辐射防护

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1. 核电厂流出物排放量限值与功率相关性分析

黄彦君, 赵锋, 上官志洪

辐射防护 2025, 45 (6): 558-563.

摘要（69）

PDF （3467KB）（13）

流出物排放量控制是核电厂环境辐射防护的主要工作内容,国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011)提出了单台3 000 MWt功率机组的排放量控制值,并明确了对其他功率的反应堆的排放量控制值应做适当调整。目前我国核电多种堆型、多种技术、多类标准、多国引进的局面并存,核电机组的热功率差异很大,如何确定其排放量控制值是核电厂环境辐射防护管理工作中关注的焦点。本文收集国内核电厂流出物排放量申请值、国内外的流出物实际排放量与设计功率与发电量等数据,开展相关性分析,研究提出按功率对排放量控制值进行调整的方法和建议,为推动我国核电厂流出物排放的标准化管理提供参考借鉴。

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2. 第45卷第6期中英文目录

辐射防护 2025, 45 (6): 0-0.

摘要（62）

PDF （188KB）（22）

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3. 基于阴离子树脂和Ni树脂分离-液闪法对土壤中⁶³Ni的分析测量研究

杨海兰, 保莉, 刘王东, 郭琛, 任哲敏, 杨有坤, 尹雅莉, 苟荣霞

辐射防护 2025, 45 (5): 489-495.

摘要（61）

PDF （2053KB）（6）

建立了一种基于阴离子树脂与Ni树脂联合分离纯化、液闪法测量土壤中⁶³Ni的分析方法。通过研磨、浸取、沉淀等前处理,利用树脂分离干扰核素,以原子吸收光谱仪测定化学回收率,再用液闪计数器测定⁶³Ni的活度浓度。实验结果表明,该方法化学回收率达76.1%±3.8%,探测限为(26.0±1.2)Bq/kg,对Fe、Co、Cs、Zn等常见干扰核素去污因子达到10²~10⁵。本方法优化了树脂分离流程与化学处理条件,回收率稳定,适用于核设施周围环境中的土壤⁶³Ni的测定。

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4. 《辐射防护》2025 出版年度审稿者名单

辐射防护 2025, 45 (6): 659-659.

摘要（52）

PDF （27884KB）（16）

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5. 美国《保健物理》(Health Physics)杂志英文摘要(2025 年 129 卷第 2 期)

辐射防护 2025, 45 (6): 655-658.

摘要（51）

PDF （632KB）（4）

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6. 基于三门核电风洞实验的分裂烟团SPUFF模型扩散验证研究

陶恒锐, 杨力, 王存友, 李幻婷, 张晓慧, 方晟, 李新鹏, 陈义学

辐射防护 2025, 45 (5): 503-516.

摘要（51）

PDF （17174KB）（6）

大气扩散模型的性能在不同情景下存在一定的差异性,而通过多情景验证扩散模型对于量化其性能范围非常重要。基于多地形复杂核电厂址——三门核电的多个中性大气下的风洞实验情景,将加州气象模型(CALMET)以及拉格朗日分裂烟团扩散模型(SPUFF)进行组合,开展了局地尺度扩散模拟。将模拟值与在地面层布置的网络化点位以及独立的中轴线点位的测量值进行了对比,以进一步定性、定量地评估SPUFF在多个扩散情景的性能。评估结果显示,SPUFF在多个情景下的扩散十分充分,有效覆盖了绝大多数测点。同时,烟羽的数值演变与测量值的变化趋势接近,尤其准确再现了中轴线点位的测量值。统计结果表明,SPUFF性能优异,网络化点位以及中轴线点位全部4个统计指标(模拟值在测量值0.5~2倍以内的比例FAC2、比例偏差FB、标准化均方误差NMSE以及标准化绝对差NAD)满足可接受模型条件。其中,网络化点位以及中轴线点位的FAC2数值在全部情景分别达到了良好(0.51以及0.83),而FB则达到了优异(-0.03以及-0.06)。上述结果证明,在中性大气条件下,SPUFF适用于多地形复杂核电厂址下的多个扩散情景,可作为今后早期核应急响应工作的一个重要工具。

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7. 核电厂放射性废活性炭清洁解控实践

李科, 刘丹, 黄后顺, 韩旭, 郭喜良, 高超, 闫晓俊

辐射防护 2025, 45 (5): 530-539.

摘要（49）

PDF （2241KB）（3）

基于国内近几年轻微污染物料相关解控实践经验,依据我国现行的法律法规、标准相关要求,对暂存的102桶废活性炭开展清洁解控评估工作,通过源项分析、辐射水平测量、取样代表性评估和清洁解控评估等工作,对解控后的废活性炭焚烧处理所致工人及居民的年有效剂量进行了估算。分析发现,在确保取样代表性的前提下,放射性废活性炭最佳测量时间为30 000 s、最佳采样比例为50%;该批样品的放射性核素活度浓度满足国家标准GB 27742—2011的清洁解控要求;解控后的活性炭焚烧处理过程中对工人及周围居民的年有效剂量满足再利用过程的剂量准则要求。

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8. 柔性钙钛矿X/γ辐射探测材料研发与优选

王茂林, 刘新梅, 石忠焱, 李昊瑾, 张静, 令狐仁静, 黄健, 刘鑫, 刘兆行, 靳海晶, 王佳, 赵日, 赵奎

辐射防护 2025, 45 (6): 564-575.

摘要（48）

PDF （12211KB）（9）

传统刚性探测器如闪烁体、半导体等难以满足未来柔性辐射探测应用需求。为此基于新型钙钛矿材料提出新技术路线,将钙钛矿溶液填充至多孔尼龙薄膜柔性基质中,通过重结晶制备出柔性探测材料。对所制备的6种材料进行扫描电子显微镜成像、X射线衍射、紫外吸收光谱以及X射线照射下μτ值、剂量率线性、探测灵敏度测量等测试。在测试结果中优选出最佳材料[NH₃(CH₂)₄NH₃]BiI₅并进一步进行X/γ射线测试,结果表明[NH₃(CH₂)₄NH₃]BiI₅柔性薄膜材料的μτ值为1.30×10^-3 cm²·V^-1、光学带隙为2.02 eV、探测灵敏度为(3 190 ± 50)μC·Gy_air^-1·cm^-2,优于现有半导体探测器且保持了钙钛矿晶体材料固有的优异探测特性。为后续研发柔性辐射探测器和探测系统奠定了基础。

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9. 富集硼酸在压水堆机组的首次应用及其对材料腐蚀和辐射源项控制影响的初步研究

王柱, 杨志超, 楚建伟, 苏兴, 周佳, 陈伟忠, 马强, 王溯源

辐射防护 2025, 45 (5): 482-488.

摘要（48）

PDF （4619KB）（7）

本文介绍了富集硼酸首次在国内某压水堆机组上的应用情况,重点讨论了通过其应用实现了一回路冷却剂从寿期初即达到较高且稳定的pH值7.20的水化学控制策略,进而对降低一回路材料腐蚀和辐射源项控制所起到的重要作用。现场应用实践表明,通过上述水化学控制策略的实施,一回路金属材料腐蚀速率降至较低水平,特别是蒸汽发生器传热管材镍基合金的腐蚀释放,从而有利于确保防止放射性向环境释放的第二道屏障的完整性,有利于活化腐蚀产物辐射源项的控制,最终实现降低人员受照剂量的目标。

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10. 《中华人民共和国原子能法》自 2026 年 1 月 15 日起施行

辐射防护 2025, 45 (5): 465-465.

摘要（48）

PDF （551KB）（4）

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11. 多尺度大气流场模拟的参数化方案研究

郭楚凡, 张俊芳, 黄莎, 赵多新

辐射防护 2026, 46 (1): 58-67.

摘要（46）

PDF （7559KB）（29）

为满足核设施区域放射性污染物扩散预测的精准化需求,针对多尺度大气流场模拟参数化方案的优化开展了研究。基于三维非静力完全可压方程组构建数值模型,系统评估了192种参数化组合在三种典型地形(内陆平坦、沿海平坦、沿海复杂地形)下的适用性。选取了国内代表性核设施厂址的高精度地形数据和土地利用特征,采用欧洲中期天气预报中心(ECMWF)第五代再分析数据(ERA5)作为初始场,通过区域大气模拟系统进行多尺度嵌套模拟,并结合风向均方根误差(RMSE)、风向平均绝对误差(MAE)等指标,验证了各种参数化方案模拟结果的有效性。研究结果表明,在沿海中低纬度地区推荐Mahrer/Pielke短波辐射方案和Chen长波辐射方案,内陆平坦地区以Chen短波方案和Mathrer/Pielke长波方案表现最佳;边界层方案中Cyclic方案可有效消除侧边界影响。

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12. 含¹³⁷Cs、⁹⁰Sr双核素的土壤废物测量分拣限值的确定

施海江, 朱欣研, 杜晓慧, 韩红臣, 吕海雷, 初丽丽, 苗彩霞, 王辰宇, 孙琦

辐射防护 2025, 45 (S1): 67-70.

摘要（45）

PDF （3050KB）（7）

针对多种核素共存且各核素废物分类比活度指导值不同的情况,以¹³⁷Cs、⁹⁰Sr为代表核素制备放射性土壤标准样品确定测量分拣限值。详细介绍了方法原理、实现步骤、该方法的检验判断以及应用实践。

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13. 第46卷第1期中英文目录

辐射防护 2026, 46 (1): 0-0.

摘要（42）

PDF （173KB）（20）

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14. 2025年中国核能行业十大新闻

辐射防护 2026, 46 (1): 67-67.

摘要（42）

PDF （552KB）（5）

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15. 基于深度强化学习的动态核应急撤离优化决策模型研发

李鸣野, 姚仁太, 郭欢, 张俊芳, 吕明华, 徐向军, 牛嫣静, 贾博慧

辐射防护 2025, 45 (5): 517-529.

摘要（41）

PDF （11425KB）（12）

核事故情景下人员的及时、有效撤离对减少辐射暴露、保障公众安全至关重要。传统路径规划算法虽然能够快速计算静态最短路径,但难以适应辐射剂量场动态变化带来的挑战。本文提出了一种基于深度强化学习的动态核应急撤离优化决策模型(MD-DQN算法模型),通过建立马尔可夫决策过程(MDP)模型,以动态辐射剂量场信息、路网信息和实时位置为状态空间,设计了一种综合考虑路径长度、辐射暴露及方向性引导的多因素奖励函数,驱动智能体自主地学习最优的动态撤离决策策略。同时,通过优化网络结构设计和即时奖励机制,提高了算法的收敛性与泛化性能。仿真实验表明,与传统的Dijkstra算法和A^*算法相比,MD-DQN算法能够及时避开高辐射风险区域,显著降低撤离过程中人员的辐射暴露,且具有更优的实时路径调整能力和环境适应性。研究成果可为核应急撤离决策提供高效、智能的辅助支持工具,并为未来在多源辐射、多智能体协同以及实时数据驱动的智能化决策领域提供新的研究思路。

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16. 基于单光电倍增管液闪计数器的缪子信号符合消除方法研究

张鹏鹏, 李德源, 王林靖, 张宣汝, 加德拉·库阿尼别克, 李华

辐射防护 2026, 46 (1): 1-9.

摘要（40）

PDF （8820KB）（47）

液体闪烁测量作为一项放射性核素活度检测技术,具有灵敏度高、探测效率高和操作简单等优点,被广泛应用于大气、水体、土壤和生物等样品中低能核素(如¹⁴C、³H和⁵⁵Fe等)的活度测量。在测量过程中,由于本底事件(如缪子)的干扰导致测量结果偏大,从而影响最终分析结果。基于此,提出了一种双路信号符合的方法消除本底事件中的缪子信号,该方法基于快响应光电倍增管(PMT)具有保留信号时间的良好特性,对快响应PMT最后一级打拿极输出的β信号进行标记,和缪子信号进行符合消除。通过标记的β信号控制开关通断,实现快响应PMT阳极输出β信号的选通。利用¹⁴C液闪样品进行实验验证,结果表明:缪子信号和β信号衰减时间有明显差异,典型缪子信号衰减时间为154.4 ns,典型β信号衰减时间为41.6 ns,且缪子信号的衰减时间在80 ns以上,β信号的衰减时间介于10~80 ns之间;采用此方法能够有效地消除缪子信号。研究工作可为便携式低能β核素活度的精准测量提供参考。

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17. 核电厂堆芯测量系统的非计划照射风险分析和管控

伦振明

辐射防护 2026, 46 (1): 76-82.

摘要（40）

PDF （5010KB）（12）

核电厂在运行期间需测量堆芯的中子通量分布,由于中子通量测量相关部件会进入燃料组件发生裂变反应和被活化,从而有着极高且复杂的人员照射风险,从1997年至2024年,在行业中已陆续发生数起与中子通量测量相关的严重的非计划照射事件。以M310堆型作为基础,根据中子通量测量的工作过程,展开详细的风险分析,结合行业中非计划照射事件的失效原因,在优化核电厂通用管控措施的基础上,进一步应用纵深防御原则,提出了“通过物理屏障和联锁来弥补潜在的人为差错”的方法,并在M310堆型首次应用。所述的风险分析和管控措施可供国内基于M310演变的CPR1000、CNP600、CNP1000等堆型机组参考,以防止事件发生,保护工作人员安全。

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18. 核技术为塑料回收带来革命性变化

辐射防护 2025, 45 (5): 488-488.

摘要（40）

PDF （552KB）（3）

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19. 我国放射防护基本标准的四代沿革与更新展望

郑钧正

辐射防护 2025, 45 (6): 545-557.

摘要（39）

PDF （8821KB）（28）

扼要论述了放射防护基本标准在放射防护学科中的重要地位和促进相关学科发展的重要作用,概括回顾了提供制定放射防护标准基本依据的国际放射防护委员会(ICRP)放射防护体系所历经的四代沿革,以及国际原子能机构(IAEA)牵头联合多个国际组织共同制定的国际基本安全标准(IBSS)业已完成的三代演进。文中着重评述了我国放射防护基本标准迄今经历的1960年、1974年、20世纪80年代、2002年等四代演进的主要特点,特别从联合研制第四代基本标准GB 18871—2002的8年多难忘经历总结应汲取的经验教训,期望为不断更新放射防护基本标准同时更好发展放射防护学科等有所裨益。作为参加研制我国第三、第四代基本标准亲历者,最后抛砖引玉提出更新标准6点建议,亟盼尽快催生我国第五代放射防护基本标准以适应相关发展的迫切需求。显然,从国情出发与国际接轨,研制出科学实用、便于实施、能有的放矢解决实际问题的新基本标准势在必行。

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20. 利用放射医学影像大数据预防大流行病

辐射防护 2025, 45 (6): 654-654.

摘要（39）

PDF （625KB）（4）

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21. 退役铀矿区铀富集植物的筛选研究

乔新燕, 吴仁杰, 原寒, 王欣妮, 冯青靓, 张超, 贡文静, 曹少飞

辐射防护 2026, 46 (1): 37-46.

摘要（38）

PDF （2068KB）（9）

植物修复因其原位修复、易于操作、成本低廉、对环境友好等特点被提出,植物修复技术关键在于筛选适宜的富集植物。通过野外调查与采样、室内盆栽模拟筛选和现场种植实验的方法,对候选植物的铀富集因子(F_V)、转运因子(f_tr)等进行排序,筛选出铀的富集植物。结果显示,野外调查与采样发现芦苇、苞子草的F_V>1,是可用于铀污染严重地区的生态修复潜在植物;盆栽模拟实验筛选到了6种铀富集植物(F_V>1),分别是鬼针草、秋葵、牛筋草、龙葵、鸭跖草和黑麦草,反枝苋F_V<1,但f_tr>1。将筛选出的植物和文献推荐的植物用于现场种植实验,结果表明:牛筋草、苏丹草和芥菜的F_V>1,f_tr<1,花生的F_V<1,f_tr>1,是可用于铀植物修复研究的候选者。综合三种方法共筛选到10种放射性核素铀的富集植物(F_V>1),分别是芦苇、苞子草、苏丹草、芥菜、鬼针草、秋葵、牛筋草、龙葵、鸭跖草和黑麦草,未来以期通过基因工程、育种及相关农艺管控等技术提高这10种植物和反枝苋、花生的修复潜力。

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22. 核电厂应急专业人员能力提升培训与交流研讨活动成功举办

辐射防护 2025, 45 (5): 458-458.

摘要（38）

PDF （553KB）（3）

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23. AP1000蒸汽发生器排污管道γ在线监测装置设计及探测效率分析

王一霖, 乔有龙, 余小东, 刘维理, 夏三强, 苏昌远

辐射防护 2025, 45 (5): 474-481.

摘要（38）

PDF （9082KB）（10）

为了确保AP1000机组外供蒸汽中放射性物质符合相关标准要求,对蒸汽发生器排污管道的γ放射性进行实时在线监测。γ在线监测装置由4台NaI(Tl)γ谱仪、就地辐射处理单元和铅屏蔽支架组成。NaI(Tl)γ谱仪采用4个大体积NaI(Tl)晶体包围管道,实现了高探测效率和低本底计数率。模拟结果表明监测装置的探测效率受γ射线能量影响较小。通过配制含有¹³⁷Cs不同活度浓度的管道,对监测装置进行刻度,得到探测效率为7.96×10^-2,在95%置信度、15 s测量时间下最小可探测活度浓度为2.53×10⁴ Bq/m³,监测装置精密度为2.86%,准确度优于±9%,满足测量需求。

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24. 我国部分省市职业性放射性疾病诊断病例分析

于程程, 余智平, 邢志伟, 赵风玲

辐射防护 2025, 45 (5): 459-465.

摘要（37）

PDF （963KB）（9）

通过对我国部分省市近年来诊断的职业性放射性疾病诊断病例进行分析,以发现职业性放射性疾病诊断中存在的问题,并探讨其解决措施。收集2013—2020年我国部分地区职业性放射性疾病诊断的病例共计74人,对病历进行汇总分析;针对8省1系统(四川、江苏、内蒙古、山东、河南、天津、安徽、浙江和核工业系统)的140名诊断医师进行了标准知晓、标准宣贯和标准应用情况问卷调查。调查结果表明,2013年至2020年共诊断职业性放射性疾病病例74人、病例数共计83例,涉及有害的组织反应疾病(确定效应)35人、42例,发病数前3位是放射性白内障、放射性皮肤损伤和慢性放射病;涉及放射性肿瘤39人、41例,前3位依次是放射性甲状腺癌、放射性白血病和放射性肺癌;同时确诊为2种及以上职业性放射性疾病的8人。职业性放射性疾病诊断医师对标准知晓率76.2%,参加标准宣贯77%;标准应用情况,未使用及每年应用小于2次的为51.2%。通过调查了解了职业性放射性疾病现状,发现在职业性放射性疾病诊断中存在受照剂量高估、诊断标准知晓和使用率低等问题。

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25. 乏燃料组件端头和废包壳计量充装技术研究

刘晓坤, 谢轶男, 崔凯, 夏国正, 王天浩, 徐仲斌

辐射防护 2026, 46 (1): 29-36.

摘要（37）

PDF （5042KB）（12）

针对乏燃料组件后处理工艺中端头和废包壳的整备需求,基于超压减容整备技术流程,明确了计量充装设备的核心功能需求:端头与废包壳的分离及分别充装、精准计量、压实罐取封盖与多工位转运。结合非标设备设计原则,按照 “空罐供给→取盖→按‘包壳-端头-包壳’顺序充装→封盖→转运” 的工艺流程,设计了由计量分离器、承载回转台、取封盖装置及控制系统组成的计量充装设备。通过循环桶倾倒参数试验、计量分离器运行参数试验及设备联动试验,确定了关键运行参数:循环桶倾倒转速 0.015~0.08 r/min(分区间调控)、转鼓转速 0.10 r/min、螺旋圈转速 1.0 r/min、回转台回转速度 0.25 r/min,实现单个压实罐充装时间≤20 min、充装率≥80%、压实罐充装误差≤±1 kg 的指标要求。最终形成一套完善的端头和废包壳计量充装处理方案,为同类乏燃料组件后处理设备设计提供技术参考。

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26. 国际原子能机构举办首届AI与核能研讨会

辐射防护 2026, 46 (1): 36-36.

摘要（37）

PDF （558KB）（2）

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27. 工业废渣协同水泥固化放射性独居石废渣的配比与机理研究

高扬, 孙娟, 刘晓超, 刘艳梅, 吴尚文, 安毅夫

辐射防护 2026, 46 (1): 47-57.

摘要（36）

PDF （3878KB）（6）

采用水泥粉、粉煤灰、矿渣粉、石灰为固化材料,放射性独居石废渣为固化对象,设置4因素3水平正交试验,研究了不同配比下固化体的无侧限抗压强度、U和Th浸出率、抗冻融性能、酸中和容量的变化规律,并通过模糊优选理论筛选出最优固化配比,利用X射线衍射仪(XRD)、傅里叶变换红外光谱仪(FTIR)、扫描电子显微镜(SEM)进行了固化机理分析。试验结果表明,放射性独居石废渣与固化材料的渣固比对固化体的无侧限抗压强度和抗冻融性能影响最大,粉煤灰掺量对U浸出率影响最大,各因素对固化体酸中和容量影响处于同一水平,固化体Th浸出率受各因素影响较小。以无侧限抗压强度、U浸出率、抗冻融次数、酸中和容量及固化成本作为模糊优选指标,通过模糊优选理论得出粉煤灰掺量固定为15%、矿渣粉掺量为15%~25%、渣固比为1.0~1.4时,固化体参数满足《低、中水平放射性固化体性能要求水泥固化体》的要求,处理成本合理。固化处理后独居石废渣孔隙消失,结构变得致密,强度更高。

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28. 肠道气腔不同CT值和体积占比对结直肠癌放疗剂量的影响及应对策略研究

饶可, 叶芝甫, 蔡凯, 姚菲, 屈国普, 颜卓鑫

辐射防护 2026, 46 (1): 18-28.

摘要（36）

PDF （10613KB）（13）

选取30例结直肠癌放疗患者的计算机断层扫描(CT)定位图像,在计划系统(TPS)中修改计划靶区(PTV)内气腔CT值并构建不同体积占比模型,移植治疗计划至修改后图像并计算剂量分布。评估计划靶区剂量参数(D_max、D_mean、D_98%、D_50%、D_2%、适形性指数CI、均匀性指数HI)及危及器官剂量变化,采用配对样本t检验或Wilcoxon符号秩检验分析组间差异,量化肠道气腔CT值及体积占比变化对剂量分布的影响,建立风险预警阈值。结果表明:气腔CT值升高导致PTV的D_98%显著下降,平均相对偏差扩大至-1.215%,而D_2%保持相对稳定。CI和HI呈统计学显著变化(P＜0.05);除小肠的D_mean外其它危及器官剂量变化无统计学意义(P＞0.05)。CT值与体积占比的协同效应存在临界阈值:当气腔CT值≥250 HU且体积占比＞6%时,D_98%相对偏差最大增至-4.927%。因此,当二者同时达到阈值时,剂量算法失真与体积效应耦合可导致临床不可接受的冷区。需建立风险分层管理:高危患者(达阈值者)实施全链条干预(饮食控制、电子密度校正),并通过锥形束CT(CBCT)动态监测气腔变化;当PTV内气腔体积占比＞6%且CT值≥250 HU时,启动自适应放疗。

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29. 美国《保健物理》(Health Physics)杂志英文摘要(2025年129卷第5期)

辐射防护 2026, 46 (1): 91-96.

摘要（36）

PDF （632KB）（2）

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30. 《辐射防护》第七届编委会第二次会议在珠海召开

辐射防护 2025, 45 (6): 618-618.

摘要（35）

PDF （623KB）（3）

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31. 美国《保健物理》(Health Physics)杂志英文摘要(2025年129卷第3期)

辐射防护 2026, 46 (1): 83-86.

摘要（35）

PDF （563KB）（2）

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32. 首届核电厂核安全独立监督交流会议在深圳举办

辐射防护 2025, 45 (5): 473-473.

摘要（34）

PDF （576KB）（3）

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33. 第45卷第5期中英文目录

辐射防护 2025, 45 (5): 0-0.

摘要（33）

PDF （184KB）（7）

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34. 国内首台新燃料组件空运容器研制成功

辐射防护 2026, 46 (1): 9-9.

摘要（32）

PDF （557KB）（2）

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35. 溶质化学结构对液体闪烁体荧光-闪烁性能的影响研究

柳秉煦, 李悦, 李乐乐, 丁良伟, 杨茂, 张永强, 芦伟, 汪卫华

辐射防护 2026, 46 (1): 10-17.

摘要（32）

PDF （6961KB）（9）

液体闪烁体由有机溶剂、闪烁溶质和移波剂组成,具有较强的中子/伽马(n/γ)射线甄别能力、高检测效率和良好的稳定性等优势。闪烁溶质的研究多集中于种类与配比的选择,而对辐射探测灵敏度、n/γ甄别效果影响机理的深入探讨还较少。本文选择了三种化学结构不同的闪烁溶质:2,5-二苯基噁唑(PPO)、2,5-双(5-叔丁基-2-苯并噁唑基)噻吩(BBOT)和1,4-双(苯并噁唑-2-基)萘(KCB),配制了相应的液体闪烁体,系统地测试了紫外吸收光谱、荧光发射光谱、闪烁计数率和 n/γ 射线甄别性能,通过分子模拟和实验测量来研究其机理。结果表明,当溶质的HOMO→LUMO轨道能隙小、共轭性好时,可提高闪烁体的辐射探测灵敏度,氢原子占比高、有能够提供孤对电子的原子,则可提高n/γ射线甄别能力。该研究成果可为进一步优化液体闪烁体的计数灵敏度与n/γ甄别效力提供有意义的指导。

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36. 直接型半导体中子探测器的研究进展及展望

王林靖, 王川, 李华, 李德源, 陈法国, 刘立业, 张鹏鹏

辐射防护 2025, 45 (5): 445-458.

摘要（31）

PDF （11064KB）（14）

直接型半导体中子探测器具有体积小、理论探测效率100%及器件结构简单等显著优势,是未来半导体中子探测器重点发展方向。当前,具有明显中子响应且适用于制备直接型半导体中子探测器的新型报道材料有h-BN、LiInSe₂及LiInP₂Se₆三种。本文介绍国内外基于这三种材料类型直接型半导体中子探测器研究的最新进展,主要包括:晶体的制备、表征及生长工艺的优化;晶体的电学特性及载流子传输能力;探测器结构设计及中子探测性能测试等方面。同时对研究现状及发展趋势进行了总结,并在此基础上对直接型半导体中子探测器的发展前景进行了展望。

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37. 基于口腔—肠道—肺轴探讨菌群在放射性肺炎中的研究进展

姚尧, 夏蕾, 樊赛军

辐射防护 2025, 45 (6): 645-654.

摘要（30）

PDF （3144KB）（11）

放射性肺炎(RP)作为胸部肿瘤放疗常见的严重并发症和剂量限制因素,发生率达10%~30%,一旦发生,会引起肺功能不可逆的改变,导致放疗中断或停止,产生严重的临床后果,目前尚缺乏有效的防治手段。人体共生着数量巨大的菌群,由于口腔、肺部和肠道在解剖上相通,肠道与肺部粘膜免疫系统相互联系,所以口腔菌群及肠道菌群不仅影响口腔及肠道本身,也可以通过自身或代谢产物经血道间接,或体腔移植直接影响肺部疾病的进程。本文基于口腔、肠道菌群对肺部疾病的相互作用及影响,提出“口腔—肠道—肺轴”在RP发生发展中的关键作用,通过调节口腔及肠道菌群平衡,为RP的临床防治提供新的策略,同时也为加强患者养成良好口腔及肠道菌群健康意识的科普宣传提供循证医学证据。

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38. 国际放射防护委员会(ICRP)发布免费的剂量查看软件

辐射防护 2025, 45 (6): 575-575.

摘要（29）

PDF （643KB）（18）

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39. 液体闪烁法直接测量废水中的总α/β放射性

王瑞俊, 保莉, 陈凌, 任晓娜, 刘王东, 师琦琦, 崔临红

辐射防护 2025, 45 (5): 496-502.

摘要（29）

PDF （4796KB）（10）

废水中总放射性含量较高时,可采用具有α/β甄别功能的液闪谱仪直接测量总放射性,具有流程简便、本底低、计数效率高的突出优点,且可以结合液闪计数谱图对结果进行分析。采用液体闪烁法直接测量废水中的总α、总β活度浓度,并对测量结果进行了对比分析。该批次废水样品中总β的主要贡献核素为⁹⁰Sr,总β活度浓度比总α高3个数量级,液体闪烁法与流气式正比计数法测量得到的总α、总β结果的相对偏差分别为2.2%~22.5%和2.3%~16.7%,平行性较好。

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40. 中核集团田湾核电7号机组热试成功

辐射防护 2026, 46 (1): 28-28.

摘要（29）

PDF （572KB）（6）

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41. 烟草中²¹⁰Po含量探究与评价

肖鹏, 郑晓静

辐射防护 2025, 45 (6): 603-608.

摘要（28）

PDF （1107KB）（12）

烟叶中含有各类天然放射性核素,吸烟会增加人体内照射剂量。本文分析了36种国产香烟及4种国外香烟中²¹⁰Po水平。分析结果表明,国产香烟中²¹⁰Po含量在22.3~48.6 mBq/g(或13.1~29.9 mBq/支),均值为32.9 mBq/g(或20.2 mBq/支);国外香烟中²¹⁰Po含量在18.5~24.3 mBq/g(或11.1~12.7 mBq/支),均值为21.2 mBq/g(或12.1 mBq/支)。总体来看,国产香烟²¹⁰Po含量略高于国外香烟。根据烟丝中²¹⁰Po含量,估算出我国吸烟者从香烟中吸入的²¹⁰Po量约为24.85~150.29 mBq/d,对人体肺部所致内照射当量剂量为27.48~166.22 μSv/a。

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42. 全球首台商用超临界二氧化碳发电机组投入商运

辐射防护 2026, 46 (1): 57-57.

摘要（28）

PDF （569KB）（1）

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43. 核电厂核应急最小值守机构建立和维持的方法

赵锋, 王海峰, 曹红军, 曹启玥, 殷煜皓, 蔺鹏, 方闻韬

辐射防护 2025, 45 (6): 630-637.

摘要（26）

PDF （3601KB）（7）

国内核电厂虽然按照相关标准、导则建立了核应急值守机构(DERO),但因导则未细化最小值守机构要求,导致不同核电厂之间最小值守机构配置和规模差异很大。通过调研核电厂应急值守机构现状,基于典型事故分类分析与评估结果,深化对不同阶段最小应急值守的理解,按“当值”“限时”和“其他”三类人员确定最小应急值守人员要求,分析了最小应急值守机构的值守安排、核查、保障及优化方法,建立了通用的最小应急值守机构制定方法与流程,提出双机组厂址最小应急值守机构的设置原则、岗位与人员构成,给出了通用的最小应急值守机构的量化准则和双机组厂址最小应急值守机构建议,为核电厂制定核应急值守方案提供了技术参考。

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44. 弗朗索瓦·帕奎特(Franɕois Paquet)成为ICRP Madan Rehani 奖的首位获得者

辐射防护 2025, 45 (6): 629-629.

摘要（25）

PDF （620KB）（3）

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45. 核电集团间核事故应急支援机制研究与建议

黄小桁, 韩敏, 孙志刚, 陈荣, 杨岩, 卢银娟, 纪运哲, 黄少青, 张鼎纹, 朱月龙, 苟全录, 包预震

辐射防护 2025, 45 (6): 619-629.

摘要（25）

PDF （8804KB）（10）

当核电厂发生超设计基准外部事件或灾难性自然灾害引致的重特大核事故时,电厂需要场外应急力量实施支援,核电集团间的相互支援是重要的支援力量。在分析国内各核电集团核应急能力布局的基础上,结合国外核电国家核事故应急支援的做法,指出核电集团间核事故应急支援目前存在的问题,研究了落实集团间相互支援需综合考虑的问题、与国家级核应急支援力量的协调与配合要求、支援机制日常维护要求等,提出了相关建议。

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46. 美国《保健物理》(Health Physics)杂志英文摘要(2025年129卷第4期)

辐射防护 2026, 46 (1): 87-91.

摘要（25）

PDF （611KB）（3）

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47. NCRP伤口模型简介及用于计算²⁴¹Am伤口摄入后的滞留份额和排泄份额

陈倩兰, 庞洪超, 骆志平, 刘森林

辐射防护 2025, 45 (5): 466-473.

摘要（24）

PDF （4160KB）（7）

本文介绍了美国国家辐射防护与测量委员会(NCRP)第156号报告的伤口模型的建立背景、模型结构及参数,并与当前最新的国际放射防护委员会(ICRP)系统模型(ICRP第141号出版物)和消化道模型(ICRP第100号出版物)结合,用于计算伤口摄入超铀核素后的滞留和排泄份额。本文的伤口模型程序经与文献数据验证正确后,结合已验证正确的系统模型和消化道模型,计算出伤口摄入各类²⁴¹Am后伤口处、淋巴结、肝脏、骨骼中滞留份额和每日尿粪排泄份额随时间变化的曲线,为²⁴¹Am伤口事故摄入量估算提供支持。

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48. 个人剂量管理系统与读出器通信接口的研究

沈恩伟, 衣峰, 赵雅智, 熊扣红

辐射防护 2025, 45 (6): 595-602.

摘要（24）

PDF （3842KB）（7）

针对核电厂内个人剂量管理系统和配套设备之间存在的系统封闭、数据无法交互、改造困难、技术支持滞后等问题,开展了个人剂量管理系统与读出器通信接口的研究。以研制的国产个人剂量管理系统软件和配套读出器、剂量仪为基础,运用webservice通信技术研究系统与配套设备的通信接口,从而完成了读出器信息、剂量计信息、人员信息、辐射工作许可(RWP)信息以及进出控制区记录等数据的交互,实现了核电厂人员剂量管理以及进出控制区访问控制。性能测试结果显示系统的接口调用花费的平均时间为348.8 ms,保证了人员进入控制区的效率,进一步提升了电厂智能化管理。

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49. 后处理厂气态流出物中I-129的光氧化气溶胶转化方法

蔺一博, 骆志平, 汪传高, 陈然

辐射防护 2025, 45 (6): 586-594.

摘要（24）

PDF （3058KB）（9）

I-129是乏燃料后处理厂气态流出物中典型排放核素,对环境及人体均会产生一定的辐射危害,目前国内暂时缺少针对乏燃料后处理厂气态流出物中I-129的在线监测方法。基于已有的气溶胶在线监测系统,设计气溶胶转化装置,解决气溶胶在线监测系统进样问题,为后续后处理厂气态流出物中气态I-129的在线监测提供进样前处理装置与方法。通过稳定碘代替I-129进行气溶胶转化验证实验,测得不同条件下装置转化效率,并结合ICP-MS性能参数、气溶胶转化装置转化效率及在线监测过程中的气溶胶损失率,初步得出该气溶胶转化装置用于气态流出物中I-129在线监测的探测下限范围,最优气溶胶转化效率可达43.35%,平均相对偏差为5.33%。与国际连续监测探测下限要求进行比对,验证了方法的可行性以及在后处理气态流出物中I-129在线监测领域的较好前景和研究价值。

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50. 基于Taurus软件的氡暴露剂量转换系数评估研究

朱邦勤, 张磊, 郭秋菊

辐射防护 2026, 46 (1): 68-75.

摘要（23）

PDF （5705KB）（10）

以英国卫生安全局发布的最新内照射软件Taurus为研究对象,探讨并验证了该软件在计算氡暴露剂量转换系数上的适用性。通过计算比较Taurus与之前被国内外广泛应用的内照射软件LUDEP和IMBA在计算氡子体呼吸系统沉积份额的差异,主要原因是各软件采用了不同呼吸道模型;采用Taurus软件计算了²²²Rn+²²⁰Rn共5个子体各单个子体在不同粒径分布等条件下的剂量转换系数,结果表明,²²⁰Rn子体剂量转换系数最高约为²²²Rn子体的6倍,未结合态氡子体对剂量转换系数贡献大于结合态氡子体;最后使用Taurus软件计算了典型室内室外环境中的氡剂量转换系数,验证了该软件在氡暴露剂量转换系数估算中的准确性和实用性。与国际放射防护委员会(ICRP)137号报告中氡剂量转换系数高度吻合的计算结果表明,Taurus软件不仅功能全面,输入参数选择自由度高,而且在呼吸道模型、消化道模型和相关生物动力学参数上均与ICRP最新数据库同步。

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