放射性气溶胶雾化捕集固定试验初步研究

后处理设施退役过程中会产生浓度较高放射性气溶胶,需要进行处理。研究选择碳酸钙粉为介质发生模拟气溶胶,选定一种固定剂,运用超声雾化技术对模拟气溶胶进行了捕集与固定试验,结果表明:模拟气溶胶粒子数浓度随着雾化捕集过程逐渐降低,粒径较大的粒子首先被雾化捕集而沉降;固定剂通入量对雾化捕集和固定气溶胶的效果影响显著。对一台241Am污染的手套箱内气溶胶进行雾化捕集和固定研究表明:初始污染水平为183 Bq/m3的气溶胶经雾化捕集后可降至1.51 Bq/m3。雾化固定7 d时,气溶胶浓度无明显变化;固定14 d并启动排风扰动后,再悬浮率为6.5%,说明该固定剂对放射性气溶胶及松散污染物的捕集固定效果明显。     

松散污染物雾化固定模拟试验研究

针对核工业厂房内的放射性松散污染物,运用超声雾化技术,将固定剂在无人员进入的情况下通入模拟设备室的试验间,采用碳酸钙粉末作为模拟物,模拟松散污染物并进行固定试验。使用风机沿平行地面方向对固定后的松散污染物进行扰动,考察不同松散污染物沉积量和不同固定剂用量对扰动后再悬浮因子的影响和扰动前后气溶胶粒径分布的变化。结果表明,扰动后,再悬浮因子随着松散污染物沉积量增大;提高固定剂通入量可增强固定效果,有效降低再悬浮因子;达到一定量后,继续增加固定剂通入量作用微小。对该模拟粉尘,每1 mg·cm?2的松散污染物需要通入0.57 kg·m?2的固定剂。根据松散污染物量,使用适量的固定剂进行雾化固定,可以有效固定松散污染物,显著降低松散污染物的再悬浮因子,降低工作人员受照的风险。     

聚丙烯酰胺基气溶胶固定剂合成及其对碲气溶胶固定效果

核应急中放射性气溶胶的除控是重要问题,捕获固定是研究气溶胶固定剂对气溶胶净化效果的参量。本文以聚丙烯酰胺为基材,以丙烯酸、丙烯酸羟乙酯为接枝单体,通过化学接枝获得PAM-g-PAA、PAM-gPHEA以及PAM-g-PAA/PHEA三种接枝产物,通过产物红外光谱分析,证实接枝产物并计算了接枝率;通过样品冷冻干燥及成膜的扫描电镜图（SEM）对比并讨论了不同产物的微观结构;通过表面张力、固定沉降实验（PAM、PAM-g-PAA、PAM-g-PHEA、PAM-g-PAA/PHEA水溶液）对碲（模拟钋）气溶胶的捕获沉降固定效果,并讨论了气溶胶固定机理。结果表明：接枝产物相较于基材PAM表面张力有明显降低;其中单接枝HEA改性聚丙烯酰胺的气溶胶固定剂PAM-g-PHEA更能有效捕获固定碲气溶胶颗粒,其固定沉降效率达94.34%,为雾化固定法净化钋放射性气溶胶提供一种研究思路。     

放射性气溶胶捕集技术的初步研究

放射性气溶胶的捕集技术是气溶胶放化分析的前提,对其进行研究有利于促进气溶胶放化分析的发展。本工作通过使用不同滤材的组合,构建气溶胶过滤器,研究放化分析的气溶胶取样技术,实验结果表明:金属烧结毡与高效滤材进行组合后,其捕集效率达到98%以上,利用爆竹爆炸产生的气溶胶,进行模拟取样实验,在30min内可获得100mg以上的0.5μm以上粒径的气溶胶,满足放化气溶胶取样的要求。     

某核设施退役中241Am现场防护方法和评估

在某核设施退役的施工过程中,对²⁴¹Am气溶胶的防护采取了佩戴呼吸器的方式,因此,呼吸器的防护效果至关重要。本文根据工程实践中获得的数据对呼吸器的防护效果进行了计算和评估。结果表明,防护效果能达到目标管理要求,佩戴呼吸器进行现场防护的方法安全有效,可在其他核设施退役工程中推广应用。     

UF6泄漏气溶胶模拟压制技术研究

UF₆泄漏会产生兼具化学危害与辐射危害的液滴型气溶胶,人员吸入会造成危害。对气溶胶进行压制是常用控制手段,在常规放射性气溶胶压制剂的基础配方中添加4%的NaCO₃等针对UF₆特性的专用助剂,研制出具有针对性的气溶胶压制剂。实验设计加工了以压缩空气作动力,以超声雾化喷嘴为主要部件的流体动力型超声雾化装置,选用SiCl₄作为模拟试剂,用其模拟UF₆泄漏并进行压制试验,结果表明压制剂在1 min内的压制效果达到自然沉降12 h以上的效果。     

核设施退役放射性结构解体切割气溶胶与烟尘净化装置设计

针对核设施退役放射性结构解体切割产生的大量气溶胶和烟尘问题,以通用气溶胶净化装置为基础,采用机械过滤方法和多级过滤原理,设计开发了烟尘预处理模块,并通过优化净化工艺和整体结构,研制了一种可同时实现放射性气溶胶和烟尘净化的装置。性能检测和工程应用表明:该装置的烟尘预处理模块能充分过滤金属切割过程中产生的细小金属颗粒或气溶胶悬浮物,放射性气溶胶和烟尘经过滤净化后,排出空气所含烟尘粒径不大于0.3μm,净化效率在85%以上。     

某些生产现场再悬浮系数的估算

前言污染物体表面的松散粒子在外力作用下可以重新进入空气形成气溶胶,造成空气的二次污染.表面污染再悬浮系数R_s就是表征这种二次污染的发射能力.空气中由污染表面产生的单位体积中的放射性气溶胶活性浓度(或质量浓度)A_c与单位面积上的表     

管道在线超声去污技术在某核电站的初步应用研究

核电站放射性系统水介质传输管道经过长期运行,部分管段会出现放射性物质沉积的现象。为了提升管道冲洗去污效果,国内部分核电站开始尝试引入在线超声去污设备,这种设备可安装在管道外侧,通过将超声振动传递至管道内,使内壁沉积物剥落,从而提升管道冲洗的去污效果。在线超声除垢设备在核电站的应用仍处于试验探索阶段,其功能有待进一步开发、完善。本文主要介绍国内某CPR1000堆型核电站开展管道在线超声去污的研究工作,该研究分别在60.33 mm、88.9 mm管径管道开展了试验,其中在88.9 mm管径管道试验中选取了松散污染沉积和固定污染沉积两种不同污染类型的管道,试验证明该技术在松散污染沉积管道有较明显的去污效果,具有推广和进一步研究的价值。     

α污染设备拆除的几点考虑

国际上有关放化厂退役工作和研究已积累了不少经验，结合我国放化厂的退役工程，本文简要介绍了退役设计中对α污染设备拆除过程中需要注意的一些问题，尤其是对防止α气溶胶污染的扩散提出了解决措施。     

DQ—01型碘取样器的性能试验

本文报道了一种用于核设施周围环境和工作场所气载放射性碘监测的 DQ—01型碘取样器的性能试验结果。试验测定了采样流量、相对湿度及温度等因素对该取样器捕集放射性碘的效率的影响。试验结果表明,在环境温度和相对湿度小于95%下,即使取样流速高达1061 cm/s,床深6 cm 的取样器对甲基碘的捕集效率也大于95%。     

核电厂安全壳内气溶胶热泳沉积特性研究

核电厂事故下,裂变产物气溶胶沉积在热构件表面降低安全壳气空间内放射性。其中,由于构筑物、部件壁面温度梯度的存在,热泳沉积对气溶胶颗粒沉积的贡献不可忽略。本文采用符合安全壳气溶胶特性的公式计算了其在安全壳壁面的热泳沉积。结果表明热泳沉积效果随气溶胶粒径的增加而减弱;安全壳内壳表面温度梯度的提高,可以加强气溶胶的热泳沉积,从而提升安全壳内气溶胶的去除效果,降低安全壳内放射性水平。     

12 核设施退役现场γ污染测量技术研究

在核设施退役中，放射性污染源项的确定是十分重要的基础工作。其中，利用装置和相关技术对污染核素、污染水平、污染热点进行现场直接测定是一项关键性技术。     

DTPA雾化吸入的研究——对正常入经DTPA雾化吸入的观察

经动物实验及临床使用提示,DTPA雾化吸入对放射性钚气溶胶有较好的预防作用。大鼠经DTPA雾化吸入的各种条件、剂量及毒副作用已进行了介绍。为过渡到临床应用,本文对正常人经DTPA雾化吸入的条件、剂量估算及毒副作用进行了初步探讨。     

拆除钚沾污手套箱时的辐射防护问题

本文叙述了拆除两个钚沾污手套箱的辐射防护工作。手套箱经去污后,估计还残留有1.2毫居里的α放射性。采用喷漆复盖污染面的方法等安全防护措施后,在前区进行拆卸。现场监测结果表明,空气中α放射性气溶胶浓度最大值为1.1×10~(-15)居里/升,很少发现有表面污染现象。     

三门核电放射性气溶胶内照射防护

分析了三门核电放射性气溶胶的潜在来源,介绍了放射性气溶胶的监测方案及方法,在对工作场所气溶胶污染水平进行监测和对人员可能接受的放射性物质的摄入量进行评估之后,提出了放射性气溶胶内照射的防护措施和建议。     

放射性污染泥土的整备

²⁴¹Am污染的低放水平泥土,作为一种放射性固体废物,在核设施退役中尚无成熟的整备技术。本文介绍一种比较特别的整备方式,首先将放射性泥土在包装容器（200 L碳钢桶）内采用20 t桶内压缩处理,将放射性泥土从松散状态压缩至密实状态,压实比为1.1～1.4。然后在包装容器上部浇注10～15 cm厚水泥砂浆进行密封,形成以放射性泥土为核心的、可用普通的固体废物描述的水泥密封体。将水泥密封体作为整备对象,采用Ⅶ型钢箱进行再包装和水泥固定整备,最后形成Ⅶ型钢箱包装体。通过有关辐射监测,确定Ⅶ型钢箱包装体放射性特性参数符合放射性废物运输要求,满足国家处置场接收和最终处置的要求。     

气态放射性碘捕集方法研究进展

碘的捕集是对气态放射性碘的污染进行监测和治理的有效手段。本文概述了不同种类捕集材料的性能，对几种捕集方法作了比较和初步评估。活性炭浸渍炭常用于捕集气态元素碘和有机碘，但易受温度，湿度，气流速度等条件的影响，ＴＴＦ具有更优良的捕集性能。但价格昂贵；活性炭纤维作为多功能新型高效吸附材料，可能成为活性炭的换代产品。     

严重事故下水蒸气凝结对气溶胶扩散泳影响研究

基于模拟AP系列非能动安全壳冷却的气溶胶迁移机理试验平台,开展了在干燥及潮湿气氛下的气溶胶沉积试验。结果表明:在潮湿气氛下,气空间内气溶胶浓度会由于扩散泳沉积作用而衰减得更快,且水蒸气的凝结质量流量越大,气溶胶浓度衰减越快。证实了非能动安全壳冷却设计能够通过提高扩散泳沉积作用而强化气空间的气溶胶衰减。利用该特点,可针对性地采取措施增强水蒸气凝结,强化气溶胶扩散泳作用,提高安全壳内的放射性去除效果。     

核设施退役现场γ污染测量技术研究

在核设施退役中,放射性污染源项的确定是十分重要的基础工作。其中,利用装置和相关技术对污染核素、污染水平、污染热点进行现场直接测定是一项关键性技术。本课题采用1台HPGeγ谱仪,利用准直、实验刻度和蒙特卡罗方法计算相结合的技术,确定了现场污染设备的污染核素及污染水平。同时,建立了1套γ污染扫描和热点定位装置,经利用准直、摄像、步进测量技术,从而很好地实现了在不靠近污染设备和周围辐射干扰很强的条件下,对γ污染核素及其水平的测定。其研究成果可以在退役活动源项测量中发挥很好的作用。核设施退役现场γ污染测量技术研究@…