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2019年 第39卷 第5期 刊出日期:2019-09-15
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  • 核与辐射事故应急准备与对策
    核电厂应急监测计划的关键问题及探讨
    黄彦君,贺毅,上官志洪,陈超峰,赵锋
    辐射防护. 2019, 39(5):  355-364. 
    摘要 ( 28 )   PDF (845KB) ( 19 )  
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    应急监测计划是核电厂应急计划的重要支持性文件,是核电厂应急监测准备和响应的重要依据。本文从核电厂事故应急监测方案、监测方法、监测设施设备配置、应急监测响应、监测能力的保持、质量保证等关键问题进行分析研究,提出相关建议,为核电厂应急监测计划的制订提供参考。
    辐射防护监测
    燃料组件破损情况下压水堆核电站的辐射防护监测和控制
    杨俊武,周良发,高兴,伦振明,刘强,周智慧,徐强,李魏
    辐射防护. 2019, 39(5):  365-371. 
    摘要 ( 10 )   PDF (7578KB) ( 7 )  
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    本文介绍了燃料组件破损情况下,核电站功率运行和换料大修期间气态裂变产物的控制方案和人员防护措施,以及这些防护措施在岭澳核电站2号机组第六次大修(L206)的实施情况,并对空气污染、α核素污染的监测数据进行了分析和评价。
    放射性气载流出物取样代表性分析
    杨川,何泽银,张坤,殷时蓉,孙世政
    辐射防护. 2019, 39(5):  372-378. 
    摘要 ( 14 )   PDF (5764KB) ( 9 )  
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    为获取核设施放射性气载流出物单点连续监测取样位置,提出基于随机轨道模型(DRW)的气-固多相湍流耦合方法求解代表性取样区域。借助k-epsilon湍流模型模拟连续相,并引入离散颗粒模型(DPM)模拟离散相,建立基于DRW模型的排风管道内流道气-固多相湍流耦合计算模型,计算了核设施气载流出物在管道内流道流场分布规律,分析了内流道流体气旋角、气流速度、示踪气体浓度、气溶胶粒子浓度与管道高度间的关联关系。分析结果表明,随着截面高度的增加,气旋角、气流速度变异系数(COV)、示踪气体浓度COV及示踪气体浓度最大值与平均值的偏差逐渐降低并趋于稳定,气溶胶粒子浓度COV在截面6与截面8满足取样代表性要求;基于计算流体动力学方法可快速地确定出代表性取样位置,为气载流出物单点取样现场试验提供了理论参考依据。
    辐射防护评价
    海岛核电对岛屿非人类物种辐射影响及风险研究
    郝睿,赵锋,沙向东,江君
    辐射防护. 2019, 39(5):  379-385. 
    摘要 ( 9 )   PDF (1200KB) ( 4 )  
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    海岛核电厂址是目前国内核电厂址选择的重要方向之一。《环境影响评价技术导则 核电厂环境影响报告书的格式和内容》(HJ 808—2016)中明确要求估算核电厂对非人类物种的辐射剂量。本文利用国内某海岛核电厂气态设计排放源项,采用ERICA程序,结合海岛生态本底调查结果,估算了核电厂气载放射性流出物对海岛生物的辐射影响和辐射风险,并进行了海岛生物的“三关键”分析。结果表明,核电厂对海岛各生物的辐射剂量率小于欧盟推荐的筛选值10 μGy/h,总体辐射风险较小。针对ERICA程序中部分参数(如剂量率转换因子和核素转移系数)的适用性问题,提出了今后须重点研究的方向。
    辐射防护方法
    压制去污剂对混凝土表面放射性污染粉尘清除效果测试方法研究
    王静,李坚,吕林梅,赵莉
    辐射防护. 2019, 39(5):  386-390. 
    摘要 ( 11 )   PDF (1845KB) ( 5 )  
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    在分析多种表面放射性污染清除效果测试方法的测试原理、技术特点以及表面适宜性的基础上,提出了一种适用于混凝土表面放射性污染粉尘清除效果的测试方法。识别并研究了影响测试结论的关键试验控制要素;揭示了去污剂用量、粉尘用量等试验因素对清除效果测试的影响规律,得出试验要素控制原则及方法。
    压水堆核电厂压力容器开盖时刻主冷却剂放射性浓度控制要求研究
    黄倩倩,吕炜枫,熊军
    辐射防护. 2019, 39(5):  391-395. 
    摘要 ( 10 )   PDF (1357KB) ( 4 )  
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    压水堆核电厂停堆开盖时刻主冷却剂放射性浓度限值是核电厂的重要设计参数。本文基于停堆开盖后厂内辐射风险来源分析,建立了适用于压水堆核电厂停堆压力容器开盖时刻主冷却剂中的放射性浓度控制值评估方法,并采用欧洲第三代压水堆技术方案(EPR)堆型核电厂的设计参数对建立的方法进行了验证。验证结果表明:基于此方法得出的停堆开盖限值与EPR堆型核电厂原设计较接近。
    放射性废物管理
    放射性废离子交换树脂高温裂解处理技术研究
    徐卫,张禹,褚浩然,侯伯男
    辐射防护. 2019, 39(5):  396-402. 
    摘要 ( 6 )   PDF (6350KB) ( 3 )  
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    通过热重实验以及台架试验,进行了废阴/阳离子交换树脂的高温裂解处理技术研究。结果表明,通过电磁感应加热反应器中的金属球并辅助搅拌,可以实现树脂的高温裂解。相比于氮气和水蒸气,空气是更合适的反应气氛。在空气氛围下,当树脂处理量为1 kg/h时,设定空气流量2 m3/h,反应温度600 ℃~700 ℃,添加剂选择CuSO4·5H2O,阴/阳离子交换树脂经本裂解工艺处理,废物残留率分别为8%和12%左右,两种树脂最终的裂解残留率可以达到3%~5%左右,可以实现较为彻底的裂解反应。阴离子和阳离子交换树脂的裂解反应有明显的区别,其中阴离子交换树脂热敏性更高,裂解需要的温度和空气流量更低,但反应更剧烈,烟气量更大。
    近场核素释放率对缓冲材料参数的敏感性研究
    凌辉,王驹,刘月妙,高玉峰,陈伟明,佟强
    辐射防护. 2019, 39(5):  403-409. 
    摘要 ( 7 )   PDF (7228KB) ( 3 )  
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    缓冲材料对高水平放射性废物(高放废物)地质处置库的安全至关重要。本文在处置库关闭后预期演变情景分析的基础上,运用蒙特卡罗随机模拟方法,对缓冲层厚度、缓冲材料密度、核素在缓冲材料中的分配系数这三个参数进行敏感性分析。结果表明,处置库关闭后1 000 a内,近场核素释放率对缓冲层厚度较敏感,超过1 000 a 后敏感性较低;近场核素释放率对缓冲材料密度不敏感;核素在缓冲材料中的分配系数不断提升的情况下,对应的参数敏感度也逐渐加大。上述敏感性分析结果可为缓冲材料工程设计提供参考。
    超临界水氧化处理核电站废阴离子交换树脂研究
    潘跃龙,张志东,柴涛,高亚华,兰树仁,刘玉存
    辐射防护. 2019, 39(5):  410-415. 
    摘要 ( 11 )   PDF (2933KB) ( 4 )  
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    在间歇式超临界水氧化(SCWO)设备中,对粉碎处理后的阴离子交换树脂水悬浮液在超临界条件下进行了氧化降解处理。实验研究了反应温度、反应压力、反应时间、过氧系数对COD去除率的影响,同时考察了催化剂种类、反应压力和反应温度对氨氮去除率的影响。通过正交试验,得到主要因素对处理效果影响的显著程度排序为:反应温度>反应压力>反应时间>过氧系数。结果表明:在反应温度540 ℃、反应压力26 MPa、反应时间8 min、过氧系数3的条件下,COD去除率为99.65%。针对阴离子树脂中NH3-N含量高难以去除的问题,选用不同的催化剂CuSO4、MnO2、CeO2添加到反应体系中,结果表明对NH3-N的氧化效果顺序为CuSO4>CeO2>MnO2,对NH3-N的最高降解率达到96.53%。
    树脂超临界水氧化反应器设计及数值模拟
    张志东,池翔宇,潘跃龙,何军山,王乃华
    辐射防护. 2019, 39(5):  416-422. 
    摘要 ( 7 )   PDF (8547KB) ( 2 )  
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    超临界水氧化技术是处理废树脂的途径之一,能够快速、有效处理核电站产生的含放射性核素的废离子交换树脂。本文提出了一种新型的超临界水氧化反应器,并采用计算流体动力学方法,建立了以多孔介质模型为基础的树脂颗粒非均相反应与均相反应耦合的反应器模型,对其中的流动、换热及化学反应过程进行了数值模拟研究。结果表明,各工况下有机物均完全转化为二氧化碳,各工况均能满足生产要求;随加热功率增加,反应物料出口温度、流域最高温度、压降与出口速度均逐渐增加。
    放射性物质运输安全
    高燃耗对乏燃料贮存和运输的影响研究
    洪哲,詹乐昌,刘卓,张鸥,张敏,刘新华
    辐射防护. 2019, 39(5):  423-428. 
    摘要 ( 6 )   PDF (4776KB) ( 2 )  
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    本文对高燃耗对乏燃料包壳结构完整性的影响进行了分析。探讨了影响包壳结构完整性的重要温度限值,即燃料包壳温度限值、包壳溶解温度以及韧脆转变温度(DBTT)。给出了分析包壳结构完整性的方法,对拟在干式贮存设施内贮存超过20年的容器性能及贮存后运输时乏燃料组件的结构完整性进行了分析,并给出了相关建议。
    医疗照射与防护
    湖南省数字X射线摄影设备(DR)主要检查类型所致受检者剂量水平调查
    朱国祯,李植纯,葛良全,陈东辉,许志勇,谭雄,彭俊哲,曹真伟
    辐射防护. 2019, 39(5):  429-433. 
    摘要 ( 17 )   PDF (1573KB) ( 7 )  
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    为了解湖南省X射线摄影设备(DR)6种主要检查部位不同的投照方位所致受检者的剂量水平,采用典型抽样法,在省内选取967例受检者作为调查样本,对常用的几种投照类型所致受检者的剂量进行调查。结果表明,湖南省内X射线摄影设备(DR),在腰椎前后位投照(AP)、腰椎侧位投照(LAT)、骨盆前后位投照(AP)、髋关节前后位投照(AP)、胸部后前位投照(PA)、胸部侧位投照(LAT)、胸椎前后位投照(AP)、胸椎侧位投照(LAT)、头颅后前位投照(PA)、头颅侧位投照(LAT)等部位投照时,所致受检者剂量的典型值分别为3.9、5.7、2.5、3.8、0.3、0.7、1.3、3.0、 0.7和0.7 mGy。无自动曝光控制(AEC)时,DR在胸部PA、胸部LAT摄影时所致受检者的剂量的平均值分别为0.77 mGy和1.44 mGy,有AEC时,DR在胸部PA、胸部LAT摄影时所致受检者的剂量的平均值分别为0.27 mGy和0.56 mGy。湖南省X射线摄影设备(DR)6种主要检查部位不同的投照方位所致受检者的剂量低于GB 18871—2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》给出的典型成年受检者X射线摄影的剂量指导水平。在一定程度上, AEC能优化受检者在X射线摄影检查中受到的辐射剂量。
    核与辐射防护公众参与
    湖南省某高校大学生核应急知识认知调查研究
    李娟,李桂丽,刘羽菲,李蕊,岳小乔,黄波
    辐射防护. 2019, 39(5):  434-438. 
    摘要 ( 8 )   PDF (1582KB) ( 8 )  
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    通过采用自行设计的问卷调查某高校342名大学生,了解大学生核应急知识认知程度。该校大学生核应急相关知识得分较低(45.6±11.3分),仅19.30%掌握。除户籍外,性别、年龄、专业不同大学生的核应急知识掌握程度和日本核泄漏担心程度不同;除年龄外,性别、专业、户籍不同大学生对我国核电站分布知晓情况不同;性别、户籍不同大学生对核事故关注程度不同;年龄、户籍不同大学生对学校核应急培训兴趣程度不同。应采取有效的方法来提高大学生核应急知识认知,面对核事故时能采取正确的防护方式。
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