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    1. 海阳核电厂辐射防护设计优化及效果分析
    苟全录, 王彩霞, 张建年, 万灯炜, 余小东, 王一霖
    辐射防护    2023, 43 (6): 620-627.  
    摘要111)      PDF (2026KB)(37)   
    海阳核电一期工程两台机组采用AP1000技术路线,其辐射防护设计在采用先进成熟技术的基础上,采用了如使用非能动安全系统来减少设备数量、反应堆压力容器采取一体化顶封头设计、主泵采用免维护屏蔽泵、蒸汽发生器一回路水室采用电解抛光技术、乏燃料转运通道采用水囊屏蔽等大量优化设计,以提高设备可靠性,减少维修维护工作量,降低机组辐射水平和工作人员职业照射剂量。本文简要介绍了海阳核电厂辐射防护设计中所采取的主要优化措施,并通过与国内运行核电厂相关典型数据的对比分析,给出了相关优化设计所取得的防护效果,以供后续核电项目辐射防护设计参考。
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    2. 后处理厂气态流出物中I-129监测技术现状研究
    蔺一博, 骆志平, 庞洪超, 汪传高, 陈然
    辐射防护    2023, 43 (5): 422-430.  
    摘要106)      PDF (1832KB)(83)   
    乏燃料后处理厂在后处理过程中会产生大量放射性气体,对后处理厂气态流出物中I-129的主要形态展开调研,总结了目前放射性碘所用的监测方法,通过对比其优缺点,分析适用于后处理厂气态流出物中I-129的在线监测方法。并得出建立后处理厂气态流出物中I-129在线监测是可行的结论,可以尝试建立基于ICP-MS的后处理厂气态流出物中I-129在线监测技术,对后处理厂气态流出物中的气态碘分子进行监测,从而实现对后处理厂气态流出物中I-129的实时监测。
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    3. 铱-192源外照射致局部放射损伤临床诊疗技术规范专家共识
    中国核学会核应急医学分会, 中国辐射防护学会核与辐射应急分会, 中华预防医学会放射卫生专业委员会, 中国核工业集团有限公司科学技术委员会安全环保和废物治理专业委员会
    辐射防护    2023, 43 (5): 393-411.  
    摘要99)      PDF (1345KB)(65)   
    瞄准先进的局部放射损伤的基础研究及临床诊疗技术的国际前沿,结合国内尤其是核工业总医院30余年从事放射损伤基础研究和临床救治的实践经验,从多个维度建立铱-192源外照射致局部放射损伤的精准评估技术体系,建立局部放射损伤优化的救治策略和疗效估评方案,并在局部放射损伤的诊疗全过程中加以验证,从而实现对铱-192源外照射致局部放射损伤的精准评估、规范救治、预后判断、康复管理和长期医学随访,提高局部放射损伤的治愈率,降低致残率,为局部放射损伤的诊疗提供理论指导和技术支撑。
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    4. 空间辐射粒子致航天员辐射剂量的蒙特卡罗模拟计算
    沈江燕, 闫聪冲
    辐射防护    2023, 43 (S1): 8-13.  
    摘要98)      PDF (3533KB)(54)   
    空间辐射是航天员执行空间站飞行任务过程中面临的主要风险之一。空间辐射粒子组成复杂,能量范围广泛,研究空间辐射粒子能谱对航天员的辐射剂量能够更好地辅助研究空间辐射粒子效应,进一步完善航天员安全保护机制。采用山东高等技术研究院阿尔法磁谱仪(AMS)测量的空间辐射粒子能谱和ICRP成人男性体素模型,基于蒙特卡罗工具包Geant4构建“天和”核心舱等比例模型,完成了模拟计算空间辐射粒子能谱对核心舱内航天员的辐射剂量,并通过粒子能谱通量数据估算了航天员于近地轨道空间站长期飞行所受到的空间辐射剂量。结果表明,空间辐射163天后皮肤剂量吸收率达到2.22 mGy·d-1,空间辐射粒子谱中占比仅0.5%的高能重离子贡献了空间辐射剂量的14.6%。该研究对航天员长期飞行辐射剂量的模拟计算、航天员健康风险评估和高能重离子辐射生物效应具有一定指导和参考意义。
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    5. 少铅/无铅材料对X射线屏蔽性能的检测方法研究进展
    张璇, 李德红, 张晓乐, 郝光辉, 曹蕾, 张健, 黄建微, 郭彬, 赵瑞, 李孟飞
    辐射防护    2023, 43 (5): 412-421.  
    摘要95)      PDF (4444KB)(65)   
    为科学合理地评价少铅/无铅材料的防护效果,需要准确检测该类材料的屏蔽性能。通过文献调研,结合现行相关标准,从X射线辐射质、检测设备和检测方法3个方面对防护材料屏蔽性能检测进行介绍。根据检测布局的不同可分为以下5种检测方法:窄射束条件下探测器与被检材料距离较远,无法探测到被检材料产生的次级辐射,因而不适用于少铅/无铅材料检测;宽射束条件辐射束立体角增大且探测器与被检材料距离较近,利于少铅/无铅材料检测,但对被检材料面积以及探测器选取方面存在一定要求;逆宽射束条件通过窄束以及平板电离室实现检测,但存在小野问题;改进的逆宽射束条件利用IB-AT和IB-AP两种布局减少衰减前后能谱的差异,但实施较为繁琐;改进的宽射束可降低小野问题带来的影响,但仍存在衰减前后能谱差异对结果带来的影响。在实际操作中可根据其实验条件和具体防护需求选择相应的检测方法。
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    6. 250~500 kV X射线窄谱辐射质空气比释动能测量及剂量当量转换系数研究
    屈冰冰, 赵瑞, 吴金杰, 鲁平周, 李梦宇, 李婷, 马英杰
    辐射防护    2024, 44 (1): 19-26.  
    摘要84)      PDF (2555KB)(90)   
    辐射剂量仪表的准确测量是开展辐射防护工作的重要保障,根据ICRU中规定的实用量要求,需要在特定的参考辐射场中对其进行检定或校准。参考ISO 4037-1:2019,建立250~500 kV X射线窄谱系列参考辐射质,对所建辐射场的均匀性以及相应辐射质下的能谱进行研究。将由EGSnrc模拟的X射线能谱得到所建辐射质下的平均能量、分辨率以及实验测量得到的半值层值与ISO标准推荐值进行比较,结果均满足规范要求,表明新建辐射质准确可靠。利用A5电离室对新建辐射场中的空气比释动能进行测量,再根据X射线能谱信息计算得到的空气比释动能到剂量当量的转换系数,实现空气比释动能到周围剂量当量和个人剂量当量的转换,从而为各类辐射剂量仪表在该高能段的能量响应评价提供了测量条件,保证了量值的准确与可靠。
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    7. 核医学科医务人员辐射防护知信行现况调查及影响因素分析
    王蒙婷, 杨素云, 施冰梓
    辐射防护    2023, 43 (5): 501-509.  
    摘要83)      PDF (1082KB)(46)   
    为调查核医学科医务人员辐射防护知信行现状并分析影响因素,以规范医务人员辐射防护行为,为丰富辐射防护培训内容提供依据。采用自行设计的辐射防护知信行问卷,对便利选取的核医学科医务人员进行调查,应用多元线性回归分析影响辐射防护知信行的因素。共发放调查问卷130份,回收有效问卷123份,有效回收率为94.62%。核医学科医务人员辐射防护知信行问卷总得分为76.92分,知识得分为57.69分,态度得分为95.24分,行为得分为83.33分。多元线性回归分析结果显示,是否有子女和是否定期参加辐射防护培训是辐射防护知信行得分的影响因素(P<0.05)。通过本次调查表明,核医学科医务人员辐射防护知信行水平良好,态度和行为较为积极,但辐射防护知识掌握不足。相关组织和单位应定期组织辐射防护培训和教育,提高医务人员的辐射防护知识水平、形成积极的态度和行为。
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    8. 不同数据库中56Fe评价截面对屏蔽计算影响研究
    池晓淼, 韩毅, 陈法国, 马翔宇, 沈华亚
    辐射防护    2023, 43 (S1): 1-7.  
    摘要83)      PDF (5811KB)(40)   
    为了对各类评价库中56Fe截面在屏蔽计算方面的适用性和精确度进行评估,选用FE DIA100 R150代表性基准题对不同评价库及同一评价库不同版本中56Fe截面数据质量进行评价;并基于CENDL-3.2评价库,开展了对56Fe的敏感性分析工作,主要对其关键反应道截面在屏蔽计算方面的影响进行研究。研究结果表明:(1)由于56Fe的弹性散射截面和非弹性散射截面数据准确度的缺失,导致1.20~1.70 MeV、10.00~17.00 MeV等能区,各类评价库计算值与实验测量值差异均较大;(2)56Fe中的(n, n)和(n, n′)d反应截面对屏蔽计算影响最为敏感;(3)CENDL-3.2中56Fe(n, n)反应截面值在0.01~0.10 MeV能区较真实值截面值偏高。
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    9. 核电厂不应被忽视的一个辐射照射源项
    顾景智
    辐射防护    2023, 43 (5): 438-442.  
    摘要81)      PDF (967KB)(60)   
    放射性惰性气体是核电厂在运行过程中产生的一种放射性物质。由于其存在的物理形态和特性,以及对这类放射性辐射监测技术的限制和在特定工况下对核电厂工作人员可能会产生相应的辐射照射风险缺乏认知等因素,使得目前在运的核电厂基本上都还没有关注到该辐射源项的存在,也没有对该源项采取系统性的控制和防护措施。本文主要介绍了核电厂及反应堆厂房的放射性惰性气体源项,以及对工作人员的辐射影响,最后提出了降低核电厂放射性惰性气体照射风险的建议。
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    10. 氡析出迁移及覆盖控制研究进展
    赵勇, 张桂锋
    辐射防护    2024, 44 (1): 1-9.  
    摘要81)      PDF (962KB)(99)   
    随着核电的发展,天然铀需求量增大,地表尾矿大量堆积而产生的氡污染成为不可忽视的问题,如何能更加有效地降低铀尾矿氡析出量具有重要意义。一般采用地表堆积后覆盖的方法减小铀尾矿造成的地面环境危害,而氡的迁移过程经历在被覆盖材料迁移和覆盖材料中迁移两个阶段,因此研究氡迁移规律成为解决问题的关键内容。本文总结并评述了国内外学者针对氡析出影响因素、氡迁移理论、覆盖控制方法和效果、覆盖参量方面的研究,发现目前虽对氡析出机理和影响因素进行了全面分析,但是氡析出过程中多因素耦合机理和作用过程还需要更多的深入研究;覆盖材料主要为天然材料和人工合成材料,目前常采用的是天然材料,其中红土添加膨润土、砂质亚黏土、红土均为良好的降氡材料,后续还需要更多的研究,从而找到有效控制氡并对生态环境影响最小的覆盖材料。
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    11. 放射工作人员职业健康监护专家共识
    中国核学会核应急医学分会, 中华医学会放射医学与防护学分会, 中华预防医学会放射卫生专业委员会, 中国辐射防护学会核与辐射应急分会
    辐射防护    2024, 44 (2): 101-109.  
    摘要81)      PDF (979KB)(122)   
    从国际组织对健康监护认识的变迁、国内放射工作人员职业健康监护相关法规和技术标准的建立、检查项目和周期的设定、不能从事放射工作的指征、疑似放射损伤的界定以及对如何规范医学检查方法、适任性评价、特殊情况处理、健康监护档案管理的认识等多个角度阐述了放射工作人员职业健康监护,并形成专家共识,旨在为我国放射工作人员职业健康监护实践提供指导意见。
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    12. EAST聚变装置长脉冲辐射监测及研究
    李成勋, 霍志鹏, 钟国强, 胡立群
    辐射防护    2023, 43 (5): 451-459.  
    摘要78)      PDF (4608KB)(47)   
    EAST(Experimental Advanced Superconducting Tokamak)全超导托卡马克核聚变实验装置主要利用氘氘为燃料进行等离子体聚变反应,聚变反应会释放大量中子与次级γ射线。为了能够准确掌握EAST聚变装置在高参数长脉冲等离子体放电条件下辐射产物的空间分布信息,利用辐射在线监测系统实现对中子与γ射线的有效监测。按照防护需求在EAST装置大厅内外共布置13个重点监测区域。监测系统硬件方面,辐射中子与γ射线测量分别采用基于BF3正比计数管与氩气的电离室,通过双绞线与以太网的混合组网模式将监测数据传输到采集机,监测系统软件采用基于LabVIEW的控制采集软件实现对中子与γ射线实时剂量率及累积剂量的采集与存储。监测结果表明,EAST聚变装置在长脉冲高参数等离子体运行条件下,大厅内最大辐射剂量率迅速提高3个数量级以上,放电结束后又很快下降到接近辐射环境本底水平;大厅外由于屏蔽墙的防护作用,辐射剂量率始终保持接近辐射环境本底水平。利用辐射在线监测系统不仅可以有效获得放射性数据,而且为辐射安全防护管理提供了数据支撑,确保聚变能安全开发利用与人员安全。
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    13. 第43卷第S1期中英文目录
    辐射防护    2023, 43 (S1): 0-0.  
    摘要77)      PDF (201KB)(65)   
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    14. 关于规范我国运行核电厂集体剂量数据管理的建议
    王亮, 黄倩倩, 叶远虑, 刘志远, 陈鲁, 刘福东
    辐射防护    2023, 43 (S1): 39-43.  
    摘要76)      PDF (1031KB)(65)   
    目前国内在役核电厂在剂量数据收集、统计,标准化分类管理,信息公开等方面存在不足,存在同一个核电基地的不同反应堆之间,甚至同机组不同换料周期间的剂量数据的标准化、规范化程度较低,导致数据可比性较差,不利于实现辐射安全最优化的要求。本文通过国内以及国外核电厂剂量数据管理情况,分析我国核电厂集体剂量数据管理的不足和存在的问题,进而提出改进建议。
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    15. 天津市大气气溶胶中7Be、210Pb和210Po活度浓度水平及辐射剂量评估
    崔明, 于川, 高建政
    辐射防护    2023, 43 (5): 495-500.  
    摘要75)      PDF (1156KB)(88)   
    为了研究天津市大气气溶胶中7Be、210Pb和210Po活度浓度水平及其对公众产生的辐射剂量,预防辐射损伤的发生,本文对天津市2018—2020年总悬浮颗粒物(TSP)中7Be、210Pb和210Po进行检测分析。结果表明,天津市TSP中7Be、210Pb和210Po的年均活度水平分别为0.74~15.0 mBq/m3、0.21~2.5 μBq/m3和0.17~0.74 μBq/m;三种放射性核素的活度浓度均呈冬季最高,这是冬季高纬度冷空气和取暖季较高污染排放共同作用的结果;7Be、210Pb和210Po以吸入方式对公众产生的总有效待积剂量在6.28~40.1 μSv/a,低于公众照射规定的剂量限值(1 mSv/a),还不足以威胁人体健康。
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    16. 核电厂流出物排放控制值研究
    黄彦君, 上官志洪, 左伟伟
    辐射防护    2023, 43 (5): 431-437.  
    摘要71)      PDF (3557KB)(69)   
    排放量控制是我国核电厂环境辐射防护和流出物排放管理的重要内容。通过对比国内外压水堆核电厂流出物排放量水平,分析了我国现行标准中排放控制值对国外同类核电厂流出物排放量的包络率,同时与法国流出物排放控制值进行了比较。结果表明,除流出物中3H、14C外,现有标准控制值基本上可以包络国外核电厂统计排放量,且具有较大的余量。在目前的流出物排放管理水平下,现行标准中规定的排放量控制值仍是适宜的,其中对于3H、14C外的其他控制指标仍有很大的优化空间。
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    17. “华龙一号”机组大修期间反应堆厂房多源射线探伤辐射风险控制
    徐卓群, 江致远, 田秋鑫
    辐射防护    2023, 43 (S1): 44-51.  
    摘要70)      PDF (14025KB)(35)   
    射线探伤是各核电厂应用广泛的无损检测手段之一,由于使用的放射源活度较高,若探伤操作或管理不当,可能引发辐射事件或辐射事故。基于“华龙一号”机组设计布局与首修实践,秉持反应堆厂房多源探伤分区管控理念,创新设计“三段式”代码,结合自主研发判定逻辑,保障“华龙一号”机组大修期间反应堆厂房多源探伤安全高效实施,完善国内外辐射防护领域管控体系,为国内外同类型机组提供借鉴与参考。
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    18. 双着丝粒染色体半自动化分析估算辐射生物剂量专家共识
    中国核学会核应急医学分会, 中华医学会放射医学与防护学分会, 中华预防医学会放射卫生专业委员会, 中国辐射防护学会核与辐射应急分会
    辐射防护    2024, 44 (3): 199-209.  
    摘要69)      PDF (2111KB)(45)   
    双着丝粒染色体(dicentric chromosome, dic)半自动化分析估算生物剂量已在国际上推广应用10余年,技术成熟度高,且国际原子能机构(IAEA)出版的技术报告和国际标准化组织发布的技术标准已推荐该方法估算剂量。但国内尚未有相关技术规范和标准。专家组结合国内30余年基于dic人工和半自动化分析估算生物剂量的实践经验,从dic半自动化分析原理、主要技术内容、影响因素分析和实用举例等方面给出dic半自动化分析估算生物剂量的技术共识,其主要技术内容与现有GB/T 28236国家标准相比,具有明显提升生物剂量估算效率,降低对专业人员技术熟练程度要求,更有利于推广应用等优势。而且dic半自动化分析与人工分析一样,可用于急性均匀、局部、迁延性照射和延迟采样等不同辐射暴露场景下的受照剂量估算与重建。dic半自动化分析估算生物剂量的推广应用,可解决目前国内生物剂量估算很难满足发生大规模核与辐射事故受照人员众多时的医学应急响应临床分类诊断需要的“瓶颈”,为进一步制定相关国家及行业标准提供技术支撑。
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    19. 海水中137Cs和90Sr分析的实验室间比对
    林静, 黄德坤, 倪甲林, 纪建达, 钟强强, 张金钊, 于涛
    辐射防护    2023, 43 (5): 485-489.  
    摘要67)      PDF (1803KB)(25)   
    为提高海洋环境放射性核素监测水平,开展了海水中137Cs和90Sr的实验室间测量比对活动。137Cs测量结果与参考值的相对偏差为-2.99%~5.97%,测量结果的准确度、精密度和正确度均满足比对要求,比对评价结果均为“合格”;90Sr测量结果与参考值的相对偏差为-41.58%~3.96%,其中12个实验室的比对评价结果为“合格”,1个实验室的比对评价结果为“不合格”。本次比对活动,各参比实验室的整体比对结果良好。
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    20. 铀燃料芯块表面及操作人员弱贯穿辐射剂量监测
    陈斌, 韦应靖, 安世峰, 王雨青
    辐射防护    2023, 43 (5): 473-477.  
    摘要67)      PDF (1273KB)(40)   
    铀燃料中238U和235U衰变时伴随着大量的β射线发射,操作铀燃料芯块的人员可能存在较大弱贯穿辐射风险。使用β谱仪和定向剂量当量率仪,对燃料芯块表面的β发射谱和β辐射剂量率进行了测量,测得燃料芯块发射的β射线最大能量为2.3 MeV,燃料芯块表面$\dot{H}$'(0.07)可达1.38 mSv/h,$\dot{H}$'(0.07) 和$\dot{H}$*(10)的比值达到了约36.3。实验测得目前燃料芯块操作人员穿戴的防护用品对高能β射线几乎没有防护效果,燃料芯块操作人员Hp(0.07)和Hp(10)比值高达130。根据场所和人员弱贯穿辐射测量结果,提出了对铀燃料操作人员增加Hp(0.07)和Hp(3)监测的建议,并给出了可降低燃料芯块操作人员弱贯穿辐射剂量的防护方法。
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    21. 基于固体径迹探测的中子个人剂量计性能研究
    焦岩, 曹勤剑, 卫晓峰, 徐园, 赵原, 刘立业
    辐射防护    2024, 44 (1): 33-41.  
    摘要66)      PDF (3552KB)(40)   
    CR-39固体径迹探测器作为一款被动式的中子个人剂量计,具有方便携带、价格低廉、抗干扰能力强、对γ、β射线不敏感、对快中子响应好等优点。针对新开发的一款中子个人剂量计,根据国际标准ISO 21909-1,对新型中子个人剂量计的CR-39固体径迹探测单元的相关性能开展了实验研究。实验结果表明,CR-39固体径迹探测器具备良好的测读重复性、批次均匀性、剂量线性、稳定性、参考辐射场响应以及对光子不敏感的属性,同时给出了CR-39测量中子剂量的剂量探测下限和不确定度,为国际标准引进提供了实验数据参考。
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    22. 应急辐射防护用定向剂量当量率仪研制
    韦应靖, 吴志芳, 刘立业, 李胤, 魏世量, 延军
    辐射防护    2023, 43 (5): 467-472.  
    摘要65)      PDF (3843KB)(41)   
    为了准确测量应急条件下的场所H'·(0.07)数值,基于塑料闪烁体半导体光电二极管(SiPM),研制了一种应急辐射防护用定向剂量当量率仪。分别选取2层3 μm的镀铝聚酯膜、厚度50 μm和直径35 mm的塑料闪烁体、厚度5 mm的有机玻璃及SiPM,依次作为探测器的前窗、闪烁体、光导和光电转换器件。对于研制的应急辐射防护用定向剂量当量率仪,按照GB/T 4835.2—2013测得其辐射特性如下:在70 μSv/h~1.7 Sv/h剂量率范围内,其相对固有误差在-14%~+20%范围内;在β射线平均能量为60~800 keV辐射中,在0~±60°入射时,测得响应随β辐射能量和入射角的变化在-16% ~+ 48%范围内;在0.24 mSv/h辐射场中测量结果的统计涨落为8.4%。测试结果表明,该应急辐射防护用定向剂量当量率仪的辐射特性均满足GB/T 4835.2—2013中要求,可用于较高弱贯穿辐射场所和应急条件下的定向剂量当量率监测。
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    23. 世界高本底辐射地区流行病学、剂量学和放射生物学问题的回顾
    薛惠元, 高锦, 涂彧
    辐射防护    2023, 43 (S1): 129-138.  
    摘要65)      PDF (1168KB)(28)   
    世界上各地区辐射水平不尽相同,自然形成的高本底辐射地区由于其辐射剂量及居住人群的独特性,一直吸引着各国研究者的关注。早期流行病学研究中并未显示高本底地区癌症发病率有增加趋势,这引起了对线性无阈值假设有效性的一些争议。本文介绍并讨论了在中国、巴西、印度和伊朗等一些主要世界高本底天然辐射地区进行的放射性水平测量、放射生物学和辐射流行病学研究的主要结果,以期引起人们对与世界高本底地区相关的剂量学、流行病学和放射生物学等热点问题的研究兴趣。针对现阶段面临的问题提出建议,得以更好地进行高本底地区的相关研究,同时保护高本底辐射地区居民免于可能受到的辐射影响。
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    24. 2019—2020年我国部分非铀矿山氡浓度监测结果与分析
    武云云, 宋延超, 张庆召, 崔宏星, 侯长松
    辐射防护    2023, 43 (S1): 61-66.  
    摘要65)      PDF (1259KB)(116)   
    2019—2020年,选择我国黑龙江等11个省(自治区)的75座非铀矿山,采用固体核径迹探测器累积测量矿山氡浓度,结果显示,金属矿山55座(N=416),井下氡浓度算术均值(AM)为(1 334±3 301)Bq/m3,几何均值(GM)为(317±4.6)Bq/m3,范围 22~28 314 Bq/m3;非金属矿山16座(N=113)AM和GM分别为(162±151)Bq/m3和(125±2)Bq/m3,范围22~971 Bq/m3。井下529个测量点,氡浓度超过300 Bq/m3的测量点占测量总数的31.8%,超过1 000 Bq/m3和2 700 Bq/m3的测点分别占测量总数的19.8%和9.3%。21座金属矿山井下氡浓度超过1 000 Bq/m3,占调查总矿山的28%。金属矿山矿工的年有效剂量均值为8.38 mSv,非金属矿山矿工的年有效剂量均值为1.01 mSv。可以看出,我国金属矿山井下氡浓度高的问题很突出。建议今后加强金属矿山工作场所氡的监测和矿工氡个人剂量监测,加强通风工程防护,并借鉴国际机构的管理模式,尽快实行分级管理。
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    25. 第44卷第1期中英文目录
    辐射防护    2024, 44 (1): 0-0.  
    摘要65)      PDF (190KB)(67)   
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    26. 密封箱室标准体系研究
    刘富贵, 刘立坡, 董芳芳, 靳立强, 潘建均, 李筱珍, 郭建新
    辐射防护    2024, 44 (1): 85-92.  
    摘要64)      PDF (2044KB)(49)   
    密封箱室是满足特定密封及辐射防护要求的专用设备。本文全面梳理了我国现阶段密封箱室标准现状,分析了密封箱室在设计、制造、安装调试、使用维护和退役等方面的标准需求,总结建立了密封箱室标准体系结构和标准明细表,为指导我国密封箱室标准的应用和实施以及下一步急需开展的标准研究和编制工作奠定了基础。
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    27. 气载流出物中碳-14对氚测量的干扰分析
    保莉, 杨有坤, 廉冰, 郭琛, 马旭媛, 杨海兰
    辐射防护    2023, 43 (S1): 52-55.  
    摘要63)      PDF (2581KB)(35)   
    氚是核设施气态流出物中重要的放射性核素,作为低能纯β核素,目前多采用累积取样、实验室分析的方式进行监测。气载流出物中的氚取样后未经纯化的制样测量,可能会存在其他核素干扰的问题。对气载流出物中的碳-14对氚的测量干扰进行定量分析,可为气载流出物中氚的准确测量提供参考。通过氚、碳-14取样特点分析确定取样阶段的干扰,制备并测量单核素和氚碳双标记样品,明确碳-14对氚测量阶段的干扰影响。取样阶段,碳-14在氚的水捕集液中的吸收量随温度变化而变化,在10 ℃时CO2在300 mL氚捕集液中的溶解度为0.70 g。测量阶段,碳-14对氚的影响会因液闪谱仪的设计工作原理而异,如Quantulus1220型超低水平液闪谱仪,在氚测量模式下不能忽略碳-14的计数贡献;而LSA2000A型低水平液闪谱仪,在氚测量模式下可以不考虑碳-14的计数贡献。
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    28. 核电生命周期温室气体排放核算边界及方法初探
    武翡翡, 康晶, 王彦, 廉冰, 杨洁, 岳琪
    辐射防护    2024, 44 (1): 10-18.  
    摘要63)      PDF (2653KB)(61)   
    核能是低碳电力的重要来源,有助于实现“双碳”目标。国家层面尚未建立统一规范的核电行业温室气体排放核算体系,核算边界及方法研究有待进一步完善。从温室气体排放核算的关键问题出发,系统梳理了国内外核电温室气体排放核算边界、方法的研究进展,对比重点行业企业温室气体排放核算标准与指南要求,提出了核电生命周期温室气体排放核算研究思路。从核算体系建立、影响因素研究、退役个案研究等方面提出未来研究展望,为我国建立统一规范的核电行业温室气体统计核算体系提供参考。
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    29. 全国发电用煤天然放射性核素含量调查分析
    王绍林, 陈凌, 白向飞, 拓飞, 陈法国, 曹钟港
    辐射防护    2023, 43 (5): 478-484.  
    摘要62)      PDF (1041KB)(40)   
    通过对煤矿实地调查获取的数据及相关文献进行综合分析,发现2013年我国发电用煤中天然放射性核素含量按煤的年产量加权均值,238U为29.2±2.9 Bq/kg、226Ra为25.2±2.1 Bq/kg、232Th为26.9±0.1 Bq/kg、40K为64.0±0.6 Bq/kg、210Po为20.7±0.2 Bq/kg、210Pb为24.6±0.3 Bq/kg;天然放射性核素含量按煤矿规模加权均值,238U为33.9±9.7 Bq/kg、226Ra为30.9±7.9 Bq/kg、232Th为28.5±4.2 Bq/kg、40K为79.7±20.4 Bq/kg、210Po为26.8±4.3 Bq/kg、210Pb为33.9±7.7 Bq/kg。本次调查结果可以为全面评价我国煤电产业链的放射性影响提供发电用煤天然放射性水平的基础数据。
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    30. 我国2016—2020年辐射事故回顾与分析
    龚宇, 党磊, 李小丁, 白刚, 曲云欢, 齐媛
    辐射防护    2023, 43 (6): 665-670.  
    摘要62)      PDF (1485KB)(78)   
    为了汲取辐射事故经验教训,提升我国辐射安全水平,在生态环境部开展《核安全与放射性污染防治十三五规划及2025年远景目标》终期评估工作的基础上,对2016—2020年我国发生的辐射事故进行整理总结,分析事故类型、级别、后果,并就辐射事故反应出的问题进行探讨,提出优化辐射安全监管、核安全文化培育、建立辐射安全评价指标以及健全辐射事故损害赔偿机制等建议。
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    31. 基于空气荧光的Alpha表面污染测量样机的研制
    金成赫, 赵原, 汪屿, 曹勤剑, 熊万春, 黄明啸, 刘立业, 李岩, 董佳杰, 夏三强
    辐射防护    2023, 43 (6): 549-555.  
    摘要60)      PDF (4466KB)(40)   
    基于空气荧光的α表面污染光学测量方法,相对于其它α表面污染测量方法具有非接触式测量、对于异形构件可有效测量、不易被污染等优点。同时基于荧光的α表面污染测量技术也面临着由于有限的荧光产额而导致的探测下限过高的问题。介绍了自行研制的基于空气荧光的α表面污染测量样机,样机采用了望远镜+扫描的测量方式。初步的性能测试结果表明,在距离物镜1 m处,常温常压下该样机的灵敏度为2.63 s-1/kBq,测量时间为10 s时,最小可探测活度为1.0 kBq。此时现场适用性验证实验证明该样机在探测范围内能够准确地测量出α表面污染的空间分布。
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    32. 华龙一号核岛厂房气载放射性浓度计算及其监测阈值分析
    张普忠, 李鹏飞, 冯嘉, 郭锋, 陈婷婷
    辐射防护    2023, 43 (5): 510-514.  
    摘要60)      PDF (1003KB)(45)   
    吸入内照射是压水堆核电厂工作人员所受职业照射内照射部分的主要来源之一。为确保工作人员的受照剂量满足法规标准要求,并处于可合理达到的尽量低水平,必须对核岛厂房内气载放射性浓度进行评估、监测和控制。本文基于核电厂正常运行状态下核岛厂房气载放射性浓度计算模型,对其关键参数选取进行分析,并对气载放射性浓度的监测阈值设计进行研究,最终给出了关键参数的选择建议,同时也给出了部分气载放射性核素的监测阈值,用于关键通风系统的启停阈值设计,以对华龙一号核岛厂房内的气载放射性浓度进行准确的评估、监测和控制,进而降低工作人员的受照剂量。
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    33. 核设施退役职业病危害监管思考
    战景明, 薛向明, 杨雪, 姜霞, 武晓燕
    辐射防护    2023, 43 (S1): 123-128.  
    摘要60)      PDF (1037KB)(84)   
    本文通过调研核设施退役职业病危害监管有关出版物、标准及文献,对核设施退役过程中职业病危害因素种类、特点及其监管现状进行了分析,认为与正常运行阶段及建筑施工作业相比,核设施退役具有辐射源项复杂、放射性活度强、环境辐射场分布不均匀、尘毒危害因素突出等特点,其职业病危害监管措施类似于建筑施工作业,职业病危害监管难度较大,不论是正常退役或是事故后退役,参与核设施退役的工人面临的健康风险仍是各国重点关注的问题。有鉴于此,我国应在IAEA及国内退役相关运行经验基础上,结合核设施退役作业特点及职业病危害管理现状,提出我国核设施退役现场职业病危害预防及管理措施,为我国日益壮大的核设施退役工程提供职业卫生监管依据,促进我国核设施退役的健康稳定发展。
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    34. 水中浸没γ外照射剂量率转换系数计算方法研究
    龚军军, 黄固, 夏文明, 陈君军, 张耀云
    辐射防护    2023, 43 (5): 460-466.  
    摘要59)      PDF (2161KB)(37)   
    采用蒙特卡罗软件建立点源球壳模型,快速计算得到能量在10 keV~10 MeV区间的30种单能γ射线在水中的有效作用距离;采用蒙卡软件程序的F6卡、F4卡结合FM4卡、*F8卡三种方法,计算得到参考人在水中浸没外照射条件下的单能γ射线和19种核素的放射性活度浓度-剂量率转换系数。计算结果表明,分别与采用MIRD模型的美国能源署FGR 12报告、FGR 15报告和采用体素模型的ICRP 144相比,相对偏差均在±10%以内,计算方法和结果可为工程上快速计算提供借鉴参考。
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    35. 区域环境电磁辐射监测技术研究
    王冠, 缪尔康, 徐辉, 高鹏
    辐射防护    2024, 44 (3): 224-232.  
    摘要59)      PDF (10710KB)(70)   
    随着社会信息化程度不断提高,复杂多变的电磁波信号充斥着整个空间,如何准确、有效地获取电磁环境监测数据成为科学评估区域环境电磁辐射水平的关键。本文基于环境电磁辐射影响特点,在我国现有标准和监测实践基础上,对标国际组织工作成果,探讨并提出以车载巡测和网格监测方式开展区域环境电磁辐射监测,为进一步完善现有电磁环境监测工作指明了方向,同时也为提升我国电磁环境监管效能提供技术借鉴。
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    36. 甘肃省某石煤提钒企业伴生放射性污染的调查及分析
    王福军, 王海山, 郝建国, 方鹏, 马宏达, 魏晋祥, 梁晓烨, 丁晶洁, 刘作业
    辐射防护    2023, 43 (6): 586-594.  
    摘要58)      PDF (1327KB)(40)   
    本文对甘肃省石煤资源的伴生矿物天然放射性核素的活度浓度水平以及开发利用过程中产生的辐射问题进行了调查,石煤伴生矿放射性主要来自铀系核素238U和226Ra,部分矿区的238U和226Ra的放射性活度浓度的平均水平超过了1 Bq/g。并对甘肃省某石煤提钒企业的测量数据,评估了工作人员以及公众接受的照射剂量率,分析了放射性污染以废水、废气、放射性固体废物等形式向环境转移的可能性。最后对石煤伴生放射性矿现存的各类放射性污染问题提出相应的建议。
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    37. 辐致光伏效应同位素电池中辐致荧光换能材料的辐照损伤效应研究
    许志恒, 梁冬冬, 吴益水, 姜同心, 汤晓斌
    辐射防护    2023, 43 (S1): 71-77.  
    摘要58)      PDF (8138KB)(14)   
    辐致光伏效应同位素电池具有结构紧凑、可小型化、换能材料可选范围宽等独特优势,被视为辐射粒子转换型同位素电池的典型代表。辐致荧光换能材料是影响辐致光伏效应同位素电池性能的关键一环,其辐照稳定性是确保电池能够长期高效服役的前提。基于此,本文选取辐致光伏效应同位素电池中的典型辐致荧光换能材料——ZnS:Cu作为研究对象,重点探讨了ZnS:Cu荧光层在经受不同强度与类型的射线粒子辐照前后的发光性能,对比辐致荧光光谱、发光强度及相应同位素电池电学性能的变化情况。经测试研究,ZnS:Cu荧光层的耐辐照性能较为良好,在分别经受200 keV、1.25×1014 cm-2的质子和100 keV、4.32×1016 cm-2的电子辐照后,其发射光谱的峰值光强相比于未辐照时仅衰减了15.23%和13.94%。同时发现辐照损伤效应会引起辐致荧光强度衰减,这也是导致电池电学性能下降的内在原因。而一定强度的伽马辐照可以促进ZnS:Cu荧光层的辐致发光性能,其中基于丙烯薄膜的ZnS:Cu荧光层受辐照剂量为871.0 kGy的伽马辐照后,相应的辐致光伏效应同位素电池的最大输出功率提升了24.59%。本工作对辐致荧光换能材料及相关器件的辐照稳定性评估与性能优化等方面的研究具有积极的促进作用。
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    38. 低放废物处置场辐射防护设计关键问题研究
    王雅霄, 李卓然, 王炳衡, 王晓霞, 高桂玲
    辐射防护    2023, 43 (S1): 99-105.  
    摘要58)      PDF (4886KB)(59)   
    低放废物处置场辐射防护设计一般主要涉及废物处置单元和废物接收厂房。废物处置单元根据处置场接收准则、废物码放处置方案等进行辐射防护设计,废物接收厂房的辐射防护设计主要关注废物装卸区、开箱倒装区、无损检测区等。本文主要介绍了低放废物处置场辐射分区准则的制定,辐射防护设计原则的考虑,废物处置单元及废物接收厂房辐射防护设计等方面的内容。重点关注了废物处置单元废物分层、分隔断码放处置情景,不同分隔码放方式所允许码放处置的放射性废物表面剂量率限值,码放层数限制,处置单元侧墙直接照射、处置单元天空散射、水泥砂浆及封顶的辐射防护设计考虑,以及废物接收厂房开箱倒装区的辐射防护设计关键问题。介绍了低放废物近地表处置场辐射防护设计相关的问题处理及经验,为相关设施辐射防护设计提供了参考。
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    39. 伴生放射性矿开发利用场址开放土壤残留放射性水平研究
    郑国峰, 谢树军, 廖运璇, 张爱玲, 商照荣, 高思旖
    辐射防护    2024, 44 (2): 151-159.  
    摘要58)      PDF (1116KB)(65)   
    伴生放射性矿开发利用中,伴生的天然放射性核素可能迁移到土壤中,造成土壤放射性污染。本文梳理了我国土壤污染风险管控制度和国际上关于土壤放射性管控的要求,使用RESRAD软件程序,根据不同的土地利用用途,计算推导伴生放射性矿开发利用场址开放土壤残留放射性筛选值,同时与美国监管机构推荐的筛选值进行了比对分析,确定了6种典型核素的土壤残留放射性筛选值,为完善我国土壤放射性污染风险管控制度提供依据。
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    40. 云南城市放射性废物库建设、运维与辐射环境监测分析
    罗晶, 喻亦林
    辐射防护    2023, 43 (S1): 111-122.  
    摘要57)      PDF (4152KB)(29)   
    云南放废库是国家建设的首批城市放射性废物库,运行34年来,共收贮(处)放射源3 650枚、放射性废物12.2 t。库区安保建设历经多次升级,满足核安全导则《城市放射性废物库安全防范系统要求》;核安全文化建设方式多样、辐射事故应急演习已成常态。库区辐射环境质量良好,环境空气、水环境、土壤环境、生态环境各项放射性监测指标均属区域环境背景水平。
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    41. 基于ICRP新碘周身模型的滞留量计算及新旧模型差异对比
    代伟, 王明, 董浪, 张庆贤, 谷懿, 曾国强, 李三刚
    辐射防护    2024, 44 (2): 110-119.  
    摘要57)      PDF (12261KB)(39)   
    国际放射防护委员会(ICRP)137号出版物对碘的生物动力学模型进行了修改,ICRP 100号出版物发布了新的消化道模型,ICRP 130号出版物修订了呼吸道模型,使用新模型计算出来的碘滞留量及排泄量与旧模型的计算结果存在差异。定量分析新旧模型的计算结果差异,可为国内准确评估放射性碘致内照射损伤提供参考。本文采用矩阵算法,依据ICRP相关出版物分别构建了新旧放射性碘生物动力学计算模型,系统分析了通过不同方式(吸入、食入、静脉注射)摄入1 Bq的125I、129I、131I在甲状腺中的滞留量及在日排尿中的排泄量。此外,考虑到新模型划分了旧模型中没有的肝脏及肾脏隔室,也计算了碘同位素在肝脏及肾脏中的滞留量。结果表明:新旧模型计算出来的放射性碘在甲状腺以及日排尿中的计算结果均有明显差异;与食入和注射两种摄入方式相比,吸入方式引起计算结果差异较大;新模型中肝脏及肾脏中的滞留量计算结果有所不同,但变化趋势相似。
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    42. 基于溴化镧(LaBr3)探测器的无人机在口岸货场放射性检测中的应用
    万永亮, 铁列克·波拉夏克, 李准, 成智威, 凯依赛尔·阿布都外力
    辐射防护    2023, 43 (5): 490-494.  
    摘要56)      PDF (1067KB)(25)   
    详细介绍了配备溴化镧探测器的无人机放射性检测系统的组成,并对能量进行校准,对能量分辨率、本底进行了测试。应用蒙特卡罗方法计算系统测量点源探测效率和土壤体源转换系数,计算了其测量时间1 500 s对点源和体源的最小可探测活度。结果表明,该系统对137Cs 661.7 keV的分辨率达到2.75%,测量时间1 500 s对137Cs点源和体源的最小可探测活度分别为2.37 kBq、3.77 Bq/kg。现场实际应用表明,该系统能够应用于口岸货场中放射性检测工作。
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    43. 第43卷第5期中英文目录
    辐射防护    2023, 43 (5): 0-0.  
    摘要55)      PDF (194KB)(52)   
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    44. 国际可移动小型堆开发与运输安全研究现状
    孙洪超, 李国强, 王鹏毅, 孟东原, 王长武, 王智鹏, 庄大杰, 孙树堂, 张建岗
    辐射防护    2024, 44 (3): 210-216.  
    摘要55)      PDF (3021KB)(55)   
    可移动小型堆(TNPPS)作为小型模块化反应堆(SMR)的一种(一般指30 MW以下的SMR),当通过陆路、海运等方式运输后在运输工具上或者从运输工具卸载后能够运行和产生电能,可以满足偏远、局部区域的供热、用电需求,引起了各国的重视。本文简要介绍了国际可移动小型堆发展现状,重点对国际上不同类型可移动小型堆的特点、可移动小型堆发展面临的问题和挑战进行总结,并重点讨论了可移动小型堆运输安全相关问题及对策建议。
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    45. 国外核设施单位放射工作人员眼晶体剂量监测现状及启示
    薛向明, 武晓燕, 杨雪, 古晓娜, 战景明
    辐射防护    2024, 44 (3): 217-223.  
    摘要55)      PDF (1089KB)(67)   
    国际社会对眼晶体职业剂量限值修订已有10余年,其间已有多个国家将新的眼晶体职业剂量限值纳入法律规定。国外资料显示核设施部分岗位眼晶体剂量可能较高,一些国家提出了眼晶体剂量监测的具体方案,但国内相关信息缺乏。本文在对国外核设施职业人群眼晶体剂量水平梳理基础上,对国外机构提出的眼晶体剂量监测对象、监测剂量水平要求及采用的监测方法等进行了综述,以期为我国核设施单位眼晶体剂量限值修订及相关工作的开展提供借鉴。
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    46. 基于金刚石超短超强激光脉冲X射线剂量仪研制
    宋鸿鹄, 武祯, 邱睿, 魏朔阳, 宫辉, 张辉, 李君利
    辐射防护    2023, 43 (6): 542-548.  
    摘要54)      PDF (5323KB)(39)   
    基于金刚石探测器研制了脉冲X射线剂量测量仪,并对其性能进行进一步研究测试,使用蒙特卡罗软件FLUKA对测量仪进行了全装置建模,基于该模型完成了能量和角响应模拟。在中国计量科学院对仪器进行了实验校准,实验内容包括仪器对于137Cs、60Co的能量响应以及剂量率响应校准,以及仪器对于137Cs的角响应校准,结果表明仪器输出电流与剂量率具有较好的线性,仪器未表现出明显的饱和现象,且仪器对137Cs具有较好的角响应,最大差异不超过18%。基于3、6 MV电子脉冲加速器和“XG-III”等激光装置开展了相关验证实验,获得了与Unidos标准电离室、TLD较为一致的结果,最大误差分别为7%和36%。基于以上模拟和实验,进一步验证了本仪器应用于超短超强激光装置致脉冲辐射场剂量实时测量的可行性,为此类脉冲辐射场提供了剂量率测量手段。
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    47. 基于可变形面元模型的新一代人体辐射剂量计算技术
    赵日, 刘兆行, 刘娜, 王仙祥, 张静, 梁润成, 刘鑫, 令狐仁静, 戴雨玲
    辐射防护    2023, 43 (6): 533-541.  
    摘要54)      PDF (9536KB)(42)   
    为提高人体辐射剂量计算精度,满足精准防护需求,建立了基于可变形面元模型的人体辐射剂量计算技术完整方法,包括人体数字面元模型的变形算法与面元模型高速蒙特卡罗计算方法。其中面元模型的变形采用刚体旋转矩阵、体积图拉普拉斯算子和近似刚体变换三种算法分别实现骨骼、软组织和内部器官的变形;模型高速蒙卡计算则基于Delaunay四面体切割技术。基于此,进行可变形面元模型与不可变形体素模型剂量计算对比试验,结果表明,蹲姿底向照射时,面元模型比直立体素模型得到的有效剂量高51.2%,器官剂量高至98.6%;跪姿前向照射时,面元模型比直立体素模型得到的有效剂量高58.7%,器官剂量高至98.0%。重点突破了新一代剂量计算技术中的面元模型变形、高速蒙特卡罗计算等关键环节,为国内进一步发展高精度剂量计算提供了重要支撑,未来有望在精准防护应用中实现人员剂量的精准评价。
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    48. 放射性物品装运审批研究
    包捷, 詹乐昌, 张礼楠, 王悦
    辐射防护    2023, 43 (S1): 89-94.  
    摘要54)      PDF (1647KB)(25)   
    调研了放射性物品装运批准基本情况,主要包括国际原子能机构以及美国、英国、法国、德国以及我国的装运批准机构、批准装运的放射性物品范围和批准主要内容等情况,总结对比了批准范围和批准内容异同,结合国内放射性物品装运监管实际,给出了放射性物品装运管理建议。
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    49. 选频电磁辐射监测仪器电波暗室比对测量分析
    宁健, 李占优, 周峰, 袁修华
    辐射防护    2024, 44 (1): 57-61.  
    摘要54)      PDF (4011KB)(25)   
    为了提高监测仪器比对结果的可比性,选择场强稳定且不受外界电磁环境影响的场所开展比对是必要的。本文分析总结了在标准电波暗室里开展选频射频电磁辐射监测仪器比对测量的经验和做法,通过比对,暴露出日常工作难以发现的问题,提出监测仪器期间核查相关建议;在稳定的、标准的电磁场环境开展比对,为电磁环境监测仪器比对提供一种新做法。
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    50. 铀矿井降氡优势通风方式研究
    李先杰, 张哲, 胡鹏华, 陈刚, 任建军, 刘啸晨
    辐射防护    2024, 44 (1): 80-84.  
    摘要54)      PDF (910KB)(24)   
    本文以矿井通风网络入风段和用风段氡析出规律为出发点,由铀矿通风降氡基本方程导出不同通风方式下铀矿降氡需风量的计算公式,并由入风段有效供风能力导出优势通风方式评价指标,给出铀矿通风降氡方式的判别方法。
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