宁德核电厂外围环境土壤中放射性水平监测

为掌握环境介质土壤中重要γ核素放射性核素的活度浓度,将宁德核电厂运行前后环境土壤中γ核素放射性状况进行对比。经监测,与2009—2011年土壤中的γ核素本底水平相比,2016—2017年,宁德核电厂外围环境土壤中的54Mn、58Co、60Co、134Cs核素的活度浓度均低于探测下限,未检出。40K、137Cs核素的活度浓度水平无明显变化。这表明,宁德核电厂运行至今,其外围环境土壤中的放射性水平未见明显变化,在本底范围之内。     

宁德核电厂外围环境气溶胶总放水平监测

经监测,2013年~2014年,宁德核电厂外围环境中气溶胶总α、总β的监督性监测结果为:总α浓度平均值为0.10m Bq/m3,总β浓度平均值为1.02m Bq/m3,略低于福州对照点监测值(总α为0.18m Bq/m3;总β为1.11m Bq/m3)。数据表明,宁德核电厂运行以来,其外围环境中气溶胶总α和总β放射性水平未见明显升高。     

宁德核电厂外围环境γ辐射水平监测研究

该文介绍2013—2015年对宁德核电厂外围环境γ辐射计量水平的监测结果。监测结果表明,宁德核电厂周围环境连续监测系统测得的环境γ辐射剂量率总平均值为99.7nGy/h,略低于福州对照点测量值(110.3nGy/h)及核电运行前本底值(112.3nGy/h);50km范围内测得环境γ辐射剂量率(瞬时值扣除宇宙射线贡献)为73.4nGy/h,略高于对照点福州测量值(66.7nGy/h)及运行前本底值(70.8nGy/h);30km范围内环境γ辐射累积剂量率为104.8nGy/h,与福州对照点测量值(102.2nGy/h)及运行前本底值(100.0nGy/h)接近,均在本底范围内涨落。     

宁德核电厂外围环境γ辐射连续监测系统

该文主要介绍宁德核电厂外围环境γ辐射连续监测系统,讨论建设时应关注的问题、监测点位和监测项目以及监测系统组成。采用性能稳定、灵敏度高的高压电离室和能够识别核素的碘化钠谱仪,利用计算机和网络传输技术,实现监测系统自动化,满足监督监测要求。     

重庆市高新区环境γ放射性监测与评价

按国家标准(GB8703-88)评价方法,采用监测仪器对重庆市高新区环境放射性水平γ辐射剂量进行了监测.监测结果:重庆市高新区原野γ辐射剂量率均值为6.3×10-8Gy/h;道路γ辐射剂量率均值为5.3×10-8Gy/h;建筑物室内γ辐射剂量率均值为8.6×10-8Gy/h.道路和建筑物γ辐射剂量率的高低和材料有关.结果表明高新区内人均年有效剂量当量为0.727 7 mSv,低于国家对公众个人的剂量值1 mSv的标准,仅为限制剂量当量值的72.8%,属于较低水平.高新区内自然环境状况下的放射性对人群健康基本不会产生大的影响.     

福清核电机组商运后外围环境γ辐射剂量率水平监测与评价

利用福清核电厂外围辐射环境现场监督性监测系统,对福清核电机组商运后外围环境γ辐射剂量率水平进行为期一年(2016年4月~2017年3月)的连续不间断监测,据此分析和评价福清核电机组商运后外围环境的γ辐射剂量率水平。结果表明,与商运前本底调查相比,福清核电机组商运后外围环境γ辐射剂量率水平到目前为止无明显变化,各监测子站环境γ辐射剂量率年平均值范围为75.3~105.0 n Gy/h,总平均值为89.2 n Gy/h,其中小时最大值为119.8 n Gy/h,小时最小值为72.9 n Gy/h,均属于福建省正常放射性本底水平。     

环境样品中放射性含量γ能谱测量技术的探讨

环境样品中放射性含量低,介质复杂,γ能谱测量过程中干扰因素多.该文分析了测量环境样品过程中可能影响测量结果的因素及其控制措施,对有关技术进行了探讨.     

环境样品低水平γ放射性的活度测量

土壤中含有多种放射性核素,其中含量较高的核素有40K、226Ra、232Th和238U,以这四种的标准源为基础进行实验测量,计算各种能量所对应的全能峰的分支比和探测效率,从而计算出这些放射性核素的活度.通过实验的方法,用BH1936型低本底多道γ能谱仪作为实验仪器,把60Co和137Cs的混合放射源作为能量刻度的已知能量源,对实验仪器能量刻度,以及对标准土壤源40K、226Ra、232Th和238U的探测效率进行实验测量.以此为基础对环境样品进行了能谱分析,主要是测量和分析了环境土壤样品和建材样品的放射性活度,得到了标准源(40K、226Ra、232Th和238U)为代表的核素的比活度.     

福建省核电厂放射性流出物监督监测现状分析及优化建议

该文介绍了福建省宁德核电厂、福清核电厂运行状态下放射性流出物监督性监测现状,按照国家相关标准要求,分析监测工作中存在的不足,提出了建设实验室、完善测量方法和加强队伍建设等对策建议,为核电厂流出物排放安全监管提供参考。     

氡子体放射性气溶胶活度粒径分布监测系统测量电路设计

设计了利用金属丝筛网扩散组法的氡子体放射性气溶胶粒径分布监测系统的硬件测量电路,包括电荷灵敏前置放大器电路、主放大器电路、单片机控制电路、串口通行电路以及与LCD显示接口电路等部分.其中重点对电荷灵敏前置放大器做了性能测试,取得了较好的结果.     

高密度样品中天然放射性核素的分析测量方法

报告了测量铝样品中天然放射性核素²³² Th和²³⁸U质量活度结论, 即232 Th质量活度为2.3 ×10 ^{- 3}～7.0 ×10 ^{- 3} Bq/ g , ²³⁸U质量活度为0.136 ×10 ^{- 3}～0.155 ×10 ^{- 3} Bq/ g。同时也讨论了在测量高密度样品时样品对其本底辐射的自吸收及环境辐射的屏蔽修正问题, 实验表明测量方法可行。     

大亚湾海域沉积物中放射性γ谱分析测定

本文报导了γ能谱相对比较法测量海洋沉积物中放射性核素238U、226Ra、232Th、40K和137Cs等方法,并进行了2005年和2006年夏季大亚湾海域三个站位沉积物γ谱测定,对结果进行分析,为今后大亚湾海域辐射环境监测提供基础。     

某地区环境放射性水平与测量方法探讨

对某地区环境放射性进行了γ辐射剂量率和土壤、水体、生物样品、大气中放射性核素含量测定.结果表明：环境放射性水平处于本底水平范围,但个别地方因人为活动已造成了污染.本文提出的布点原则等对同类工作有指导意义.     

地质环境中放射性锆英石的结构演变及抗γ射线辐照能力

为研究放射性核素固化介质备选矿物锆英石随地质年代演变的结构变化及抗γ射线辐照能力,以内蒙古白音宝力道花岗斑岩产出的锆英石(439.8±4.3 Ma)为研究对象,利用60Co源γ射线辐照装置对其进行γ射线辐照,借助多功能显微镜、阴极发光、背散射电子、电子探针、粉末X射线衍射、激光拉曼光谱和红外光谱等表征手段对γ射线辐照前后样品的物相、结构和微观形貌进行观察与分析,并对样品产出的地质背景和化学成分进行了研究。结果表明:内蒙古白音宝力道花岗斑岩所产出的锆英石系岩浆成因,经约4.4亿年的地质演变后,对UO2和ThO2的包容量仍为0.5798%,晶胞参数较标准样品发生了10-3nm量级的微小变化。样品经576 kGy的γ射线辐照后晶胞参数较辐照前发生了10-4nm量级的微小变化。说明锆英石在包容一定量U和Th的情况下具有较好的抗γ射线辐照能力,结构稳定。     

中国大陆主要省份土壤中天然放射性核素含量分布规律研究

综合了中国大陆28个省土壤中天然放射性核素238U,226Ra,232Th和40K含量的调查结果,分析了这些天然放射性核素含量分布现状和及其分布规律,初步探讨了引起部分省份放射性核素含量偏高的主要原因.研究结果表明,中国28个省市土壤中放射性核素238U,226Ra,232Th和40K的含量按面积加权平均值分别为39.5,36.5,49.1和580.0 Bq/kg;土壤中238U,226Ra,232Th的含量随地域的变化规律基本一致,40K含量随地域的分布规律则不显著.土壤中的天然放射性核素含量与成土母岩和铀资源分布有着明显的相关性.     

运入甘肃境内某核电基地放射性废物辐射水平监测

为确保甘肃省核与辐射环境安全,根据监管要求对运入甘肃省境内的某核电基地放射性废物进行了辐射水平监测,监测结果显示,该批次放射性废物γ辐射剂量率最高为2.48E+1±2.1μSv/h,α、β表面污染水平最高为8.57E-1±4.9E-2Bq/cm2,监测结果满足相关法律法规要求。运输车辆辐射屏蔽层完整。     

反应堆安全壳中高精度喷淋去除放射性气溶胶模型的开发及验证

针对ISAA程序原有气溶胶模型精度不足的问题,改进了安全壳喷淋去除模型。基于单液滴气溶胶收集机理,采用了新的惯性碰撞、拦截模型以准确计算大颗粒收集效率,采用更符合小颗粒去除机理的布朗扩散模型。加入热泳、扩散泳模型,以考虑安全壳中蒸汽冷凝过程对收集效率的贡献。选取了THAI、TOSQAN和CSE实验评估改进代码,并分别与COCOSYS、ASTEC和MELCOR程序计算结果对比。改进ISAA、COCOSYS计算THAI实验喷淋去除常数的最大误差分别为-28.6%、59.1%;改进ISAA、ASTEC计算TOSQAN实验喷淋去除常数的最大误差分别为-12.3%、50.9%;改进ISAA、MELCOR计算CSE实验喷淋去除常数的最大误差分别为-12.3%、90.3%。计算结果表明,改进模型能够更加精确模拟气溶胶悬浮质量的衰减趋势,在一定误差范围内能够准确模拟喷淋去除常数。研究有助于了解安全壳喷淋液滴对气溶胶颗粒清洗机理,获得模拟精度更高的代码分析手段,可以发现现阶段ISAA程序在气溶胶行为模拟上的不足,并探索代码未来的改进方向。     

2020—2021年福建运行核电厂周围生物中90Sr放射性水平调查与评价

对2020—2021年福建宁德核电厂、福清核电厂周边生物中⁹⁰Sr放射性水平进行调查。结果表明,两个核电厂周边生物中⁹⁰Sr比活度未见明显异常,根据调查计算出的核电厂周围城镇居民食入⁹⁰Sr所致公众年有效剂量低于标准限值。