辐射防护

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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（120）

PDF （2026KB）（42）

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. 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（100）

PDF （979KB）（138）

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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3. 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（99）

PDF （2555KB）（101）

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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4. 中国成年参考人体模内照射剂量转换系数计算

鄢书畅, 邱睿, 武祯, 罗熹宇, 张辉, 李君利

辐射防护 2024, 44 (4): 323-335.

摘要（96）

PDF （11091KB）（126）

在核科学与技术、核能、核医学等领域中,对相关公众、职业人员、病人等在工作、核事故以及照射治疗的过程中受到的内照射剂量进行准确的评估是人员健康安全的重要保障。参考国际放射防护委员会(ICRP)生物动力学模型和放射性核素信息,通过计算比吸收分数(SAF),得到内照射剂量转换系数。利用ICRP参考人体素模型验证计算方法的正确性,最后基于中国成年参考人体素体模,系统地建立了中国成年参考人的内照射剂量系数数据库。数据库包括中国成年参考人α、β和γ射线比吸收分数、中国成年参考人体模敏感器官(组织)待积当量剂量转换系数和中国成年参考人待积有效剂量转换系数。将计算的结果与GB 18871—2002提供的内照射剂量转换系数进行了比较分析,结果表明采用中国成年参考人体模内照射剂量转换系数数据库,能更加准确地评估中国成年人摄入放射性核素所致的内照射剂量。本工作为中国成年人内照射剂量评估提供了标准化的方法和全面的数据,具有理论价值和实践意义。

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5. 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（91）

PDF （962KB）（112）

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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6. 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（88）

PDF （2111KB）（55）

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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7. 基于全站仪定位的辐射场测量方法研究

赵原, 刘立业, 李华, 刘学刚, 程锦锋, 王晓龙, 龙泽宇, 李会, 陈凌

辐射防护 2024, 44 (4): 336-342.

摘要（88）

PDF （8453KB）（71）

在核设施检修或退役中,往往需要对现场的辐射剂量场进行测量。传统的剂量率仪不支持空间坐标测量,需要额外的坐标测量工具,且剂量测量和坐标测量不同步,使得测量效率受到限制。针对该问题,提出了一种基于全站仪定位的测量方法,可同时测量剂量率和对应的空间坐标,定位精度为mm级,研制了测量系统样机。使用样机对某个水泥固化放射性废物桶进行了测试实验,与蒙特卡罗计算结果进行对比,测量值与模拟值的相对偏差遵循正态分布,平均偏差为12.8%,标准偏差为9.37%,数量大约占96%的测量点位的相对偏差在[-30%,5%]的范围内,体现了较高的测量精度。对某核设施厂房的另外两个较为复杂的场景进行辐射场测量,使用对数变换普通克里金方法对离散的测量点进行辐射场插值计算,三维辐射场重构结果的平均相对偏差可控制在50%左右。结果表明通过基于全站仪的辐射场测量系统可对现场的三维辐射场进行重构,精度可以满足三维辐射场的应用需求。

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8. 基于车载巡测的北京市局部区域电磁环境解析

徐辉, 佟晶, 李飞, 王冠, 李苗, 康晓晗

辐射防护 2024, 44 (4): 356-366.

摘要（88）

PDF （16458KB）（72）

为推进全面监测与评估区域电磁环境质量,利用车载巡测技术开展了北京市800 km²局部区域0.1 MHz~6 GHz的电磁环境水平监测,获取了90万个点位的巡测数据,包括全频段、射频和长中短波的电场强度总值,基站、5G基站等的选频数据,通过SPSS统计软件和ArcGIS制图软件进行了大数据分析,了解区域电磁环境总体水平、空间分布规律、不同环境功能区电磁环境特点、电磁环境贡献源、时间变化趋势及热点集中区域的电磁辐射源溯源。发现巡测区域全频段电场强度总值为(1.08±0.59)V/m,84.00%点位测值<1.5 V/m,射频总值与长中短波总值分别占全频段总值的68.2%和31.8%,而基站电场强度为0.63 V/m,占射频总值的76.70%,因此区域内环境中电磁辐射最大的贡献源为基站;全频段总值和射频总值空间分布特征基本一致,与人口密度、基站建设分布呈显著正相关,长中短波电磁辐射值受大中型长中短波发射源影响较大,但范围较小;基站全天电场强度均值总体上居民区>工业区,说明居民区基站分布相对密集,昼间7:00—18:00工作时段5G基站电场强度值工业区>居民区,而休息时段居民区>工业区;利用热点图可解析发现多家运营商移动基站共址等的电磁辐射设施集中区域,通过频谱解析溯源了除大型广电设施之外的长中短波电磁辐射源及周围受影响区域。

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9. 辐射事故应急响应技术要点及难点分析

张彦, 乔清党, 杨端节

辐射防护 2024, 44 (4): 423-429.

摘要（85）

PDF （2664KB）（101）

辐射事故响应过程包含若干重要的行动环节,本文结合实践经验,对辐射事故应急响应中各主要环节技术要点进行分析,并针对存在的难点给出对策建议,为后续进一步做好辐射事故应急响应工作提供参考。

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10. 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（82）

PDF （3552KB）（50）

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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11. 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（80）

PDF （10710KB）（82）

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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12. 第44卷第1期中英文目录

辐射防护 2024, 44 (1): 0-0.

摘要（76）

PDF （190KB）（82）

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13. 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（76）

PDF （3021KB）（66）

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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14. 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（75）

PDF （1485KB）（92）

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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15. 成都地铁氡浓度水平调查研究

徐立鹏, 陈立, 王先良, 黎杰, 彭毅, 刘敏, 李春阳, 杨强, 谷懿, 李健颖

辐射防护 2024, 44 (4): 367-373.

摘要（75）

PDF （1299KB）（62）

为掌握成都地铁环境空气中氡浓度水平,采用瞬时法和累积法对31个地铁站点开展氡浓度水平调查。结果表明:成都地铁279个测量点位的瞬时测量氡浓度范围为(9.1～39.0)Bq/m³,均值(19.7±7.8)Bq/m³;累积测量地铁站点124个测量点位的氡浓度范围为(9.7～32.5)Bq/m³,均值(18.4±4.3)Bq/m³,比较得出成都地铁氡浓度水平显著低于标准规定的参考水平。研究发现地铁车厢内的氡浓度均低于对应线路地铁站点,二者正相关性达0.84(P＜0.05);上层安检处的氡浓度均低于对应站点低层站台,二者正相关性达0.81(P＜0.05);非密闭场所售票厅的氡浓度均低于对应站点同层密闭场所控制室。分析得出,通风对降低地铁氡浓度水平有效果。估算得出地铁环境空气中氡及其子体对地铁工作人员及乘客所致年有效剂量分别为0.15 mSv和0.05 mSv。

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16. 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（74）

PDF （2044KB）（52）

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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17. 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（73）

PDF （1116KB）（73）

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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18. 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（72）

PDF （4466KB）（48）

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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19. 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（72）

PDF （2653KB）（70）

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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20. 基于硅光电倍增管的Cs₂LiYCl₆(CLYC)探测器快中子辐照效应研究

陈昭熙, 孙世峰, 张翔铭, 张翱

辐射防护 2024, 44 (1): 62-70.

摘要（71）

PDF （7277KB）（55）

实验通过将硅光电倍增管(silicon photomultiplier,SiPM)器件和Cs₂LiYCl₆(CLYC)闪烁体探测器暴露于14 MeV的快中子场中,最高累积注量达到1.53×10¹¹ cm^-2,分析了中子辐照对SiPM器件参数和CLYC探测器性能的影响。重点研究了不同注量辐照前后,SiPM的增益、暗计数率、暗电流、击穿电压和淬灭电阻等参数,以及CLYC探测器探测性能的变化情况和原因,其中暗计数率最高上升了3个数量级,暗电流最高上升了2个数量级,CLYC探测器的能量分辨率去除本底后下降了1.4%。辐照实验后,在室温条件下对SiPM和CLYC探测器进行退火,研究SiPM器件参数和探测器性能恢复情况。SiPM和CLYC探测器的性能会随着中子注量的增加而逐渐变差。对于SiPM,主要表现为暗计数率和暗电流的提高。对于CLYC探测器,主要表现为能量分辨率的降低。退火过程有助于减轻中子辐照的影响,恢复SiPM和CLYC探测器的部分性能。

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21. 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（71）

PDF （1089KB）（77）

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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22. 核电厂便携式低放废水在线监测设备关键技术探讨

周建旺, 尤成懋, 梅翔杰, 周克波, 张素杰, 尹旺明

辐射防护 2024, 44 (4): 349-355.

摘要（71）

PDF （2713KB）（97）

结合核电厂的实际情况和需求,梳理了低放废水的特点,明确了其对便携式在线监测设备的技术要求,其中最关键是能同时满足低探测下限(MDAC≤8 Bq/L)和便携性(设备总重≤50 kg)的限制。讨论了测量方式、探测器选型和校准方式等在线监测设备的关键技术,对低放废水进行了放射性在线监测,测量方式选择取样式,探测器选择大体积NaI晶体,校准方式选择代表点法。调研了低放废水在线监测设备的研究现状,现有的在线监测设备重量都在200 kg以上,与核电厂的要求之间存在较大的差距,有必要开展同时具备低探测下限和优异便携性的新型在线监测设备的研制。对新型探测器的应用、结构和新型测量方式的发展这三个研究方向给出了建议。最后,从提高探测效率的角度,提出了一种基于环形NaI晶体的新型探测器结构,初步论证了其探测下限和设备总重指标有望满足核电厂的要求。

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23. 滨海核电厂液态流出物间歇排放数值模拟分析

张海文, 纪平, 赵懿珺, 陈小莉, 曾利

辐射防护 2024, 44 (1): 71-79.

摘要（68）

PDF （9650KB）（62）

应用非结构化网格MIKE 21水动力模型及对流扩散模块,针对某滨海核电厂工程海域建立液态流出物排放数学模型,对核电厂运营期间液态流出物中核素在等浓度排放条件下4种不同典型潮时(涨憩、落急、落憩、涨急)起始的间歇排放进行数值模拟,并与连续排放进行比较,给出了不同工况下液态流出物在环境水域中全潮平均相对浓度分布及影响范围、不同半径海域内核素的平均相对浓度以及取水相对浓度特征值。对比分析显示,滨海核电液态流出物在受纳水体中的输移、扩散主要受潮流影响。落急时刻起始的间歇排放方式总体上在环境影响和取水浓度方面均具有显著优势。计算结果可为核电厂液态流出物排放方式的优化及海洋环境影响评价提供了依据。

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24. 事故吸入²⁴¹Am后RBE加权吸收剂量系数计算

陈倩兰, 陈宝维, 夏益华, 骆志平, 刘森林

辐射防护 2024, 44 (1): 27-32.

摘要（68）

PDF （910KB）（45）

当已经发生或即将发生放射性核素急性大量摄入时,对于确定效应(或组织反应)剂量范围,需要一个能够快速估计敏感靶器官或组织在短时间内吸收辐射能量的技术手段或工具,从而能够基于国际原子能机构(IAEA)安全导则GSG-2进行核与辐射应急响应和其他响应行动决策,尽可能地减少受照射人员的急性大剂量照射、保护人员的生命健康。本文在系统研究国际放射防护委员会(ICRP)呼吸道模型、系统模型、消化道模型设计原理和参数建立依据基础上,编写²⁴¹Am为代表的超铀核素吸入后的滞留排泄份额m(t)计算程序,计算事故吸入²⁴¹Am后敏感靶器官的短期相对生物效应(RBE)加权吸收剂量AD(30)_T系数,并经验证确保计算结果正确。

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25. 田湾核电站VVER机组的氚排放分析

郭英来, 王虎, 陈云峰, 惠苗苗, 刘晗晗, 吴春元

辐射防护 2024, 44 (3): 240-243.

摘要（68）

PDF （2846KB）（74）

统计分析了田湾核电站1、2号VVER机组自运行以来气态氚和液态氚的排放情况,研究发现氚的排放量和归一化排放量满足国家标准要求;进入18个月燃料循环后,气态氚年排放量无明显变化,液态氚年排放量有所增加;液态途径是田湾核电站1、2号机组氚的主要排放途径,通过液态途径排放的氚占排放总量的90%以上;每个燃料循环周期内,液态氚月度排放量呈周期性的变化,气态氚月度排放量在燃料循环周期内变化并不明显。

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26. 田湾核电站周边空气和雨水中氚的相关性分析

郭英来, 王虎, 陈云峰, 刘晗晗, 吴春元, 惠苗苗

辐射防护 2024, 44 (3): 244-247.

摘要（68）

PDF （6280KB）（72）

根据田湾核电站历年空气和雨水中氚的环境监测数据,并与取样点的距离、季节以及气态氚排放量进行了相关性分析。发现电站周边空气和雨水中氚的活度浓度与距电站的距离呈负相关,与气态氚排放量呈正相关,第三季度监测统计结果最低。

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27. 一种用于个人剂量当量H_p(0.07)监测的剂量计研制

韦应靖, 吴志芳, 方登富, 刘立业, 冯梅, 魏世量

辐射防护 2024, 44 (1): 42-49.

摘要（67）

PDF （3318KB）（74）

鉴于目前国内生产的个人剂量当量H_p(0.07)剂量计对低能β辐射响应较差,以及对β、γ混合场中H_p(0.07)剂量测量误差较大的问题,基于LiF:Mg,Cu,P热释光探测器,结合模拟计算,研制了一种ZF-P7型H_p(0.07)剂量计。其性能指标测试结果表明:对于最大能量为225 keV~2.274 MeV的β射线,响应在0.67~0.95之间;对16 keV~1 250 keV的X、γ射线,响应在0.66~1.45之间;在剂量100 μSv~1.2 Sv范围内,剂量线性在0.91~1.10范围内;在入射角为0~±60°,对65 keV X射线的角度响应在0.99~1.09范围之内,对⁸⁵Kr β射线角度响应在0.94~1.11范围之内。经实验验证,ZF-P7型H_p(0.07)剂量计的各项指标均满足行业标准EJ/T 1178—2005和检定规程JJG(军工)37—2014要求。由于该ZF-P7型剂量计性能优良,特别是对不同能量的X、γ、β辐射响应较好,可解决混合辐射场作业人员H_p(0.07)的剂量准确监测难题,将来可以广泛应用于辐射工作人员的H_p(0.07)剂量监测中。

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28. 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（67）

PDF （4011KB）（32）

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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29. 某稀土冶炼厂及周边土壤放射性水平调查及风险评估

朱小铰, 肖笔夫, 谷洪, 吕映赋, 刘佩, 周伟, 李元东, 唐辉

辐射防护 2024, 44 (3): 233-239.

摘要（67）

PDF （2105KB）（52）

为查明某稀土冶炼厂及周边土壤放射性污染程度及危害,调查了该冶炼厂及周边土壤中²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra在不同时期的质量活度浓度变化情况,采用地累积指数法、单因子污染指数与内梅罗综合污染指数法对土壤的放射性核素污染情况进行了评价,并用美国环保署(EPA)的健康风险评估模型开展了风险计算。结果表明²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra 3种放射性核素的质量活度浓度范围分别为:20.9~92.6 Bq/kg、25.1~565.5 Bq/kg、17.3~83.1 Bq/kg;地累积指数法表明排放口下游、厂区西侧两个采样点为单核素污染;单因子污染指数与内梅罗综合污染指数法表明各点位土壤的综合污染均达到了轻度污染;健康风险评估表明该厂区²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra导致的最大风险值均小于10^-6,均在可接受范围内,主要暴露途径为摄入途径,其中最大风险来源于²³²Th。调查结果表明该稀土冶炼厂及周边土壤中的²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra对人体的健康风险在可接受范围内。

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30. 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（65）

PDF （910KB）（32）

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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31. 鼻擦拭分析在放射性内污染常规监测中的应用探讨

王亚东, 王路生, 马彦, 戴雄新

辐射防护 2023, 43 (6): 687-692.

摘要（65）

PDF （1131KB）（21）

针对当前放射性内污染常规监测手段难以快速精准识别职业人员意外吸入过量放射性物质事件的问题,提出了加强鼻擦拭分析在放射性内污染常规监测中应用的构想。利用人体呼吸道气溶胶沉积模型和真实鼻擦拭分析数据论证了鼻擦拭分析监测放射性内污染的可靠性,梳理并分析了现有的鼻擦拭分析技术能力,阐述了鼻擦拭分析应用于职业人员放射性内污染日常监测的必要性和辐射防护价值,并给出进一步开展鼻擦拭分析应用研究的建议。

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32. 核电厂流出物中¹⁴C在海产品中的浓集研究及公众剂量评价应用

许莉萍

辐射防护 2024, 44 (2): 174-181.

摘要（65）

PDF （1364KB）（47）

滨海核电厂流出物的排放会对周围公众产生照射,其中剂量贡献最大的放射性核素为¹⁴C,又以食入海产品中¹⁴C所致的剂量占比最高。在进行食入海产品这一关键途径的剂量评价时,海产品中¹⁴C的浓集情况将直接影响剂量评价的合理性。本文采用比活度平衡模式,充分考虑福清核电厂址海域海水及海产品实际碳含量,计算出不同种类海产品¹⁴C浓集因子,并通过与部分厂址海产品的¹⁴C浓集因子实测值及国际原子能机构(IAEA)推荐值对比验证,得到了适用于福清核电厂址海域的海产品¹⁴C浓集因子,推荐鱼类取6 800、藻类取5 300、甲壳类取5 000、软体动物取4 500,并应用于公众剂量评价,划分不同年龄组,计算出食入海产品中¹⁴C所致的公众个人有效剂量。

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33. 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（64）

PDF （1327KB）（48）

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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34. 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（64）

PDF （12261KB）（45）

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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35. 反应堆中子通量测量用裂变电离室探测装置研制

邱顺利, 肖伟, 董进诚, 葛孟团, 翟春荣, 汤仲鸣, 周宇琳, 曾乐, 刘海峰, 孙光智, 程辉, 石先武, 刘文臻

辐射防护 2024, 44 (2): 134-140.

摘要（64）

PDF （5120KB）（33）

为建立一套用于反应堆中子通量测量的监测装置,以实现核电站堆外核测量系统测量要求,研制了一种长灵敏区、宽量程、高灵敏度和强γ抑制能力的裂变电离室探测装置。同时对该裂变电离室探测装置的热中子灵敏度、高压坪特性、甄别特性和γ感应度等典型核性能指标进行了试验验证。试验结果表明,该裂变电离室综合性能能够满足AP1000系列核电站堆外核测量系统中间量程测量通道的应用需求。

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36. 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（63）

PDF （5323KB）（44）

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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37. 熔堆事故下有机碘形成、滤除排放与蒸汽环境模拟

高琳锋, 梁俊钦, 姚岩岩, 赵高昕, 陈欣, 常森, 李昕

辐射防护 2023, 43 (6): 576-585.

摘要（61）

PDF （6365KB）（36）

核电厂发生冷却剂损失事故导致堆芯熔化时,核燃料中的放射性碘会随冷却剂释放到安全壳内形成含碘高温高压蒸汽环境。在自然作用与人工干预(喷淋等)下,碘物理与化学形态逐渐发生变化,在长期阶段形成有机碘占主导地位的气态碘环境。本文简述了核电厂事故工况有机碘的形成及滤除排放工艺并开展了有机碘蒸汽环境模拟研究。通过定量汽化与多重控制实现了典型事故工况参数(130 ℃、399 kPa、95%rh)为代表的有机碘蒸汽环境宽范围精确模拟。含碘蒸汽环境模拟可用于在役吸附剂有机碘滤除性能检测与新型吸附剂开发,在事故工况下对有机碘的滤除与可控排放方面具有一定的作用。

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38. 我国核电厂极低放废物的优化管理研究

张丽, 刘建琴, 秦翔, 高凯, 杨松, 韩旭, 郭喜良

辐射防护 2024, 44 (2): 167-173.

摘要（61）

PDF （5033KB）（64）

随着国内放射性废物分类标准的颁布实施,各核电厂运营单位开始关注放射性废物的分类管理。其中,核电厂运行过程中产生的极低水平放射性废物,具有放射性水平低、废物量大的特点,若作为低放废物管理,不仅增加运行成本,占用核电厂废物暂存空间,而且会占用处置场的资源,不利于放射性废物最小化管理。本文分析了国内极低放废物管理现状,结合国际极低放废物管理技术和良好实践,提出我国极低放废物的优化管理建议。

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39. 中国核能行业协会2024年核电厂经验反馈工程师能力提升培训班成功举办

辐射防护 2024, 44 (3): 264-264.

摘要（61）

PDF （581KB）（4）

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40. γ能谱多时段检测推定¹⁸F活度的方法初探

冯江平, 张金帆, 郭键锋

辐射防护 2023, 43 (6): 595-597.

摘要（60）

PDF （1079KB）（29）

为了解决¹⁸F活度测量的问题,本研究根据衰变规律,结合γ能谱多时段检测,提出了用γ能谱测量¹⁸F活度的方法(衰减法)。验算得到该方法的相对不确定为3.1%,初步认为该方法正确可行,能够解决γ能谱测量¹⁸F的技术难点。

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41. 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（60）

PDF （9536KB）（46）

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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42. 水中总α放射性测量中样品质量厚度变化的影响及校正

杜云武, 邓晓钦, 毕朝文, 朱杰, 王亮, 曾奕, 郭旭影, 王艳, 王茜

辐射防护 2023, 43 (6): 566-575.

摘要（59）

PDF （10255KB）（82）

通过试验和蒙特卡罗模拟了不同质量厚度的²⁴¹Am、天然α核素探测效率,分析探测效率、计数率、探测效率校正因子、探测效率倒数与质量厚度的关系以及探测效率、有效饱和厚度与能量的关系。研究表明:水中总α放射性测量,需要用探测效率校正因子、分支比和成分比例进行α核素探测效率修正;质量厚度7 mg/cm²,平衡铀探测效率校正因子为0.96;质量厚度2 mg/cm²,平衡钍探测效率校正因子为1.01、平衡²²⁶Ra-²²²Rn探测效率校正因子为1.05;质量厚度大于4 mg/cm²,天然铀、4%浓缩铀、97%浓缩铀探测效率校正因子基本恒定,分别为0.39、0.39、0.47;质量厚度小于0.510 mg/cm²,单个α核素辐射源的探测效率校正因子均大于0.70;质量厚度大于有效饱和厚度,探测效率的倒数与质量厚度成线性关系;有效饱和厚度与α射线能量成线性关系。

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43. 测氡仪校准因子的不确定度分析

田兴宇, 张雄杰, 庞柳青, 李云洋, 苏建文

辐射防护 2024, 44 (2): 141-146.

摘要（59）

PDF （1450KB）（38）

测氡仪校准因子的不确定度是评判校准结果的重要参数,是测氡仪测量结果评定的重要依据。对以氡室作为辅助装置进行测氡仪校准时被测仪器校准因子的不确定度来源进行分析,测得了校准因子的相对标准不确定度。结果显示,测氡仪校准因子的不确定度主要影响因素有标准仪器和被测仪器的重复性不确定度、标准仪器校准因子和其年稳定性的不确定度、氡室装置测试区域不均匀性的不确定等。最终,各测量点下被测测氡仪校准因子的相对标准不确定度分别为4.1%、3.6%、3.3%。

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44. 核空气净化装置的辐射防护设计

郭创成, 唐辉, 丘锦萌, 王冲, 杨莉, 张欣

辐射防护 2023, 43 (6): 628-633.

摘要（58）

PDF （1104KB）（47）

结合国内外核空气净化装置相关标准要求和实际工作经验,对核空气净化装置设计中有关辐射防护方面需考虑的因素进行了综合、甄别和总结,形成一份加强辐射防护因素考虑的设计过程控制表,用于帮助设计人员更好地完成相关的设计工作。内容涵盖了部件选择、材料选择、设备布置、操作和试验维修便利性、吸附剂降温和防火、压力边界泄漏控制等各个方面。

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45. 湖北省5G通信基站电磁辐射环境监测

罗琼, 杨少波

辐射防护 2024, 44 (2): 147-150.

摘要（58）

PDF （1624KB）（31）

对湖北省2021—2022年建成投入运行的5G移动通信基站电磁辐射环境质量进行抽测,抽测的266个5G基站的功率密度范围为0.01～295 μW/cm²。从监测距离、功能区和基站类型等方面对监测数据进行统计分析,发现湖北省5G通信基站电磁辐射环境总体良好。居民区等城市建筑密集区内楼顶型基站容易出现较高功率密度值,但水平监测距离50 m以外所有基站在多种运行模式下均低于控制限值,对湖北省5G通信基站辐射环境管理有指导意义。

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46. 一种自适应维纳滤波器在γ能谱降噪中的应用

张嘉伟, 聂亚杰, 祁自建, 赵宴辉

辐射防护 2024, 44 (1): 50-56.

摘要（57）

PDF （3417KB）（38）

面向便携式γ能谱探测仪开发了一种基于自适应维纳滤波器的降噪算法,相较于五点三阶滤波和重心法为代表的传统γ能谱降噪算法,该算法采用局部估计的方差值作为局部细节的度量方式实现了降噪算法的自适应调节。经仿真信号与实测数据验证,基于自适应维纳滤波器的降噪算法相较于五点三阶滤波和重心法,在保留γ能谱特征信息的前提下具有运行速度快、降噪效果好且不失真的优势,在便携式γ能谱探测仪的能谱降噪处理中具有一定的应用潜力。

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47. 压水堆核电厂一回路冷却剂条件^110mAg胶体形成机理与制备研究

孙云, 肖艳, 李富海, 林根仙, 刘灿帅, 宋利君

辐射防护 2024, 44 (3): 248-256.

摘要（56）

PDF （10677KB）（80）

在模拟压水堆一回路冷却剂条件下,以硼锂溶液为介质、联氨还原硝酸银来制备胶体纳米银,并探究了还原剂、硼酸、Ag⁺浓度、温度与辐照条件对胶体银性能的影响。结果表明,加入硼酸与还原剂联氨可有效稳定胶体颗粒,联氨与银的摩尔比为1.0~2.0时Ag⁺的还原率最高,胶体最稳定。随着银离子浓度升高,胶体颗粒表面负电荷增多,颗粒不易团聚,胶体稳定性增强。高温高压的水环境下,更易形成更大粒径的胶粒。辐照剂量在0.9 kGy~7.2 kGy范围内,在有无联氨的条件下均可形成胶体银。

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48. 第43卷第6期中英文目录

辐射防护 2023, 43 (6): 0-0.

摘要（55）

PDF （239KB）（58）

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49. 第44卷第4期中英文目录

辐射防护 2024, 44 (4): 0-0.

摘要（55）

PDF （16764KB）（86）

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50. 完善我国新时代核应急培训和演习工作的思考与建议

刘玉龙, 王优优, 侯雨含, 卞华慧, 刘畅

辐射防护 2024, 44 (4): 416-422.

摘要（55）

PDF （1032KB）（48）

我国政府高度重视核应急培训和演习工作。作为核应急管理体系的重要组成部分,本文以核应急培训和演习为切入点,以国家“神盾”系列核应急联合演习作为案例分析,结合核应急核心能力建设的要点,提出完善我国新时代核应急培训和演习工作的思考与建议。

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