μg/ml范围内服从比尔定律。合成样品的分析精密度为1.6%,回收率为(98102)%。后处理厂高放废液样品的分析精密度为3%,重加回收率为(96—104)%。     

FIA法测定后处理工艺溶液中的Np

应用流动注射分析（ＦＩＡ）法快速测定后处理工艺溶液中的Ｎｐ。用自行研制的“ＦＩＡ－铀、钚、镎测定仪”中的阴离子交换柱进行Ｎｐ的富集与分离，以５．０×１０－６ｍｏｌ／１Ｈ３ＰＯ４＋０．０５％偶氮胂（Ⅲ）作复合掩蔽显色剂，消除残留Ｚｒ的干扰，并完成显色剂反应。在流通池内于６６７ｎｍ处测定吸光度，记录Ｎｐ的吸收峰高。Ｎｐ的定量探测限约为１μｇ／ｍｌ；当ρ（Ｎｐ）＝５μｇ／ｍｌ时，测定值的相对标准偏差好于４％；２５ｍｉｎ可以完成１次测量。