联合国原子辐射影响科学委员会(UNSCEAR)由联合国在1955年设立,主要职能是从科学的角度,评估和报告全球电离辐射照射的水平、影响及风险。作为核心工作之一,UNSCEAR迄今共组织完成了7次职业照射调查评估,统计分析了1975—2014年共40年间全球职业照射水平与趋势。本文详细介绍了最新一次的全球职业照射水平调查评估工作,包括工作过程、内容、数据与评估方法、人工辐射源所致职业照射水平的现状及变化趋势。

将2018—2023年中国核电在运机组年度集体剂量和大修剂量进行梳理,按照不同机型进行总结分析,发现HPR1000、AP1000、VVER、CNP600机组的集体剂量相对较低,CNP600、VVER、AP1000机组的大修平均集体剂量相对较低。通过与世界核营运者协会( WANO)全球机组集体剂量的对比,单机组集体剂量指标方面,我国与美国相当,同时优于法国的机组表现,并着重对比了我国和美国压水堆年度平均集体剂量和平均大修剂量。结合不同堆型运行辐射防护情况,文章认为,在运行核电厂辐射防护管理中,我国机组在国际上不占明显优势,应进一步积极推进合理可行剂量降低措施,全面加强高辐射区域的风险管控,不断完善任务导向的职业照射管理,提升我国核电机组国际竞争力,实现核大国向核强国转变。

利用PAVAN程序对四种不同的大气稳定度分类方法下的短期大气弥散因子进行计算,并计算选址假想事故下非居住区边界(500 m)和规划限制区边界(5 km)处的剂量。采用理查逊数法进行稳定度分类时的短期大气弥散因子值最小,采用ΔT/U法进行稳定度分类时的短期大气弥散因子值最大。比较四种稳定度分类方法得到的选址假想事故导致的在非居住区边界上公众(事故后2 h)可能受到的最大有效剂量以及整个事故持续期间内规划限制区边界(5 km)个人受照的最大有效剂量,四种分类方法计算得到的剂量结果均满足GB 6249—2011的要求,采用理查逊数法进行稳定度分类时的剂量值均最小,采用ΔT/U法进行稳定度分类时的剂量值均最大,最大值约是最小值的1.6倍。在核电厂环境影响分析时应重点关注不同的大气稳定度分类方法对选址假想事故剂量评价的影响。

为实现在评价参数有限条件下对涉核设施液态流出物排放所致公众剂量进行快速评估,基于国际原子能机构(IAEA)安全报告丛书第113号报告开发了多途径液态流出物排放所致公众剂量分级筛选评价模型,可实现放射性流出物在河流、湖泊、海洋及污水处理系统排放所致公众剂量由保守到现实的分级筛选评价。设定了“华龙一号”机组液态C-14流出物排放情景进行案例研究,并对不同评价模型的评价结果进行对比,结果表明了所开发筛选评价模型的可靠性。本研究提供了涉核设施液态流出物在多种排放途径下进行环境影响评价的评价思路与方法,可应用于核设施选址阶段的厂址筛选评价、核技术利用设施与中小型核设施环境影响的快速评价以及监管部门对核设施环境影响评价结论的独立审查等领域。

针对两种样品介质,通过试验和蒙特卡罗模拟不同质量厚度的天然和人工β放射性核素探测效率,分析探测效率、计数率、探测效率校正因子、探测效率的倒数与质量厚度的关系以及探测效率与能量关系。研究表明:⁴⁰K作标准源,需要用探测效率校正因子进行探测效率修正;²³⁴Th、²¹⁰Pb、²¹²Pb、²²⁸Ra、⁶⁰Co、⁹⁹Tc等β放射性测量,既要采用薄源法,又要利用探测效率校正因子修正;探测效率的倒数与质量厚度成线性关系,可以更优进行探测效率刻度;探测效率与β射线平均能量成指数关系;KCl和CaSO₄两种介质的β射线等效性较好,能够满足相关标准要求。

本研究基于地表空气中²¹⁰Pb活度浓度的基础数据,分析了²¹⁰Pb的活度浓度与日照、温度、相对湿度、气压、平均总云量、降雨量等气象参数的相关性,使用傅里叶级数完成了地表空气中²¹⁰Pb活度浓度的变化趋势预测。结果表明:地表空气中²¹⁰Pb的月平均活度浓度与温度、相对湿度、平均总云量和降雨量之间均存在很强的负相关性,与气压之间存在很强的正相关性,证实了使用傅里叶级数预测地表空气中²¹⁰Pb的活度浓度的可能性。在²¹⁰Pb的活度浓度谐波谱中,除波动周期为1年的最大谐波外,周期为5年的谐波也较为显著,但与温度、相对湿度、气压、平均总云量和降雨量等气象参数相比,周期性并不十分显著。傅里叶级数预测结果显示地表空气中²¹⁰Pb的活度浓度预测值与实测值的变化趋势大致吻合,但并不完全一致,在后续的研究中可考虑使用机器学习、神经网络等方法,以提升预测精度。

为了解电磁环境的时间、空间等长期、短期变化趋势,利用车载巡测开展了3项研究:一是2022年、2023年分别对北京市二环、三环、四环和五环4个环路开展30 MHz~6 GHz的电磁环境选频监测,获取20余万个点位数据,对各环路、不同制式基站等时间和空间年度变化情况进行了分析。发现总电场强度值由(1.34±0.85)V/m上升至(1.64±1.00)V/m,且电场强度值均为三环>二环>四环>五环,2023年5G基站电场强度值超过4G基站;空间分布看,2023年总热点区域明显多于2022年,五环热点少于其他环路,各环路东部和西部电磁环境水平相对较高。二是2024年对北京市环路开展了0.1 MHz~6 GHz昼间、夜间的车载巡测,提取频谱信息,对主要电磁辐射源占比进行了对比分析。发现各环路基站为占比最高的电磁辐射源。三是2023年和2024年对同一个5G电信基站分别开展了一天24小时的连续监测,对小时数据变化进行了对比分析。发现2024年全天小时均值基本上高于2023年,且由于2024年该基站夜间工作模式的调整,使得4∶00—7∶00时段的电场强度值由2023年的0.51 V/m变为2024年正常工作状态的2.27 V/m。

本文分析了2014—2022年间宁德核电厂周围环境空气中氚监测结果及变化趋势,对比分析了对照点监测结果、核电厂运行前本底调查结果以及国内其他核电厂的监测结果,并与宁德核电厂气载流出物中氚排放水平进行了相关性研究。分析结果表明,宁德核电厂周围监测点位空气中氚测值范围为<2.8~56 mBq/m³,厂址周围各点位空气中氚的活度浓度总体有升高的趋势,距离厂址最近的牛郎岗测值比其它点位高,并显著高于本底调查结果。各点位历年空气中氚监测结果与核电厂气载流出物氚排放呈强相关性,说明宁德核电厂周围环境空气中氚水平升高可能受到核电厂气载流出物氚排放的影响。

相对于单质碘来说,以甲基碘为代表的有机化合物是最难处理的放射性碘化合物。去除放射性甲基碘应用中,应用环境是决定吸附材料的关键因素:如高温、高湿、氮氧化物及运行时间等。通过文献调研,对不同应用环境下吸附材料去除气态放射性甲基碘研究现状进行了综述,以期为去除气态放射性甲基碘的功能化多孔材料的研发提供参考。

随着核技术的发展及核安全形势的变化,国际原子能机构发布更新的《核与辐射应急医学响应通用程序》(2024版)为各国应对此类紧急情况提供指导。2024版导则针对日益增长的恶意使用放射性物质的紧急情况做出了更详细的分类和应对措施,在考虑传统核设施事故的基础上对新的核技术应用做出一定思考和准备,在应急响应组织架构和资源配置方面更加注重灵活性和适应性。此外,2024版还充分吸收近年来应急响应技术和通讯技术的进步,对应急响应中的辐射监测、去污、通讯、剂量估算等方面进行优化和完善,并且充分吸收前苏联切尔诺贝利事故、日本福岛事故等的教训,针对公众心理支持和信息沟通共享中的问题做出了改进和完善。本文全面比较2024版导则与2005版在内容上的异同,突出新版导则做出的改进,旨在为国内相关指南的修订以及核与辐射应急工作的开展提供一定的参考借鉴。

分析了我国核电厂核事故应急终止决策策略和相关准备工作的现状,对照国际原子能机构(IAEA)一般安全导则《核与辐射应急终止的安排》(GSG-11)的指导意见和建议,结合我国国情和实际工作经验,提出了完善核电厂核事故应急终止决策策略的相关建议,旨在为提高我国核应急准备和响应能力、完善由事故应急状态到正常生产生活状态的过渡阶段的准备等工作提供参考。

简要介绍了一起因擅自更改便携式X射线透射仪用途导致工作人员受到超剂量照射的辐射事故。从事故经过、辐射源项分析、国内Ⅲ类射线装置现状及辐射事故统计、事故原因分析、经验反馈等方面对该起辐射事故进行了总结及经验反馈。

瞬时事故一般指瞬时放射性释放或极短时间内的放射性释放场景,采用传统连续点源弥散模型开展主控室可居留性后果评价并不合适,本文参考了瞬时烟团弥散的基本模型,结合核电厂的实际设计特点,得到了适用于瞬时事故情况下的主控室可居留性评价大气弥散模型,并基于某核电厂典型的瞬时事故工况开展模型应用,同时与传统连续点源弥散模型进行对比。结果表明:瞬时烟团模型更能表征瞬时释放事故的特点,且主控室的可居留性评价的大气弥散结果与事故初始烟团体积大小紧密关联,根据本文针对烟团初始体积的影响分析可知,释放源项总量相同的情况下,瞬时事故烟团体积越大,对于主控室可居留性后果影响越低。

以环氧树脂/固化剂双组分体系作为混凝土高完整性容器(HIC)的密封材料,对其固化体的性能进行了分析,并探究了其固化过程中的温度变化规律,确定了最大温升限值,并对该密封材料密封的混凝土HIC进行了跌落试验和剖切试验。结果表明,所选用的环氧树脂/固化剂双组分体系密封材料,对模拟的放射性废物具有良好的密封包容性能,与工程应用验证试验所使用的设备装置配合,可以满足混凝土HIC密封操作要求。

为阐明γ辐照和热耦合作用对缓冲材料吸附性能的影响,本文以内蒙古兴河县高庙子改性钠基膨润土为研究对象,采用批式法测定了γ辐照和热耦合作用前后¹³⁷Cs在钠基膨润土中的吸附分配系数。结果显示,在85~610 Gy/h的剂量率范围和0.28~0.74 MGy的累积剂量范围内,γ辐照和热同时作用的实验条件可增强钠基膨润土对¹³⁷Cs的吸附能力,钠基膨润土对¹³⁷Cs的分配系数随剂量率的增大逐渐增大,较未辐照原土增量在38.5%至46.8%之间。但在更高剂量率(2.9 kGy/h)下增量平均值回落至33.7%。在0.28~5 MGy区间未发现显著的累积剂量效应。在此基础上,建立了高放废物地质处置库核素释放、迁移和剂量估算试评价模型,使用GoldSim安全评价软件和试验所得钠基膨润土的分配系数,模拟计算¹³⁵Cs在参考景象下的释放率和辐射影响,结果表明,膨润土受到来自废物体的辐照后可将¹³⁵Cs的近场释放率峰值时间推迟约6 000 a,峰值降低约27%。

随着医疗X射线诊断技术的发展,对非铅基环境友好型X射线屏蔽材料的需求正日益增加。通过熔融共混制备了热塑性硫化橡胶(TPV)与WO₃或Gd₂O₃或Bi₂O₃的新型复合屏蔽材料,随后对复合屏蔽材料进行微观性能表征。扫描电子显微镜(SEM)、傅立叶变换红外光谱(FT-IR)和X射线衍射仪(XRD)结果表明:功能颗粒均匀分散到基体中,无明显团聚;功能颗粒未与基体间形成化学键;并且晶体结构也未发生改变。力学性能测试表明:TPV/WO₃性能最优,在100∶100质量掺杂比下拉伸强度仍然可达4.65 MPa,断裂伸长率为544.76%,邵氏硬度为73 HA。对100 kV管电压X射线的屏蔽试验结果表明,厚度为2 mm的掺杂Gd₂O₃或WO₃复合材料均可达到Ⅰ级铅当量防护标准(0.25 mmPb),其中掺杂WO₃的可达0.33 mmPb。MCNP模拟X射线透射率结果与试验结果基本吻合,并表明Gd₂O₃和WO₃的X射线能量吸收范围位于Pb的“弱吸收区”,可弥补其不足。综上,该组屏蔽材料对100 kV管电压的X射线表现出良好的防护性能,在核医学和核军工等领域具备应用潜力。

分析受检者接受胸部后前位(PA位)数字X射线摄影(DR)的入射体表空气比释动能(K_a,e)及其影响因素,探讨合理的控制措施。选择杭州市有代表性的19家监测点医疗机构的22台DR机,利用热释光探测器测量1 055例接受胸部PA位DR摄影受检者的K_a,e;采用秩和检验方法分析不同年龄组受检者K_a,e的差异;采用Kruskal-Wallis检验方法分析不同等级医疗机构和不同厂商设备的K_a,e差异。结果显示,三级医院同年龄组摄影所致受检者的K_a,e低于其他级别医疗机构(H=93.280, P<0.05);进口DR机摄影所致受检者的K_a,e明显低于国产DR机(H=145.373, P<0.05);不同年龄组受检者K_a,e存在差异(H=68.667, P<0.05);本地胸部PA位DR摄影所致2~≤5岁、＞5~≤10岁、＞10~≤15岁、>15岁(成人)4个年龄组受检者诊断参考水平DRL分别为140.74 μGy、148.52 μGy、169.52 μGy、216.89 μGy,有必要建立不同年龄段受检者的DRL;杭州市胸部PA位DR摄影所致成人受检者DRL虽然已低于国家标准的推荐值,但仍有进一步下降的空间。

为了有效防护介入诊疗操作人员的皮肤防护问题,本文研制了一种纳米氧化铋软膏剂实现对介入诊疗中放射性皮肤损伤的保护作用。通过大鼠模型评估纳米氧化铋软膏对40 Gy X射线照射后急性皮肤损伤的预防作用;通过全身照射小鼠造血系统损伤模型,观察该软膏剂对4 Gy γ射线造成的血液系统损伤的预防作用。针对¹²⁵I在植入放疗的辐射防护问题,通过单光子发射计算机断层扫描仪(Micro-SPECT/CT)成像,比较不同组别小鼠¹²⁵I的射线透过率。结果表明,氧化铋软膏对急性放射性皮肤损伤以及全身照射造成的血小板减少以及股骨有核细胞降低均有显著预防作用。另外,Micro-SPECT/CT扫描结果显示纳米氧化铋软膏对小鼠体内植入¹²⁵I产生的γ光子也有很好的辐射屏蔽作用。