聚变装置主机大厅屏蔽门作为屏蔽措施的重要组成部分,需具备优异的中子与光子屏蔽性能,并确保其结构强度、地震稳定性及气密性,以保障外围环境和人员的安全。基于内层50 mm碳钢、中间层500 mm掺硼聚乙烯、最外层250 mm碳钢的复合屏蔽结构,采用蒙特卡罗粒子输运程序cosRMC开展了屏蔽门屏蔽性能的模拟分析,结果显示屏蔽门屏蔽性能均优于1 000 mm厚混凝土墙体,满足屏蔽性能要求。针对大型屏蔽门自重大、开闭较为频繁的功能特点,设计了铰链、驱动和锁紧机构。基于有限元ANSYS软件分析,屏蔽门主体部件在正常工况和地震工况下的最大等效应力分别为25.9 MPa和30.2 MPa,最大剪切应力分别为13.8 MPa和16.1 MPa,最大变形分别为0.048 mm和0.052 mm,均满足设计要求。

提出了一种天鹰算法(AO)与BP神经网络相结合的方法,以优化X射线屏蔽材料的组分,实现对不同能量区段X射线的屏蔽。通过XCOM程序筛选具有K吸收边互补特性的功能元素,并利用蒙特卡罗方法计算不同质量配比下的透射粒子数,利用此数据集训练BP神经网络,将训练结果与蒙特卡罗模拟结果对比分析,并采用沙普利加和解释(SHAP)量化分析各元素对屏蔽率的贡献程度,再通过AO算法求解最优元素质量配比方案,最后通过蒙特卡罗模拟对优化结果进行屏蔽性能的模拟测试与对比分析。结果表明,当W、Bi、Gd、Sm和SEBS质量配比为0.018 8∶0.261 0∶0.058 1∶0.162 1∶0.500 0时,在100 kV管电压下屏蔽率可达75.51%,此时材料密度为1.600 7 g/cm³。该方法丰富了复合屏蔽材料研发和应用优化计算方法。

在核事故中,放射性源项的准确估算是事故后果评估与应急响应的关键环节。然而,在事故的瞬态阶段,监测数据往往受高温、强辐射及设备损坏等因素影响而难以及时获取。为此,本研究提出两类基于深度学习的融合源项反演模型,以提升反演精度与鲁棒性。其一为 LSTM-Transformer模型,利用长短期记忆网络(LSTM)在处理时间序列长期依赖、非平稳性及梯度稳定性方面的优势,捕捉放射性核素扩散的动态演化特征,并引入Transformer 结构,通过自注意力机制建模序列中不同时间步的全局依赖关系,增强长距离信息感知能力。其二为双分支融合LSTM模型(dual-branch fusion LSTM,DBL-LSTM),通过并行 LSTM 网络分别提取γ剂量率与气象参数特征,再经融合LSTM综合建模,提高多源数据的联合分析能力,并增强对气象变化和噪声的适应性。引入Optuna自动化超参数优化算法,以进一步提升反演精度并减少人工调参的不确定性。基于国际放射性评价系统(InterRAS)生成的模拟数据,对Sr-91、Te-132和I-131三种短寿命核素的释放率进行估算,并以单一LSTM模型作为对照,采用平均相对误差(δ)作为评价指标。结果表明,单一LSTM模型在三种核素上的δ分别为15.10%、8.20%和27.33%;LSTM-Transformer模型分别为13.90%、5.63%和25.63%;DBL-LSTM模型分别为13.34%、4.93%和24.21%。源项反演计算中融合模型相较单一LSTM模型在精度与鲁棒性方面均表现出一定提升,凸显其在核事故应急场景中的应用潜力。

为解决β-γ混合辐射场中定向剂量当量率$\dot{H}^{\prime}$(0.07)的准确测量难题,基于β-γ混合辐射场中β射线和γ射线的能量特性,结合周围剂量当量率$\dot{H}$^*(10)监测仪、$\dot{H}^{\prime}$(0.07)监测仪、β能谱仪和γ能谱仪的测量结果,建立了一种在β-γ混合辐射场中测量$\dot{H}^{\prime}$(0.07)的方法,同时建立了标准β-γ混合辐射场并对测量方法进行了验证。采用建立的方法对测量数据进行处理后,得到的$\dot{H}^{\prime}$(0.07,45°)值与标准装置测出的$\dot{H}^{\prime}$(0.07,45°)约定真值相对误差从13.0%降至2.69%,验证了方法的可靠性。在现场应用中,对海南核电106大修期间13个位置的β-γ混合辐射场中$\dot{H}^{\prime}$(0.07)进行测量,测得$\dot{H}^{\prime}$(0.07)/$\dot{H}$^*(10)比值在2.06~29.1之间,平均值为9.64,$\dot{H}^{\prime}$(0.07)总体比$\dot{H}$^*(10)高约1个数量级,可见β辐射对个人剂量的贡献不可忽视。实现β-γ混合辐射场中$\dot{H}^{\prime}$(0.07)的准确测量能更准确评估工作人员所面临的辐射风险,同时为核设施现场辐射防护决策提供重要依据。

针对某型低本底大物品污染监测仪,利用MCNP5程序模拟评估了主要核素关联法(LNC法)对其适用性。通过建立该型设备的MCNP模型,计算得到LNC法的各个参数;结合核电站实际工况,使用MCNP5程序的F8卡计算了不同条件(材质、密度、装填度、核素分布)下该型设备的计数率,在此基础上,分别使用LNC法、设备内置活度计算方法计算了活度,并与真实活度进行了对比。结果表明,在不同条件下,利用LNC法得到的活度与真实活度之间的相对偏差小于±15%,而使用设备内置方法计算出的活度相对偏差最大达-77.5%,表明LNC法具有显著优势。在进行核电站放射性固体废物清洁解控测量时,LNC法适用于该型设备。

围绕辐射等效仿真人体模型构建,提出了一种分层装配式快速成型方法。采用聚乳酸(PLA)、定制骨等效材料与聚氯乙烯(PVC)泡沫分别模拟软组织、骨组织与肺组织,通过结合熔融沉积成型(FDM)、浇筑成型及计算机数控制造(CNC)加工技术,分别实现软组织、骨组织和肺组织等部位的精确制作,并从CT值一致性、几何精度与成型效率等方面开展性能验证。结果表明,该方法在解剖结构还原性、组织等效性及制造周期控制方面均表现优异,可为辐射剂量模拟、放疗验证及防护评估等提供可靠的基准实验装备。

针对某烟囱流出物取样管嘴颗粒传输特性有待量化评估的问题,依据《核设施烟囱和管道中放射性物质的取样》(ISO 2889:2023)标准设计了一种遮罩式取样管嘴,并建立了传输比测试方法,开展了实验研究。结果表明,在设计流量 100 L/min 和自由流速 8.0~12.0 m/s 条件下,取样管嘴传输比保持在 1.00~1.10 范围内,满足标准推荐区间0.80~1.30;实验结果与理论计算总体一致,相对误差小于 10%。研究表明,该取样管嘴在设计工况下能够维持稳定的颗粒传输特性,满足标准要求。

通过大体积连续采样方式对成都市锦江区大气气溶胶进行了放射性监测,检出了气溶胶中6种放射性核素⁷Be、²²⁸Ra、¹³⁷Cs、⁴⁰K、²¹⁰Pb和¹³¹I,其活度浓度均在全国本底范围内;⁴⁰K、²¹⁰Pb、²²⁸Ra季度均值活度浓度与PM_2.5、PM₁₀季度浓度变化趋势相同,与O₃季度浓度趋势相反;⁷Be与三者的变化关联不强。通过分析,进一步完善成都市大气气溶胶放射性水平基础数据,为成都市大气放射性污染防治提供了数据参考。

为了解山西省非铀金属矿山的放射性水平,选取省内9座非铀金属矿山,采用CR-39固体径迹探测器系统测量了矿井下、地面工作场所的累积氡浓度。监测结果显示,5座金属矿山井下氡浓度超过1 000 Bq/m³ ;方差分析表明,其中3座矿山与其他6座矿山井下氡浓度存在统计学差异(P<0.05),进一步调查发现矿山的井下空气高浓度氡主要分布于矿石破碎及渗水、涌水场所。此外,对于井下氡浓度水平偏高的部分非铀金属矿山,应当采取相应措施以预防和降低氡照射带来的可能健康危险。