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    1. 现场校准用便携式X射线照射装置的优化设计及辐射特性研究
    徐阳, 林敏, 高飞, 倪宁, 张曦
    辐射防护    2021, 41 (2): 97-104.  
    摘要115)      PDF (5751KB)(85)   
    中国原子能科学研究院计量测试部研制了一款用于校准现场固定式X、γ辐射剂量仪的便携式X射线照射装置。首先利用蒙特卡罗软件建立模型,对出射口准直光阑结构进行优化设计,随后,对所建参考辐射场射束范围、均匀性及散射辐射进行模拟计算,并利用TW32005电离室进行了实验验证。在本研究所选辐射质、管电流及参考点-焦斑距离条件下,所建立的辐射场能量范围为60~164 keV,空气比释动能率在0.08~565 mGy/h,周围剂量当量率在0.13~892 mSv/h,为后续利用便携式X射线照射装置开展现场校准技术研究奠定了基础。结果表明,经优化设计后的准直光阑在满足准直限束需求的同时有效减轻了自身重量,便携式X射线参考辐射场特性满足GB/T 12162.1—2000要求,验证了所建模型的正确性及蒙特卡罗方法用于便携式X射线参考辐射场特性研究的有效性。
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    2. 土壤中238U、226Ra、210Pb、210Po在3种蔬菜中的转移及食用后剂量估算
    梁国帅, 陈柏迪, 陈志东, 邓飞
    辐射防护    2021, 41 (3): 229-236.  
    摘要100)      PDF (6019KB)(65)   
    研究了广东地区受铀矿污染的土壤中生长的芥菜、大白菜、苋菜的根、茎、叶中238U、226Ra、210Pb、210Po的含量分布情况,其中根为主要富集部位;3种蔬菜的转移系数皆在10-3~10-2水平,芥菜的238U和226Ra的转移系数之间存在相互影响,大白菜的210Pb和210Po的转移系数之间也存在相互影响关系;对公众每食入1 kg蔬菜所产生的待积有效剂量做了初步估算,238U贡献的剂量为0.001~0.105 μSv,226Ra为0.004~0.576 μSv,210Pb为0.019~0.646 μSv,210Po为0.010~1.30 μSv。
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    3. Evaluation of activated area in the electrostatic accelerator facilities
    K. Masumoto, H. Matsumura, T. Miura, G. Yoshida, A. Toyoda, H. Nakamura, K. Bessho, T. Nakabayashi, F. Nobuhara, K. Sasa, T. Moriguchi, H. Tsuchida, S. Matsuyama, M. Matsuda, A. Taniike
    辐射防护    2021, 41 (2): 145-150.  
    摘要90)      PDF (682KB)(50)   
    In order to clear the activated area in electrostatic accelerator facilities, four accelerator facilities were selected and typical neutron emission experiments were performed. Neutron flux during operation and induced activity caused by charged particles on the accelerator and its surrounding area after irradiation were measured. Also the monitored neutron flux and calculated value by Monte Carlo calculation using PHITS code were compared. It was confirmed that the results between calculated data and measured data showed the good agreement with each other. Finally, it was concluded that we have to take care the activation of beam line and target. But, it is not necessary to treat accelerator tank, surrounding materials, and building concrete as radioactive materials in case of decommissioning.
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    4. TDCR液闪分析仪Hidex 300SL和SIM-MAX LSA3000在β核素测量中的性能比较
    张辉, 杨永刚, 马彦, 戴雄新
    辐射防护    2021, 41 (2): 105-111.  
    摘要87)      PDF (4961KB)(51)   
    本实验通过对不同活度样品的测量比较了两台TDCR液闪分析仪(Hidex 300SL和SIM-MAX LSA3000)在性能上的差异。结果表明:SIM-MAX LSA3000的本底和最小可探测活度更低,在低活度样品的测量上占有优势;用TDCR淬灭校正法对常规活度样品进行测量,两台液闪分析仪测量误差都小于1.5%,不确定度(k=2)小于2%,准确性均良好。对于计数率大于1×105 cpm的高活度的样品,两台液闪分析仪的测量结果均偏大,但SIM-MAX LSA3000偏大更加明显。
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    5. 氡浓度对气溶胶监测仪判断限的影响及分析
    张富国, 张志龙, 杨屹, 傅翠明
    辐射防护    2021, 41 (2): 119-123.  
    摘要81)      PDF (2502KB)(69)   
    环境中氡浓度水平对气溶胶监测仪的判断限会有所影响,本文以中国辐射防护研究院氡及子体发生系统为基础,通过改造并分别搭载国内外六台气溶胶监测仪对其进行了探究。根据实验数据给出了按照气溶胶监测仪的监测模式选用氡浓度与其判断限的相关关系建议:单次测量模式和固定式累积测量模式的气溶胶监测仪判断限与氡浓度存在线性关系,移动式累积测量模式的气溶胶监测仪判断限与氡浓度平方根为幂函数拟合关系。
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    6. 地表水和底泥中90Sr的含量及相关性分析
    李周, 李鹏翔, 马旭媛, 宋沁楠, 韩玉虎, 任晓娜
    辐射防护    2021, 41 (2): 129-132.  
    摘要79)      PDF (965KB)(42)   
    为研究放射性核素的迁移规律,本文对中国不同地区共计62组地表水和配对底泥中90Sr的含量数据进行了统计分析。结果表明,两种介质中90Sr的含量呈现一定的线性关系,但整体上相关性不是很强,且未发现区域性规律。文中进一步讨论了影响两者相关性的原因,并对后续研究工作提出建议。
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    7. 基于ICRP 141号报告模型计算吸入241Am后的排泄份额及剂量的对比分析
    陈倩兰, 骆志平, 刘森林
    辐射防护    2021, 41 (3): 193-200.  
    摘要73)      PDF (12877KB)(89)   
    依据更丰富的受照人员实测数据,以国际放射防护委员会(ICRP)141号报告呼吸道模型及系统模型为代表的新模型及剂量转换系数相比旧模型及剂量转换系数具有更高可信度。对于目前超铀核素吸入后的基于间接测量的内照射评价来说,新、旧模型带来的计算结果的异同很重要。本文基于ICRP 141号报告为代表的新生物动力学模型建立超铀核素的滞留、排泄份额计算程序,并分别对工作参考人吸入S、M、F类241Am气溶胶(AMAD 5 μm)后的尿、粪排泄份额进行新、旧模型计算值对比,发现了新、旧模型计算值的显著差异,且基于尿、粪样中241Am估算有效剂量上,新、旧模型计算结果的差异也显著。基于尿粪的间接测量的内照射评价标准后期可视情况根据新模型计算值进行修订。
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    8. 核电站低放废物集中减容处理技术探讨
    郑伟, 王朝晖, 林鹏, 周东升, 乔宝权, 邹利平, 刘夏杰
    辐射防护    2021, 41 (4): 295-301.  
    摘要73)      PDF (1033KB)(62)   
    本文简述了国内核电站放射性废物的管理现状及对废物高效减容的迫切需求。针对放射性废物减容的需求,对国内外高效减容工艺技术开展调研,分析各种工艺的技术特征,对兼顾经济与环保效益的放射性废物集中减容处理技术进行探索,发现等离子体处理技术具备明显优势,提出了一种组合减容技术路线,为国内放射性废物管理工作提供参考。
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    9. 乏燃料操作大厅的剂量场随屏蔽水位的变化研究
    杨腊腊, 刘省勇, 杨煦, 高拥军, 陈秋炀, 张文利
    辐射防护    2021, 41 (2): 112-118.  
    摘要68)      PDF (8972KB)(45)   
    在乏燃料水池完全丧失冷却能力和补水的事故工况下,压水堆核电厂乏燃料操作大厅内的剂量率将随着乏燃料水池水位的降低逐渐升高。本文以一典型压水堆核电厂的乏燃料水池为研究对象,采用QAD-CGGP程序,计算并分析了乏燃料操作大厅内的剂量场分布及其随水位的变化规律。计算结果表明:(1)在3.786~7.736 m水层厚度范围内,操作平台处的剂量率随水层厚度的变化不明显;(2)乏燃料水池上方的剂量率峰值位于高密格架区域上方;(3)在3.436~4.736 m水层厚度范围内,乏燃料水池上方的剂量率峰值在0.914~288 μSv/h范围内变化,并随着屏蔽水层厚度的减小呈指数递增趋势,且操作平台处剂量点的剂量率均满足乏燃料操作大厅辐射分区要求;(4)满足乏燃料操作大厅辐射分区要求所需的最低水位为+15.77 m。
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    10. N-乙酰半胱氨酸对HT22细胞辐射诱导氧化应激及增殖和凋亡的影响
    黄越, 陈乃耀, 赵辉, 闫振宇, 张海霞, 赵雪聪, 张丁平
    辐射防护    2021, 41 (2): 165-173.  
    摘要67)      PDF (3311KB)(28)   
    为探讨N-乙酰-L-半胱氨酸(N-acetylcysteine, NAC)对辐射相关氧化应激和海马神经元HT22细胞的增殖及凋亡的影响。首先选用不同剂量(0、2、4、6、8、10、12 Gy)的X射线分别照射HT22细胞,筛选出最佳照射剂量(10 Gy),然后进行实验分组:空白对照(Control)组,单纯照射(RT)组,照射+NAC(RT+NAC)组,照射后继续培养24 h后,CCK-8法检测细胞增殖、AnnexinV/PI双标记流式细胞术检测细胞凋亡情况;DCFH-DA荧光探针检测细胞内活性氧(reactive oxygen species, ROS)水平以评估细胞内氧化应激程度,比色法测定细胞内谷胱甘肽(glutathione, GSH)、丙二醛(malondialdehyde, MDA)含量、超氧化物歧化酶(superoxide dismutase, SOD)活性,Western blot检测Cleaved caspase-3、Bax、Bcl-2蛋白表达变化。结果表明,(1)2 Gy的照射对细胞增殖的影响不明显,当辐射剂量大于2 Gy时,随着辐射剂量的增高,HT22细胞增殖率明显降低(p<0.05);辐射剂量达10 Gy时,细胞增殖抑制率接近50%,因此将10 Gy作为实验最佳辐射剂量。(2)给予10 Gy X射线照射前给予NAC预处理可明显增加HT22细胞的增殖率(p<0.01)。(3)给予10 Gy X射线照射可明显增加细胞内ROS、MDA含量(p<0.01),减少细胞内GSH含量和SOD的活力(p<0.01),促进凋亡蛋白Bax、Cleaved-caspase-3的表达(p<0.01),细胞凋亡率显著增加(p<0.01);NAC可减少照射后细胞内ROS和MDA含量(p<0.01),提高GSH水平及SOD活性(p<0.01),显著减少凋亡蛋白的表达和细胞凋亡。以上结果表明NAC可抑制辐射相关氧化应激,减少辐射对HT22细胞增殖抑制,减少细胞凋亡。
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    11. 蒙特卡罗模拟在预测稀土尾渣辐射水平的应用
    王攀, 曾志伟, 张庆贤, 杨明理, 初旭阳
    辐射防护    2021, 41 (3): 205-209.  
    摘要65)      PDF (951KB)(85)   
    为了评估稀土尾渣的辐射水平,本文以典型的独居石选冶生产稀土后产生的含钍尾渣作为研究对象,应用蒙特卡罗模拟方法来计算桶装含钍尾渣周围的空气吸收剂量率。模拟计算结果与实测结果比较相对偏差均未超过20%,表明用蒙特卡罗模拟方法来预测稀土尾渣辐射水平是可行的。
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    12. 基于数字多道NaI(Tl)探测器的死时间研究
    闫洋洋, 江灏, 蔺常勇, 梁英超, 代传波, 廖武, 陈祥磊
    辐射防护    2021, 41 (3): 201-204.  
    摘要63)      PDF (1420KB)(46)   
    在放射性测量中,有时候需要对计数率进行精确的测量,因此需要对探测器死时间效应进行修正处理。本文基于DMCA-iCore数字化多道模块,从理论出发分析了数字多道NaI(Tl)探测器产生死时间效应的原因,得出数字多道死时间也服从扩展型分布的结论;同时根据牛顿迭代法推导了死时间修正函数,在计数率较高、探测器死时间较大时该修正函数依然有较好的修正效果。基于双源法测试了系统的死时间,死时间t=20.6 μs,最后在137Cs标准剂量场中对NaI(Tl)探测器进行了测试,进一步证明了修正方法的有效性。
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    13. 甘肃省集中式饮用水水源放射性水平调查(2017—2018年)
    王福军, 张谈贵, 王海山, 方鹏, 郝建国, 王举鹏, 任坤贤, 赵家宁, 马宏达, 魏晋祥, 梁晓烨, 杨琨
    辐射防护    2021, 41 (2): 133-137.  
    摘要63)      PDF (902KB)(26)   
    为了掌握甘肃省地级市(州)集中式饮用水水源放射性水平,分别于2017、2018年对全省地级市(州)22个集中式饮用水水源地样品中的总α、总β、U、Th、226Ra放射性浓度进行了调查。结果表明, 所调查集中式饮用水源地水体中放射性核素浓度与20世纪80年代全国放射性本底调查时当地环境天然本底水平相近。
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    14. 水中总α、总β放射性测量方法探究
    唐桦明, 张玮亮, 罗海恩, 韩帅帅, 杨冠东
    辐射防护    2021, 41 (4): 321-326.  
    摘要63)      PDF (2735KB)(62)   
    利用低本底α、β测量仪研究影响水中总α、β放射性活度浓度测量的实验因素。通过一系列对比实验,获得样品放置时间、水样的贮存时间和贮存温度、样品制备方式等条件对实验结果的影响。结果表明:井水、自来水、地下水等水体内溶解的氡和红外线加热可能对水样残渣的计数产生干扰,样品制备完毕后,宜在室温且干燥环境下静置至少3小时后再进行上机测量;水样在密封贮存的情况下,贮存温度和时间对水样的总α、总β放射性活度无显著影响;采用现行国标推荐的硫酸酸化水样的方法可以有效避免样品可能存在的吸潮现象,减少实验误差。
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    15. 三代压水堆内陆厂址放射性流出物排放问题及改进建议
    刘红坤, 董亮, 刘妍, 唐辉
    辐射防护    2021, 41 (2): 174-180.  
    摘要61)      PDF (1064KB)(51)   
    由于内陆厂址受纳水体容量有限,使得核电内陆厂址面临的一个关键问题就是液态流出物排放。本文通过对比分析三代压水堆内陆厂址液态流出物排放与现有排放国家标准要求,发现三代压水堆两项指标不能满足内陆厂址要求,即除氚、14C外其他放射性核素和氚排放均不能满足内陆厂址要求。针对除氚、14C外其他放射性核素排放,建议增加化学絮凝、离子交换床和反渗透装置以满足100 Bq/L的排放要求。针对氚排放,通过调整排放方式能满足2台机组氚排放要求,使得下游1 km处氚浓度不超过71 Bq/L;多机组内陆电厂的氚排放建议利用联合电解催化交换(CECE)和水精馏(WD)技术,以达到分离氚的目的。
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    16. 阳江核电厂放射性固体废物最小化实践和探索
    姚志猛, 朱剑锐, 冯金才, 邹晓炜, 刘资平, 李新贤
    辐射防护    2021, 41 (2): 151-156.  
    摘要61)      PDF (911KB)(33)   
    本文总结了阳江核电厂放射性固体废物最小化的实践和经验。通过实施高整体容器(HIC)废物处理工艺、放射性可燃废物外运焚烧等废物最小化管理措施,从设计、技术、管理等方面分析了核电厂固体废物最小化措施的成效和不足,提出了进一步改进核电厂放射性废物管理工作的建议。
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    17. 基于束流环形高斯模型对上海硬X射线自由电子激光装置的束流刮束器进行活化分析
    徐玉海, 王光宏, 陈思, 李哲夫, 谷端, 王孝娃
    辐射防护    2021, 41 (2): 124-128.  
    摘要55)      PDF (4135KB)(26)   
    在建的上海硬X射线自由电子激光装置(Shanghai HIgh repetition rate XFEL aNd Extreme light facility,SHINE)的加速器隧道内,采用束流刮束器刮掉束晕外围张角比较大的电子,刮束器的束流损失率为0.1‰。本文采用蒙特卡洛程序FLUKA,用SOURCE程序实现电子束在3σbeam外的高斯分布,以尽量真实模拟电子在束流刮束器处的丢失情况,解决了低功率刮束情况下蒙特卡洛模拟无统计性结果的难题。利用束流环形高斯模型对刮束器的活化进行了分析,结果表明环形高斯模型可以更真实地再现电子在束流刮束器的丢失情况;5年运行后距刮束器30 cm处的剩余剂量率达到了数百μSv/h至数mSv/h,和国外类似装置计算结果相当;通过对放射性核素的种类分析,结果证明刮束器(钨)的放射性废物处置难度不大。
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    18. ICRP 146号出版物 《重大核事故情况下人与环境的放射防护》内容摘要
    辐射防护    2021, 41 (2): 104-104.  
    摘要53)      PDF (525KB)(25)   
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    19. 目录
    辐射防护    2021, 41 (4): 0-0.  
    摘要53)      PDF (187KB)(58)   
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    20. 铀煤叠置矿区对煤矿开采环境氡影响的探讨
    冀东, 刘颖, 苏晓书, 李元岗, 周炬
    辐射防护    2021, 41 (2): 138-144.  
    摘要52)      PDF (7591KB)(9)   
    在我国内蒙地区赋存了大量铀煤共生矿床,形成铀煤叠置区。在先铀后煤采冶过程中,铀矿含水层残留放射性核素衰变产生的氡会随着地下水及矿区地下孔隙发生渗流、扩散进入煤矿开采工作面。为分析这一现象的辐射影响,运用CFD数值模拟技术,对气液两相氡渗流、扩散所致煤矿工作面的辐射影响进行了模拟。结果表明:随着煤矿床的掘进,导致工作面附加氡活度浓度在263.22~645.54 Bq/m3之间,需采取加强通风、封堵等措施降低氡浓度对煤矿开采作业人员的附加影响。
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    21. 钚作业人群流行病学研究进展
    古晓娜, 王仲文, 刘占旗, 苏丽霞
    辐射防护    2021, 41 (4): 289-294.  
    摘要52)      PDF (953KB)(41)   
    随着核技术的发展,钚逐渐成为核燃料系统中的主要核素,从事钚作业的人员逐年增加。但钚的健康效应尚需要进一步的明确。世界上一些核大国针对钚接触的工作人员的健康效应做了一些流行病学研究。不同设施的钚作业人员的研究结果不尽相同。前苏联Mayak工作人员的钚内照射剂量相对较高,其队列研究具有足够的统计能力;而美国、英国低水平钚辐射暴露的队列研究尚未确认剂量与效应的关系。钚作业人群的流行病学研究的可靠性取决于器官剂量估算的准确性。我国关于钚作业人员的健康效应的研究与世界上其他核大国还有一定的差距。本文就国外核大国关于钚作业人群的流行病学研究进展进行综述,期望为我国开展钚作业人员的远后健康效应研究提供思路。
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    22. 某近地表处置场废物处置码放工艺优化研究
    王杰, 高彦锋, 圣锋, 董志强
    辐射防护    2021, 41 (2): 157-164.  
    摘要49)      PDF (19612KB)(9)   
    针对我国西南某近地表处置场原设计码放方案在实际应用中存在诸如处置单元容积利用率降低等相关问题,本文对原设计码放方案进行了介绍并提出了新的码放设计方案,又从施工成本、码放耗时、辐射剂量和国外同类处置场码放方式四个方面对优化后的码放方案进行了效果分析和对比。分析对比结果表明,经优化后的码放方案较原设计方案更切合实际处置需求,处置单元容积利用率得到显著提高,个别优化码放方案已获得成功实践应用,并取得预期设计效果。
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    23. 辐射事故应急预案管理现状及对策研究
    张彦, 杨端节, 乔清党, 张少君
    辐射防护    2021, 41 (3): 260-263.  
    摘要47)      PDF (933KB)(44)   
    针对我国辐射事故应急预案管理现状,重点梳理了预案管理在层级定位、管理办法、编制要求、导则标准、预案质量等方面存在的薄弱环节,提出了相关对策建议,为各级监管机构进一步加强预案管理工作提供参考和借鉴。
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    24. 目录
    辐射防护    2021, 41 (2): 0-0.  
    摘要45)      PDF (191KB)(61)   
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    25. 我国开展的辐射环境水平调查现状与展望
    陈前远, 杨维耿, 赵顺平, 郑惠娣, 陈彬, 宋伟刚
    辐射防护    2021, 41 (6): 481-487.  
    摘要45)      PDF (947KB)(54)   
    为评估开展第二次全国辐射环境水平调查的必要性,本文详细调研和统计了全国天然放射水平调查开展以来,历次辐射环境水平调查所涉及的监测对象(介质)、监测项目及点位覆盖情况。经对比分析发现,我国辐射环境水平调查存在空气和生物介质调查数据偏少、人工放射性核素调查不充分、海洋环境监测覆盖面不足、氡浓度调查不受重视和水体放射性水平调查需要进一步夯实等不足之处;我国辐射环境水平调查下一步的工作应以数据库建库,以及针对上述不足补充开展单项调查为重点,待时机成熟后再启动第二次全国性综合调查。
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    26. 低剂量辐射对小鼠肠道损伤的影响
    胡昌坤, 张雪梅, 马增春, 高月
    辐射防护    2021, 41 (4): 315-320.  
    摘要43)      PDF (5036KB)(23)   
    采用3种不同低剂量(L组0.04 Gy/d、M组0.12 Gy/d、H组0.2 Gy/d)辐射对3组Balb/c小鼠进行连续5天的照射(分别累积照射0.2、0.6、1.0 Gy),设立对照组(NC),照射结束后测定小鼠体重、外周血象、脏器指数、小肠组织中丙二醛(MDA)含量、超氧化物歧化酶(SOD)活性、免疫细胞因子(IL-1β、IL-2、IL-6、TNF-α)、DNA损伤、细胞凋亡等指标的变化。通过比较不同低剂量辐射下小鼠肠道损伤指标的变化,以探讨低剂量辐射小鼠肠道损伤最佳照射剂量,为低剂量辐射小鼠肠道损伤模型的建立提供科学依据。结果表明,连续照射5天后,各照射组相比于对照组,小鼠体重、脏器指数均有不同程度下降(脾脏指数L组p<0.05、M、H组p<0.01);小肠组织中MDA含量明显升高(L组p<0.05、M、H组p<0.01);SOD含量有不同程度下降;TNF-α、IL-2、IL-1β和IL-6作为代表性促炎因子呈剂量依赖性升高(IL-1β:M、H组p<0.05,IL-2:M组p<0.05、H组p<0.01,TNF-α:M、H组p<0.05);M、H组有明显DNA损伤及细胞凋亡。通过以上结果得出本次低剂量辐射小鼠肠道损伤模型的最佳照射剂量及方法为0.12 Gy/d连续照射5天累积0.6 Gy。
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    27. AP1000一回路氧化膜特性研究
    崔玉杰, 武明亮, 张义, 牛强, 王永仙, 郭丽潇, 赵伟, 崔安熙
    辐射防护    2021, 41 (4): 302-308.  
    摘要40)      PDF (7614KB)(37)   
    AP1000与一般压水堆不同的是其一回路采用注锌加氢技术,使其一回路氧化膜特性发生变化。试验在高压釜中模拟AP1000一回路水化学工况,研究F304L、F316、690三种反应堆主工艺设备材料表面生成的氧化膜特性。结果表明,氧化膜为双层结构,外层氧化膜成分主要是Fe2O3及Fe3O4。F304L不锈钢与F316不锈钢内层氧化膜主要是ZnCr2O4,注入的Zn元素取代了FeCr2O4中的铁元素,形成了致密的ZnCr2O4 氧化层,内层氧化膜存在少量ZnO和ZnFe2O4。690合金的氧化膜内层为ZnCr2O4,同时存在较高含量的ZnO和ZnFe2O4。与前两者不同的是,690合金的氧化膜含少量的二价镍,以NiFe2O4和NiCr2O4形式存在。加锌加氢使得氧化膜更加致密,也明显变薄。
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    28. 中国核动力院外围空气中7Be、40K、60Co、131I、137Cs分布特征及所致公众年有效剂量评价
    杜云武, 邓晓钦, 王茜, 王亮, 曾奕
    辐射防护    2021, 41 (4): 335-342.  
    摘要39)      PDF (1341KB)(33)   
    基于2015—2017年中国核动力院外围空气中7Be、40K、60Co、131I、137Cs监督性监测数据,对综合楼、南坝工会和木城水厂监测点附近居民组三种途径的有效剂量进行了粗略估算。结果表明:随距核设施距离增加,60Co、131I、137Cs平均年摄入量和所致年有效剂量减小;综合楼附近居民组中成人、青少年、儿童、幼儿、婴儿经吸入7Be、40K、60Co、131I、137Cs平均年摄入量分别为29.25、26.48、20.16、11.49、6.79 Bq/a;综合楼附近居民组中青少年、儿童、成人、幼儿、婴儿,经吸入、浸没和地面沉积途径60Co、131I、137Cs所致年有效剂量分别为133.58、130.98、128.61、120.20、118.61 nSv/a,60Co所致剂量分数达到95.6%,其次是137Cs;地面沉积途径所致剂量分数达到54%,其次是吸入;综合楼附近居民组中青少年组成员60Co、131I、137Cs所致有效剂量最大为133.58 nSv/a,但此有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.25 mSv)的1‰以下。由此可以得出,核基地核设施正常运行工况下,60Co、131I、137Cs对核基地外围空气的影响很小。
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    29. IAEA 1927号技术报告《福岛第一核电站事故后放射性核素在日本的环境转移》内容摘要
    辐射防护    2021, 41 (2): 118-118.  
    摘要38)      PDF (529KB)(14)   
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    30. 核安全公众沟通若干问题的探索
    张蔚华, 孟宪清, 杨安丽, 高元勋, 刘致岐, 郭海峰, 丁志博, 冯建平
    辐射防护    2021, 41 (3): 271-275.  
    摘要38)      PDF (2491KB)(21)   
    为维护公众环境权益,创新核与辐射安全监管体系,促进核事业的健康稳定可持续发展和建设生态文明,通过分析目前核安全公众沟通工作特性、现存问题,提出了完善核安全公众沟通有关体制机制建设、整合宣传资源、平衡宣传重心、创新宣传途径、注重经验反馈等对策建议,以期为我国核安全公众沟通工作实践提供帮助。
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    31. 目录
    辐射防护    2021, 41 (3): 0-0.  
    摘要37)      PDF (204KB)(61)   
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    32. 采用钙镁共沉淀和二氧化锰沉淀浓集进行大体积水中Pu的分析
    李鹏翔, 任晓娜, 马旭媛, 李周, 易武静, 张静, 韩玉虎, 杨芷萌
    辐射防护    2021, 41 (3): 218-222.  
    摘要37)      PDF (955KB)(28)   
    采用沉淀浓集-离子交换方法对大体积水中Pu分析方法进行了实验研究。浓集过程采用了MnO2沉淀、Ca-Mg共沉淀两种方案,水样体积为25 L时,两种沉淀法对钚分析的全程放化回收率均可达到70%左右,MnO2沉淀法对于50 L以上水样回收率下降。Ca-Mg共沉淀法对100 L水样的全程放化回收率为63.5%~80.2%,平均值为(74.6±5.9)%(n=7),对239+240Pu的最小可探测限为3.1 μBq/L(体积V=100 L,回收率Y=74.6%,测量时间t=72 h)。某实际淡水样品中239+240Pu含量为9.32~15.6 μBq/L,取样体积为100 L时没有出现低于探测限的结果。
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    33. 指甲电子顺磁共振(EPR)波谱解析的数学模拟研究
    阎长鑫, 刘玉连, 焦玲, 张文艺
    辐射防护    2021, 41 (3): 210-217.  
    摘要37)      PDF (2658KB)(15)   
    探究数学拟合指甲电子顺磁共振(EPR)谱的方法,将相互重叠的信号剥离为较纯净的辐射诱发信号(RIS),在一定程度上减小本底信号对剂量重建的影响。利用C++编写代码,Visual Studio 2019社区版作为集成开发环境(IDE),在Windows10平台下,对EPR图谱进行有效信息提取、模拟、拟合、归一化,剂量回归。结果表明:对于指甲作为生物材料进行的剂量估算,个人的3组数学模拟,其残谱都接近于一条直线,剂量回归曲线R2大于0.9,拟合误差小于1 Gy(RIS2+RIS5,1~10 Gy照射范围)。对于10人混合组,R2接近0.9(0.89),拟合误差在1.1 Gy左右(RIS2+RIS5,1~10 Gy照射范围);10人混合组(RIS5)R2大于0.9,拟合误差4.78 Gy(5~55 Gy照射范围)。(RIS2+RIS5)实验组相对拟合误差总体优于谱减法;10人混合组(RIS5)拟合效果较差。
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    34. 浸渍活性炭性能和微观结构老化效应研究
    王坤俊, 常森, 王龙江, 李永国, 侯建荣, 丘丹圭
    辐射防护    2021, 41 (4): 351-358.  
    摘要35)      PDF (4732KB)(15)   
    为了研究老化引起的核级浸渍活性炭性能、结构上的变化,对现场应用老化及同批次自然老化后的浸渍活性炭,开展了吸附效率、关键物理性能、微观结构、热稳定性等变化特征的实验分析。研究发现,自然老化54个月的浸渍活性炭各性能指标变化不显著,但对于现场老化后吸附放射性甲基碘效率降至不足60%的浸渍活性炭,其CCl4吸附率由初始的近60%显著下降至15%,pH值从9.7下降至7.2,碘吸附值下降至新浸渍活性炭的3/4,与除碘效率的下降趋势一致;SEM、N2吸附测试表明,现场老化后的样品微观孔结构变化显著,孔道堵塞、磨损严重,比表面积减小,孔径增大;TG(失重实验)结果表明,现场老化后的浸渍活性炭在200~500 ℃失重约10%。这些理化性能及自身结构的变化是造成浸渍活性炭老化及除碘性能下降的重要原因。
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    35. 美国《保健物理》(Health Physics)杂志英文摘要(2021年120卷第2期)
    辐射防护    2021, 41 (2): 187-192.  
    摘要34)      PDF (713KB)(7)   
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    36. 海带多糖通过促进Sirt3/MnSOD表达来改善受照射后小鼠的下颌下腺损伤
    张思琴, 敖翩, 陈少勇, 柴溶, 王绍军, 韦力, 徐杨, 陈晨
    辐射防护    2021, 41 (3): 264-270.  
    摘要33)      PDF (7434KB)(13)   
    为了评估海带多糖(laminaria japonica polysaccharide,LJP)对辐射诱导的唾液腺功能损伤的影响及其作用机制,对8周龄的雌性昆明小鼠给予60Co γ射线(一次性单次照射,剂量15 Gy,剂量率1 250 cGy/min)照射和LJP干预,于照射后28 d进行唾液流量检测和苏木精-伊红染色,并通过免疫组化和RT-qPCR等实验方法来分析下颌下腺组织中与抗氧化应激有关的重要基因——沉默信息调节因子3 (Sirtuin3, Sirt3)和锰超氧化物歧化酶(Manganese superoxide dismutase, MnSOD)的表达。实验结果显示,LJP能改善受照射后小鼠的唾液流量和颌下腺结构的损伤,并上调其组织中Sirt3及MnSOD的表达。这表明LJP可能通过激活下颌下腺组织中Sirt3/MnSOD的表达来改善辐射诱导的下颌下腺功能损伤。
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    37. 基于还原体系的气溶胶中铀同位素分析方法研究
    李周, 张静, 马旭媛, 李鹏翔, 师琦琦, 韩玉虎, 任晓娜
    辐射防护    2021, 41 (3): 223-228.  
    摘要33)      PDF (1667KB)(26)   
    铀的同位素分析对铀的辐射剂量评价和环境污染源调查工作有重要意义。本文建立了以抗坏血酸为还原剂的气溶胶样品铀同位素分析方法,将气溶胶样品全融处理,离子交换法对铁、钚等干扰元素的去除效果良好,铀同位素的放化回收率为74.5%~93.6%,平均值为81.5%,能够满足气溶胶样品铀同位素常规分析的要求。
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    38. UF6泄漏气溶胶模拟压制技术研究
    梁栋, 张文俊, 薛大海, 郭丽潇, 邓少刚, 王永仙, 武明亮, 梁宇
    辐射防护    2021, 41 (3): 242-247.  
    摘要32)      PDF (4659KB)(25)   
    UF6泄漏会产生兼具化学危害与辐射危害的液滴型气溶胶,人员吸入会造成危害。对气溶胶进行压制是常用控制手段,在常规放射性气溶胶压制剂的基础配方中添加4%的NaCO3等针对UF6特性的专用助剂,研制出具有针对性的气溶胶压制剂。实验设计加工了以压缩空气作动力,以超声雾化喷嘴为主要部件的流体动力型超声雾化装置,选用SiCl4作为模拟试剂,用其模拟UF6泄漏并进行压制试验,结果表明压制剂在1 min内的压制效果达到自然沉降12 h以上的效果。
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    39. 某核电厂核事故应急演习经验反馈
    王兵
    辐射防护    2021, 41 (4): 370-373.  
    摘要32)      PDF (3993KB)(11)   
    日本福岛核事故的发生对全球范围核电行业的核应急演习提出了更高要求。本文结合电厂工作实际,就福岛事故后核应急演习新要求及经验反馈进行了总结,供从业人员参考。
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    40. 核电厂含硼浓缩液水泥固化配方改进研究
    罗劲松, 闫晓俊, 陈洪春, 王昭, 郭霄斌, 郭喜良
    辐射防护    2021, 41 (3): 254-259.  
    摘要31)      PDF (2205KB)(16)   
    从配方水泥改进和提高废物包容量的角度出发,参照《低、中水平放射性废物固化体性能要求——水泥固化体》(GB 14569.1—2011)的要求,从实验室规模冷试、200 L和400 L规模冷试三个阶段,开展了核电厂含硼浓缩液的固化配方改进和水泥品牌替代研究,研究过程中水泥固化工艺模拟核电现场固化工艺。结果表明:配方改进后,替代品牌水泥固化体样品的抗冲击性、抗压强度、抗冻融性、耐γ辐照性和抗浸泡性均满足国标要求,与原配方及原品牌水泥相当;固化废物体积包容量从46.99%提升至57.63%,固化每吨废物的材料成本降低了69.29%。本研究结果可用于核电厂真实废物的水泥固化验证和处理。
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    41. ICRP第102任务组进展报告《实体癌辐射危害计算中的参数敏感度分析和方法选择》
    辐射防护    2021, 41 (2): 192-192.  
    摘要30)      PDF (532KB)(9)   
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    42. 新风量对主控室可居留性的影响分析及优化
    王梦溪, 刘新建, 邱林
    辐射防护    2021, 41 (4): 327-334.  
    摘要30)      PDF (8042KB)(12)   
    主控室是对核电厂正常运行和事故状态实施控制的重要场所,应当采取适当措施和提供足够的信息保护室内的工作人员。就核事故而言,目前的可居留性评价通常考虑相对固定的新风量,没有考虑非过滤渗入途径与新风量的相互影响和制约。本文首先对主控室内人员受照剂量的计算方法进行了讨论,分别分析了事故源项以惰性气体为主、以气溶胶和碘为主以及两者并存时人员受照剂量随新风量的变化。在此基础上结合典型的主控室设计参数和LOCA事故源项,对主控室可居留性系统的新风量进行了敏感性分析,尝试确定最优新风量。此外分析了非过滤渗入与新风量相互制约、非过滤渗入相对固定等多种情形下对主控室人员受照剂量的影响,并初步讨论了动态调整循环回风过滤对降低事故后主控室工作人员剂量的可行性。通过本研究,可以为不同的核电厂主控室可居留系统设计方案的改进和优化提供参考。
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    43. 《生态环境部(国家核安全局)辐射事故应急预案》修订对辐射事故应急工作的指导与启示
    郭猜, 乔清党, 岳峰, 王瑞英, 杨端节
    辐射防护    2021, 41 (4): 365-369.  
    摘要29)      PDF (947KB)(18)   
    应急预案的制定和修订,是建立应急管理体系的重要基础和首要任务。2020年9月,生态环境部发布了修订后的《生态环境部(国家核安全局)辐射事故应急预案》,通过解读此次预案修订工作在应急任务、预案体系、分级量化指标、应急组织及职责、应急响应机制、应急准备等方面的修订内容,为我国辐射事故应急工作提供参考。
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    44. 国内外放射性惰性气体氙的来源及排放水平分析
    王硕, 拓飞
    辐射防护    2021, 41 (5): 394-403.  
    摘要29)      PDF (2242KB)(16)   
    放射性氙同位素活度浓度作为判断核爆炸的重要标志,准确评估其来源和活度对禁核试具有重要意义。核爆炸时,最主要关注的4种放射性氙同位素分别为131mXe、133Xe、133mXe、135Xe,然而在核电站下风向及医用同位素生产设施环境中也经常能探测到放射性氙气体。因此对核爆炸和民用来源的放射性氙加以区分是核爆炸监测中的重要问题之一。本文对放射性氙的来源及排放水平的相关研究进行了搜集、整理和规律统计分析,总结归纳了放射性氙监测技术及核爆炸判断分析技术,旨在为核爆炸判断提供理论参考。
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    45. 高水平放射性废物处理处置标准分析
    刘立坡, 李筱珍, 靳立强, 刘富贵
    辐射防护    2021, 41 (6): 496-502.  
    摘要29)      PDF (1873KB)(28)   
    本文阐述了我国高水平放射性废物处理处置标准的重要性,对国内外高水平放射性废物处理处置标准现状进行了阐述和分析,针对高放废物处理处置标准体系、高水平放射性废液成份分析、高放废液固化体性能要求及检验方法、高放废物处理处置工程经济及深地质处置等方面的标准化问题进行了研究分析,提出了开展高水平放射性废物处理处置标准化工作的意见和建议。
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    46. 压水堆核电厂源项控制实践与改进
    郭行, 金卫阳
    辐射防护    2021, 41 (3): 248-253.  
    摘要28)      PDF (4334KB)(27)   
    本文分析了福清核电厂1号机组停堆沉积源项调查发现的一回路管道内壁58Co和60Co表面活度水平、剂量率贡献以及随机组运行时间发生的变化情况,并介绍了压水堆核电厂活化腐蚀产物的形成、沉积及存在形式。通过分析201大修主泵停运对氧化运行效果及蒸汽发生器(SG)下封头辐射水平的影响,结合酸性氧化环境下腐蚀产物溶解度变化的特点,提出改进主泵停运时机以提高氧化运行效果的建议。另外,还分析了阀门密封面维修导致向一回路系统引入含钴金属颗粒对机组源项的影响,建议严格控制阀门维修过程以减少59Co进入一回路系统。
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    47. 2021年辐射防护相关国际会议
    辐射防护    2021, 41 (3): 222-222.  
    摘要28)      PDF (609KB)(13)   
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    48. ICRP第89任务组介绍
    辐射防护    2021, 41 (2): 150-150.  
    摘要27)      PDF (524KB)(5)   
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    49. IAEA 1876号技术报告《陆上设施事故释放的放射性核素的海洋扩散和转移的模拟》内容提要
    辐射防护    2021, 41 (2): 111-111.  
    摘要27)      PDF (570KB)(6)   
    相关文章 | 多维度评价
    50. ICRP 2021—2025 任期主委员会
    辐射防护    2021, 41 (3): 217-217.  
    摘要26)      PDF (583KB)(18)   
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