Nuclear power units have the ability to provide large-scale, stable industrial steam. With the rising prices of fossil fuels, nuclear energy has become economically competitive in supplying industrial steam. Laboratory measurements show that, under the condition of no leakage in the heat transfer tube of the steam generator, the concentration of radionuclides in the condensed water of the secondary loop steam is not different from that in the environmental water sample except for tritium. The IAEA technical report provides a two-cycle scheme of PWR supply steam for SAGD, which has the advantages of simple system, less process equipment, and high steam quality compared to the external steam supply scheme from the tertiary loop. Based on the drinking water standard, this article proposes to control the target value of radionuclide management for industrial application of secondary loop steam at 3.0 Bq/kg; Add a high- sensitivity radiation monitor on the steam generator blowdown line, and carry out technical renovation on the main steam pipeline N- 16 radiation monitoring channel to provide timely, effective, and reliable monitoring of steam generator heat transfer tube leakage. It is interlocked with the control valve at the boundary of the external steam supply pipeline factory area to prevent radionuclides from passing through the steam supply pipeline factory area during operation and accident conditions.
A three-dimensional numerical simulation model for salt water cooling tower was established to study the characteristics of drifts and salt deposition in nuclear power project.In the model,site meteorological data,design parameters of cooling tower,general layout and environmental characteristics are considered.The results show that when the natural wind direction is parallel to the tower row,two hot air streams are superimposed on each other as one,which is beneficial to reducing the influence of drifts and salt deposition in the environment.The drifts with particle size greater than 550 μm can not escape from the outlet of cooling towers.For normal operation of 2 nuclear power units at the same site,the salt deposition will not cause damage to plants.
为使室内氡暴露剂量评估更加具有系统性和普遍适用性,利用矩阵构建了一种建材所致室内氡暴露剂量的评价方法.该方法基于室内氡浓度模型、人员暴露剂量估算模型及相应标准,同时考虑建材氡析出率、房屋结构尺寸、室内换气率以及人员暴露时长等因素,将不同情况下的复杂计算转化为矩阵,最终得到在不同换气率和不同暴露时长情况下的室内人员氡暴露剂量等级.以一处已知房屋尺寸和各建材氡析出率的居室为例,使用本方法对其室内氡暴露剂量进行了分析和评估,以查表的方式快速得到了不同换气率和暴露时长下室内氡暴露剂量等级.
外周血淋巴细胞染色体畸变和微核作为对电离辐射较为敏感的生物指标,在国内外辐射生物剂量估算中得到广泛应用和认可,但在放射工作人员职业健康监护中的价值尚有值得讨论的问题.本文从染色体畸变和微核形成机制入手,探讨这 2 项细胞遗传指标在放射工作人员职业健康检查中的意义和实用价值,供同行讨论和参考.
瞄准先进的局部放射损伤的基础研究及临床诊疗技术的国际前沿,结合国内尤其是核工业总医院 30 余年从事放射损伤基础研究和临床救治的实践经验,从多个维度建立铱-192 源外照射致局部放射损伤的精准评估技术体系,建立局部放射损伤优化的救治策略和疗效估评方案,并在局部放射损伤的诊疗全过程中加以验证,从而实现对铱-192 源外照射致局部放射损伤的精准评估、规范救治、预后判断、康复管理和长期医学随访,提高局部放射损伤的治愈率,降低致残率,为局部放射损伤的诊疗提供理论指导和技术支撑.
EAST(Experimental Advanced Superconducting Tokamak)全超导托卡马克核聚变实验装置主要利用氘氘为燃料进行等离子体聚变反应,聚变反应会释放大量中子与次级 γ 射线.为了能够准确掌握 EAST 聚变装置在高参数长脉冲等离子体放电条件下辐射产物的空间分布信息,利用辐射在线监测系统实现对中子与 γ 射线的有效监测.按照防护需求在 EAST装置大厅内外共布置 13 个重点监测区域.监测系统硬件方面,辐射中子与 γ 射线测量分别采用基于 BF3 正比计数管与氩气的电离室,通过双绞线与以太网的混合组网模式将监测数据传输到采集机,监测系统软件采用基于 LabVIEW的控制采集软件实现对中子与 γ射线实时剂量率及累积剂量的采集与存储.监测结果表明,EAST聚变装置在长脉冲高参数等离子体运行条件下,大厅内最大辐射剂量率迅速提高 3 个数量级以上,放电结束后又很快下降到接近辐射环境本底水平;大厅外由于屏蔽墙的防护作用,辐射剂量率始终保持接近辐射环境本底水平.利用辐射在线监测系统不仅可以有效获得放射性数据,而且为辐射安全防护管理提供了数据支撑,确保聚变能安全开发利用与人员安全.
为调查核医学科医务人员辐射防护知信行现状并分析影响因素,以规范医务人员辐射防护行为,为丰富辐射防护培训内容提供依据.采用自行设计的辐射防护知信行问卷,对便利选取的核医学科医务人员进行调查,应用多元线性回归分析影响辐射防护知信行的因素.共发放调查问卷 130 份,回收有效问卷 123 份,有效回收率为 94.62%.核医学科医务人员辐射防护知信行问卷总得分为 76.92 分,知识得分为 57.69 分,态度得分为 95.24分,行为得分为 83.33 分.多元线性回归分析结果显示,是否有子女和是否定期参加辐射防护培训是辐射防护知信行得分的影响因素(P<0.05).通过本次调查表明,核医学科医务人员辐射防护知信行水平良好,态度和行为较为积极,但辐射防护知识掌握不足.相关组织和单位应定期组织辐射防护培训和教育,提高医务人员的辐射防护知识水平、形成积极的态度和行为.
详细介绍了配备溴化镧探测器的无人机放射性检测系统的组成,并对能量进行校准,对能量分辨率、本底进行了测试.应用蒙特卡罗方法计算系统测量点源探测效率和土壤体源转换系数,计算了其测量时间 1500 s对点源和体源的最小可探测活度.结果表明,该系统对137 Cs 661.7 keV 的分辨率达到 2.75%,测量时间 1500 s对137 Cs点源和体源的最小可探测活度分别为 2.37 kBq、3.77 Bq/kg.现场实际应用表明,该系统能够应用于口岸货场中放射性检测工作.
为详细刻画放射性废物处置设施关闭后长时间序列下的水流特征,通过 Porflow 软件对放射性废物处置设施关闭后水流场进行模拟.结果显示伴随覆盖层及处置设施系统部件性能逐步退化,在处置设施关闭后第150～170 年处置单元底部及两侧存在局部水流上升区.第 0～150 年覆盖层入渗水流由处置单元两侧流走,流速最大值为 0.41 cm/a;第 150 年后处置单元区逐渐成为优势通道,流速最大值为 86.4 cm/a,高流速主要出现在处置单元顶端角点及地下水集水管廊区域;饱和度总体变化不大,处置单元区饱和度维持为 0.99,处置单元两侧及底部饱和度呈上升趋势,动态变化范围 0.3～0.5.长时间尺度下处置部件性能退化不会对处置设施造成显著影响,集水管廊为核素迁移潜在优势通道.
排放量控制是我国核电厂环境辐射防护和流出物排放管理的重要内容.通过对比国内外压水堆核电厂流出物排放量水平,分析了我国现行标准中排放控制值对国外同类核电厂流出物排放量的包络率,同时与法国流出物排放控制值进行了比较.结果表明,除流出物中3H、14C外,现有标准控制值基本上可以包络国外核电厂统计排放量,且具有较大的余量.在目前的流出物排放管理水平下,现行标准中规定的排放量控制值仍是适宜的,其中对于3H、14C外的其他控制指标仍有很大的优化空间.
为提高海洋环境放射性核素监测水平,开展了海水中137Cs和90Sr的实验室间测量比对活动.137Cs测量结果与参考值的相对偏差为-2.99％～5.97％,测量结果的准确度、精密度和正确度均满足比对要求,比对评价结果均为"合格";90Sr测量结果与参考值的相对偏差为-41.58％～3.96％,其中 12 个实验室的比对评价结果为"合格",1 个实验室的比对评价结果为"不合格".本次比对活动,各参比实验室的整体比对结果良好.
采用蒙特卡罗软件建立点源球壳模型,快速计算得到能量在 10 keV～10 MeV区间的 30 种单能 γ 射线在水中的有效作用距离;采用蒙卡软件程序的 F6 卡、F4 卡结合 FM4 卡、∗F8 卡三种方法,计算得到参考人在水中浸没外照射条件下的单能 γ射线和 19 种核素的放射性活度浓度-剂量率转换系数.计算结果表明,分别与采用MIRD模型的美国能源署FGR 12 报告、FGR 15 报告和采用体素模型的ICRP 144 相比,相对偏差均在±10%以内,计算方法和结果可为工程上快速计算提供借鉴参考.
采用 TCAD软件和蒙特卡罗方法对 SOI硅微剂量计的电荷收集特性与能量沉积特性进行了研究.分析了电场分布随探测单元形状、尺寸、电极注入深度、入射粒子种类和能量的变化情况以及微剂量谱随探测单元形状以及聚甲基丙烯酸甲酯(PMMA)转换层厚度的变化情况.模拟结果表明,在 10 μm的范围内,硅探测单元采用圆柱型或立方体结构对电荷收集效率和能量沉积的影响均很小,探测单元高度越高、半径越小,电荷收集效率越高,PMMA转换层的厚度对微剂量谱有一定的影响,随着PMMA厚度增加,中子和γ射线与PMMA作用产生的次级粒子被阻止在硅灵敏区内的份额增加,导致了微剂量谱峰值的增高.
吸入内照射是压水堆核电厂工作人员所受职业照射内照射部分的主要来源之一.为确保工作人员的受照剂量满足法规标准要求,并处于可合理达到的尽量低水平,必须对核岛厂房内气载放射性浓度进行评估、监测和控制.本文基于核电厂正常运行状态下核岛厂房气载放射性浓度计算模型,对其关键参数选取进行分析,并对气载放射性浓度的监测阈值设计进行研究,最终给出了关键参数的选择建议,同时也给出了部分气载放射性核素的监测阈值,用于关键通风系统的启停阈值设计,以对华龙一号核岛厂房内的气载放射性浓度进行准确的评估、监测和控制,进而降低工作人员的受照剂量.
为科学合理地评价少铅/无铅材料的防护效果,需要准确检测该类材料的屏蔽性能.通过文献调研,结合现行相关标准,从 X射线辐射质、检测设备和检测方法 3 个方面对防护材料屏蔽性能检测进行介绍.根据检测布局的不同可分为以下 5 种检测方法:窄射束条件下探测器与被检材料距离较远,无法探测到被检材料产生的次级辐射,因而不适用于少铅/无铅材料检测;宽射束条件辐射束立体角增大且探测器与被检材料距离较近,利于少铅/无铅材料检测,但对被检材料面积以及探测器选取方面存在一定要求;逆宽射束条件通过窄束以及平板电离室实现检测,但存在小野问题;改进的逆宽射束条件利用 IB-AT和 IB-AP 两种布局减少衰减前后能谱的差异,但实施较为繁琐;改进的宽射束可降低小野问题带来的影响,但仍存在衰减前后能谱差异对结果带来的影响.在实际操作中可根据其实验条件和具体防护需求选择相应的检测方法.
乏燃料后处理厂在后处理过程中会产生大量放射性气体,对后处理厂气态流出物中 I-129 的主要形态展开调研,总结了目前放射性碘所用的监测方法,通过对比其优缺点,分析适用于后处理厂气态流出物中 I-129 的在线监测方法.并得出建立后处理厂气态流出物中I-129 在线监测是可行的结论,可以尝试建立基于ICP-MS的后处理厂气态流出物中 I-129 在线监测技术,对后处理厂气态流出物中的气态碘分子进行监测,从而实现对后处理厂气态流出物中 I-129 的实时监测.
为了准确测量应急条件下的场所(H·)'(0.07)数值,基于塑料闪烁体半导体光电二极管(SiPM),研制了一种应急辐射防护用定向剂量当量率仪.分别选取 2 层 3 μm 的镀铝聚酯膜、厚度 50 μm 和直径 35 mm 的塑料闪烁体、厚度 5 mm的有机玻璃及SiPM,依次作为探测器的前窗、闪烁体、光导和光电转换器件.对于研制的应急辐射防护用定向剂量当量率仪,按照 GB/T 4835.2-2013 测得其辐射特性如下:在 70 μSv/h～1.7 Sv/h剂量率范围内,其相对固有误差在-14％～+20％范围内;在 β射线平均能量为 60～800 keV辐射中,在 0～±60°入射时,测得响应随 β 辐射能量和入射角的变化在-16％～+48％范围内;在 0.24 mSv/h 辐射场中测量结果的统计涨落为8.4％.测试结果表明,该应急辐射防护用定向剂量当量率仪的辐射特性均满足 GB/T 4835.2-2013 中要求,可用于较高弱贯穿辐射场所和应急条件下的定向剂量当量率监测.
通过对煤矿实地调查获取的数据及相关文献进行综合分析,发现 2013 年我国发电用煤中天然放射性核素含量按煤的年产量加权均值,238U 为 29.2±2.9 Bq/kg、226 Ra 为 25.2±2.1 Bq/kg、232 Th 为 26.9±0.1 Bq/kg、40 K为 64.0±0.6 Bq/kg、210 Po为 20.7±0.2 Bq/kg、210 Pb为 24.6±0.3 Bq/kg;天然放射性核素含量按煤矿规模加权均值,238U为 33.9±9.7 Bq/kg、226 Ra为 30.9±7.9 Bq/kg、232 Th为 28.5±4.2 Bq/kg、40 K 为 79.7±20.4 Bq/kg、210 Po 为26.8±4.3 Bq/kg、210 Pb为 33.9±7.7 Bq/kg.本次调查结果可以为全面评价我国煤电产业链的放射性影响提供发电用煤天然放射性水平的基础数据.
铀燃料中238U和235U衰变时伴随着大量的β射线发射,操作铀燃料芯块的人员可能存在较大弱贯穿辐射风险.使用 β谱仪和定向剂量当量率仪,对燃料芯块表面的 β 发射谱和 β 辐射剂量率进行了测量,测得燃料芯块发射的 β射线最大能量为 2.3 MeV,燃料芯块表面(H·)'(0.07)可达 1.38 mSv/h,(H·)'(0.07)和(H·)∗(10)的比值达到了约 36.3.实验测得目前燃料芯块操作人员穿戴的防护用品对高能 β射线几乎没有防护效果,燃料芯块操作人员 Hp(0.07)和 Hp(10)比值高达 130.根据场所和人员弱贯穿辐射测量结果,提出了对铀燃料操作人员增加Hp(0.07)和 Hp(3)监测的建议,并给出了可降低燃料芯块操作人员弱贯穿辐射剂量的防护方法.
为了研究天津市大气气溶胶中7 Be、210 Pb和210 Po活度浓度水平及其对公众产生的辐射剂量,预防辐射损伤的发生,本文对天津市 2018-2020 年总悬浮颗粒物(TSP)中7 Be、210 Pb和210 Po进行检测分析.结果表明,天津市 TSP 中7 Be、210 Pb 和210 Po 的年均活度水平分别为 0.74～15.0 mBq/m3、0.21～2.5 μBq/m3 和 0.17～0.74 μBq/m;三种放射性核素的活度浓度均呈冬季最高,这是冬季高纬度冷空气和取暖季较高污染排放共同作用的结果;7Be、210Pb和210 Po以吸入方式对公众产生的总有效待积剂量在 6.28～40.1 μSv/a,低于公众照射规定的剂量限值(1 mSv/a),还不足以威胁人体健康.
