辐射防护

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1. 核电厂流出物排放量统计方法研究

党煜钦, 王文海, 郑国峰, 朱琨

辐射防护 2023, 43 (4): 300-310.

摘要（129）

PDF （5576KB）（78）

运行核电厂放射性流出物排放量统计是一项重要工作,然而在实践中发现,核电厂排放的流出物中很多核素的活度浓度并不高,在流出物排放量统计中经常会面临分析结果低于探测限的情况,深入研究如何处理监测数据才能使排放量统计结果更接近实际排放量是一个挑战。本文收集了近年来秦山核电基地流出物监测数据,对其数值分布特点进行分析研究,提出了基于核素检出率的流出物排放量统计方法和策略,给出了流出物探测限取值系数的推荐值。通过与传统方法的统计结果进行比较,并对差异性进行分析,认为基于核素检出率的统计方法和策略现实可行,统计结果更接近于实际排放情况,有进一步深入研究的价值。

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2. 硼化钨材料中子屏蔽性能及次级γ剂量产生的模拟研究

池晓淼, 韩毅, 刘立业, 陈法国, 李国栋, 沈华亚, 杨明明, 孙岩松

辐射防护 2023, 43 (4): 343-352.

摘要（101）

PDF （15558KB）（54）

对辐射防护材料硼化钨的中子吸收和次级γ射线屏蔽性能进行分析。采用Geant4程序,对材料厚度0~2 cm、能量为热中子~20 MeV的入射中子进行模拟分析。研究结果表明:(1)硼化钨材料主要作用于热中子~10^-2 MeV中子的吸收屏蔽。由不同材料对应的中子宏观分出截面和材料密度可知,厚度一定时,W₂B₅的中子吸收性能最优,质量一定时,WB₄中子吸收性能最优。以热中子为例,W₂B₅ 材料的中子宏观分出截面约为B203材料的8.67倍,是PB202屏蔽材料的40.59倍;(2)相比于传统中子吸收材料,W-B系化合物在低能中子吸收方面优势更为显著;(3)随着入射中子能量的增大,次级γ剂量对总剂量的贡献呈下降趋势;随着硼化钨材料厚度的增加,次级γ剂量对总剂量的贡献不断升高。为明确硼化钨应用场景及优势,实现中子源屏蔽装置的优化设计提供数据参考,具有实际的工程指导价值。

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3. 海水放射性传感器温度漂移校正方法研究

石岩, 张颖颖, 吴丙伟, 冯现东, 王奕斐, 毕海杰

辐射防护 2023, 43 (3): 225-234.

摘要（95）

PDF （9407KB）（33）

基于NaI(Tl)闪烁晶体探测方法研制而成的海水放射性传感器是目前国内外开展海洋放射性核素原位自动监测的主要技术手段,但海水放射性传感器在海上长期连续运行时,测量得到的海水伽马能谱数据会受到环境温度影响而发生漂移。开展环境温度梯度变化条件下的海水放射性传感器测量实验,分析海水放射性传感器测量得到的伽马能谱数据随环境温度变化而发生的漂移规律,通过将峰位道址漂移表达为温度的二次函数关系,进而提出了基于环境温度变化的伽马能谱漂移校正方法。经实验室空气环境和水体环境实验验证,空气环境校正后峰位道址漂移不超过±2道,水体环境校正后峰位道址漂移不超过±3道,可以满足海水放射性传感器连续测量伽马能谱的温度漂移校正需求。

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4. 第43卷第4期中英文目录

辐射防护 2023, 43 (4): 0-0.

摘要（89）

PDF （184KB）（89）

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5. 某核设施周围土壤中¹³⁷Cs放射性水平及所致居民外照射剂量评价

李立凡, 文富平, 胡翔, 李慧萍

辐射防护 2023, 43 (4): 318-324.

摘要（86）

PDF （2969KB）（46）

¹³⁷Cs是核设施环境监测中重点关注的人工放射性核素。对2012—2021年某核设施周围土壤中¹³⁷Cs放射性水平进行了统计分析,与同类核设施进行了对比,建立了一套针对土壤中¹³⁷Cs所致居民外照射剂量的本底扣除方法,估算了该核设施周围土壤中¹³⁷Cs 所致居民外照射剂量。结果表明:2012—2021年期间该核设施周围土壤样品中¹³⁷Cs的活度浓度平均值呈现出先下降后回升的趋势,近10年平均值1.81 Bq/kg,略高于同类核设施。从监测点位来看,¹³⁷Cs活度浓度平均值较高的6个点位中有4个分布在该核设施周围2 km半径内。该核设施周围土壤样品中的¹³⁷Cs所致居民年均外照射有效剂量为1.32 μSv,仅为核设施公众年剂量目标值的0.5%。

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6. 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（83）

PDF （3533KB）（47）

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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7. 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（83）

PDF （1345KB）（55）

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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8. 堆外核测量系统源量程探测装置设计与测试

肖伟, 胡婵, 邱顺利, 翟春荣, 董进诚, 葛孟团, 周宇琳, 曾乐

辐射防护 2023, 43 (3): 218-224.

摘要（80）

PDF （3718KB）（42）

堆外核测量系统源量程测量通道设计使用涂硼正比计数管,研制了一种高灵敏度探测器,设计并搭建出一套源量程探测装置。给出了热中子灵敏度、堆上试验条件及试验方法,对探测装置灵敏度、甄别阈特性、高压坪特性、计数率线性及测量范围等指标进行试验验证。测试结果表明,该探测装置具有优良的辐射性能,热中子灵敏度可达22 s^-1/(cm^-2·s^-1),高压坪特性坪长为150 V,坪斜为28.3%/100 V,探测器输出脉冲计数率与中子注量率有显著的线性符合,中子注量率测量上限可达到1×10⁵ cm^-2·s^-1,符合堆外核测量系统源量程通道的使用要求,可广泛应用于核电及船用堆外核测量监测系统。

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9. 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（78）

PDF （4444KB）（52）

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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10. 辐射科学中的量、单位和辐射测量

辐射防护 2023, 43 (3): 279-279.

摘要（77）

PDF （532KB）（89）

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11. 核电厂液态流出物中锶-89和锶-90的液闪计数快速测定

方春鸣, 杨帆, 郭小翠

辐射防护 2023, 43 (3): 243-248.

摘要（77）

PDF （3317KB）（44）

建立了一种核电厂液态流出物中锶-89和锶-90的分析测量方法,通过阳离子交换树脂富集液态流出物中锶-89和锶-90,以锶树脂分离锶-89和锶-90,用低本底闪烁谱仪为测量仪器进行测量,并对相关测量条件进行分析研究。本方法简化了核电厂液态流出物处理流程,并且能够同时测量多个核素,满足核电厂液态流出物中锶-89和锶-90的分析要求。

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12. 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（75）

PDF （1832KB）（66）

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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13. 基于DT中子源的模拟现场中子谱装置结构设计方法研究

李会, 李德源, 闫学文, 张鹏鹏, 陈法国, 李华

辐射防护 2023, 43 (3): 209-217.

摘要（74）

PDF （7577KB）（43）

中子剂量与能量关联性较大,针对校准场的能谱与现场工作场所的能谱不同导致校准设备的现场实用存在剂量测量值与实际值偏差较大的问题,采用模拟现场谱技术校准设备将使剂量测量更准确。结合压水堆及核燃料循环现场中子谱的特点,基于DT中子源研究压水堆场所模拟现场中子谱模块化构建方法和装置结构设计方法研究,通过分析T(d,n)⁴He反应能谱和角分布规律,采用平均能量14.1 MeV高斯分布各向同性发射的点源近似DT中子源;根据中子与物质相互作用截面,选择14种备选材料,分析相对中子注量比和平均中子能量,从中子倍增、能量衰减、能谱调节及实用性角度对构建模拟谱装置的材料进行了选型。选择压水堆主泵房间和反应堆厂房两个现场目标谱,设计主慢化组件、调节层和反射组件,构建了针对两目标谱的模拟现场谱及装置结构。结果表明,建立的模拟现场谱构建方法有效,模拟谱与归一化目标谱匹配良好,且采用模块化设计,可拓展性强,可以适应多种现场目标谱构建模拟谱。

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14. 静电放电人体电磁暴露安全评估的数值模拟

宋艳霞

辐射防护 2023, 43 (4): 289-299.

摘要（73）

PDF （9240KB）（38）

基于电磁剂量学数值计算方法和国际电工委员会(IEC)规定的典型静电放电(ESD)电流波形,将经傅里叶变换后频域中能量最强的一次谐波分量和全部谐波分量分别作为电磁辐射源,仿真分析了位于辐射源不同位置处人体生物组织的电磁效应,并将COMSOL Multiphysics软件数值仿真的结果与国际非电离辐射防护委员会(ICNIRP)推荐的公众暴露限值进行对比。结果表明:离辐射源越远感应电场强度(E)、磁场强度(H)、比吸收率(SAR)越小,体内电场线分布越均匀;电场强度进入头部后迅速衰减,脑部对空间电磁场有一定的屏蔽作用;不同位置处人体头部冠状面和矢状面SAR峰值和分布几乎相同,矢状面和冠状面SAR峰值为轴状面的15.7倍;不同位置处头部SAR峰值均出现在颅骨处,大脑中的SAR最小且关于x轴和y轴成对称分布;多频率暴露条件下,辐射源位于人体右侧面1 m(位置A)时全身SAR值超过了ICNIRP基本限值,而辐射源位于人体右侧面5 m(位置B)及更远位置时人体全身SAR均未超过ICNIRP基本限值。总之,离辐射源越远,安全裕度越大,人体需位于辐射源5 m以外,以降低暴露风险。此研究结果可为人体ESD电磁暴露防护提供数值参考,为ESD电磁暴露相关标准制定提供理论依据。

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15. 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（73）

PDF （2026KB）（25）

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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16. 植入式医疗器件通信与充电场景的电磁辐射安全研究进展

何迪威, 陈志英, 唐丹枫, 张莹

辐射防护 2023, 43 (3): 193-208.

摘要（72）

PDF （15515KB）（49）

植入式医疗器件常采用无线方式与外界通信或进行电源补给,一方面,它的存在将改变体外辐射源在人体组织内的电磁场分布,从而可能加剧电磁辐射水平;另一方面,它本身就是辐射源,将在人体组织内产生电磁辐射。许多国家和国际组织以比吸收率来衡量电磁辐射对人体的影响大小,并以此制定了电磁辐射的安全限值。本文就植入式医疗器件通信与充电场景的电磁辐射安全国内外研究进行了综述,重点讨论了电磁辐射比吸收率研究的电磁场计量学方法、相关模型和影响因素等。最后,对数值计算和实验测量方法进行了讨论和比较,分析影响比吸收率的重要因素,为含植入式医疗器件的人体组织电磁辐射比吸收率研究方法的选择及植入式医疗器件的最优工作频率、功率限值等参数的工程设计提供参考。

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17. 一种建材所致室内氡暴露剂量的矩阵评价方法

徐鹏程, 曾志, 马豪, 孙博文, 李君利

辐射防护 2023, 43 (3): 249-256.

摘要（72）

PDF （926KB）（61）

为使室内氡暴露剂量评估更加具有系统性和普遍适用性,利用矩阵构建了一种建材所致室内氡暴露剂量的评价方法。该方法基于室内氡浓度模型、人员暴露剂量估算模型及相应标准,同时考虑建材氡析出率、房屋结构尺寸、室内换气率以及人员暴露时长等因素,将不同情况下的复杂计算转化为矩阵,最终得到在不同换气率和不同暴露时长情况下的室内人员氡暴露剂量等级。以一处已知房屋尺寸和各建材氡析出率的居室为例,使用本方法对其室内氡暴露剂量进行了分析和评估,以查表的方式快速得到了不同换气率和暴露时长下室内氡暴露剂量等级。

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18. 2022年度中国辐射防护学会科学技术奖（科技进步奖）获奖项目名单

辐射防护 2023, 43 (4): 390-392.

摘要（71）

PDF （565KB）（53）

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19. 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（70）

PDF （5811KB）（32）

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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20. 超大流量气溶胶自动连续采样分析系统监测方法研究

曹龙生, 廖宇航, 吕安标, 周颖, 周峰

辐射防护 2023, 43 (3): 235-242.

摘要（67）

PDF （8502KB）（39）

超大流量气溶胶自动连续采样分析系统因样品静置衰变时间不同,会对探测下限产生较大影响,可能导致空气中人工放射性物质含量极低时,因探测下限较高而无法监测到。为了研究出一套较为优化完善的监测方法,该实验通过对不同天气情况的样品进行不同放置时间的测量,研究主要影响其本底的天然放射性核素,及其随放置时间的变化情况,并进一步分析核设施外围主要关心的人工放射性核素探测下限随放置时间的变化情况。结果表明常规环境监测时,晴天样品采集完成需放置2天后再进行测量;雨天情况下样品采集完成放置1天后再进行测量;应急情况下需要采样后直接测量时,晴天样品的探测下限大约为最低值的4~5倍,雨天样品的探测下限大约为最低值的2倍,可以考虑先直接测量后,再静置衰变充分后进行复测验证。

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21. 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（67）

PDF （2555KB）（75）

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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22. 染色体畸变和微核分析在放射工作人员职业健康监护中的价值探讨

韩林, 赵风玲, 刘玉龙, 吕玉民

辐射防护 2023, 43 (4): 366-371.

摘要（66）

PDF （1229KB）（44）

外周血淋巴细胞染色体畸变和微核作为对电离辐射较为敏感的生物指标,在国内外辐射生物剂量估算中得到广泛应用和认可,但在放射工作人员职业健康监护中的价值尚有值得讨论的问题。本文从染色体畸变和微核形成机制入手,探讨这2项细胞遗传指标在放射工作人员职业健康检查中的意义和实用价值,供同行讨论和参考。

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23. 车载式选频测量(30 MHz~6 GHz)在城市电磁环境水平监测的应用

唐辉, 高鹏, 粟琨璞, 唐研博, 徐彬, 谷洪, 李元东, 缪尔康

辐射防护 2023, 43 (4): 311-317.

摘要（66）

PDF （13840KB）（27）

为更高效率、更准确的测量城市电磁环境水平,掌握电磁环境构成,使用与成都点阵科技公司联合研制的DZER100车载式快速选频测量系统对成都市温江区涌泉街道部分城市区域电磁环境水平进行测量。该系统在30 MHz~6 GHz 频段、100 kHz分辨率条件下,全频带扫描时间为300 ms,实现了行车速度60 km/h下测点间距5 m,可有效获取每个测量点位的场强总量、频谱及特定频段的电磁环境水平。5.3 km²区域测量得到有效点位数据14 393个,通过系统数据自动分析得到全区域电场强度平均值约1.23 V/m,0~2 V/m量级的占比达到了87.411%;占标率平均值为1.41%,占标率超过20%的点位仅为0.24%;通过频谱可视化分析功能,可快速掌握关注点位的频谱构成及关注频段的贡献量。车载式选频测量(30 MHz~6 GHz)可实现各点位场强总量和频谱的同时测量。

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24. 第43卷第S1期中英文目录

辐射防护 2023, 43 (S1): 0-0.

摘要（65）

PDF （201KB）（54）

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25. 乏燃料后处理厂核应急评价与决策支持系统设计

杨亚鹏, 张建岗, 冯宗洋, 贾林胜, 梁博宁, 王宁, 徐潇潇

辐射防护 2023, 43 (4): 353-359.

摘要（64）

PDF （7484KB）（42）

乏燃料后处理厂可能发生临界、放射性物质泄漏、火灾和爆炸等事故,营运单位需要建立相应的应急评价能力,配置针对上述事故的核应急评价系统。本文介绍了针对乏燃料后处理厂5种典型事故的三维可视化实时核应急评价与决策支持系统设计,该系统可基于工艺系统监测数据实现应急工况实时诊断,计算向厂房和环境释放的源项,基于应急预案开展应急响应流程管理,针对工作人员和公众防护策略开展防护行动分析等功能,并基于三维可视化技术实现应急评价结果和响应流程的动态展示。本系统可用于我国乏燃料后处理厂应急评价与决策支持,提升其应急准备与响应能力。

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26. 放射性轻微污染物料清洁解控管理实践和思考

徐侃, 熊扣红, 闫晓俊, 郭喜良, 徐春艳, 高超

辐射防护 2023, 43 (4): 360-365.

摘要（64）

PDF （1021KB）（66）

通过对IAEA和国内外关于放射性轻微污染物料清洁解控管理和实践的分析,对国内核电厂运行产生的放射性污染物料清洁解控管理存在的问题进行了思考并在此基础上提出了改进建议。

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27. 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（64）

PDF （967KB）（50）

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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28. 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（64）

PDF （1082KB）（32）

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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29. 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（62）

PDF （1031KB）（52）

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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30. 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（59）

PDF （962KB）（49）

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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31. 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（58）

PDF （1156KB）（28）

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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32. 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（57）

PDF （3557KB）（36）

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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33. 氚水对鼠细胞及整体致癌效应的系统评价与Meta分析

徐凯, 李梅, 王春平, 卢海丽, 单文萍, 秦秀军

辐射防护 2023, 43 (4): 372-383.

摘要（56）

PDF （2409KB）（27）

采用系统评价与Meta分析的方法探讨鼠摄入氚水(HTO)与致癌效应之间的关系,计算机检索PubMed、Embase、The Cochrane Library、Web of Science、中国知网、中国生物医学文献数据库、万方和维普数据库,自数据库建立至2021年2月15日发表的有关鼠摄入氚水后致癌作用的文献。采用Endnote 9.2进行文献管理;应用毒理学数据可靠性评价工具:ToxRTool评价标准进行文献质量评价。结果共纳入10篇实验研究,其中4篇文献报道了体外实验,7篇文献报道体内实验(其中1篇文献体内、体外实验均有报道)。体外实验中,随着细胞受照剂量的增加,细胞生存分数呈指数下降,所拟合直线方程为lnSF=0.047-0.270D(P<0.001),R²=0.850;以细胞受照剂量为自变量,细胞恶性转化分数(foci/dishes)为因变量拟合方程,方程为y=0.205+0.195x(P<0.001), R²=0.853;剂量反应关系Meta分析显示,随细胞受照剂量的增加,细胞恶性转化风险呈先快速上升后平缓的趋势。体内实验中,腹腔注射途径给药,随着注射药物的放射性活度的增大,中位生存期或平均生存期降低。氚水(HTO)不论对细胞还是对整体动物的致癌效应是确切的,并且导致了生存状况的下降,但极低剂量氚水摄入的致癌效应,还待进一步研究。

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34. 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（56）

PDF （4608KB）（39）

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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35. 第44卷第1期中英文目录

辐射防护 2024, 44 (1): 0-0.

摘要（56）

PDF （190KB）（58）

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36. 电离辐射对幼鼠小脑和前额叶皮质发育的影响

王洋洋, 刘元朵, 刘莲

辐射防护 2023, 43 (3): 271-279.

摘要（55）

PDF （14831KB）（16）

为探讨X射线对幼鼠小脑和前额叶皮质发育的影响,照射组小鼠于出生后(postanal day,PD)3天进行2 Gy (2 Gy/min)剂量的全身X射线照射,分别于照射后7、21和90天(PD 3+7、PD 3+21、PD 3+90)采集脑样本进行不同的实验研究。苏木素-伊红(Hematoxylin-eosin, HE)染色检测脑组织病理形态变化,免疫组织化学检测IBa1和GFAP蛋白表达,Western Blotting检测IL-1β和TNF-α蛋白表达。结果表明,照射组小脑及前额叶皮质炎性细胞浸润,外颗粒层厚度变窄,浦肯野细胞向内颗粒层迁移,小脑部分细胞丢失。与对照组比较,照射后21天小脑IBa1阳性细胞数增加(p<0.05),照射后7 天 GFAP阳性细胞数减少(p<0.05)。前额叶皮质中IBa1阳性细胞在照射后数量持续增加(p<0.05,p<0.01),GFAP阳性细胞数量持续减少(p<0.01)。照射后90天,小鼠小脑和前额叶皮质中IL-1β蛋白表达均增加(p<0.05),而TNF-α表达无改变。结果证实幼年小鼠2 Gy X 射线照射可引起小鼠小脑颗粒细胞层、分子层、浦肯野细胞层产生连续性病理改变,前额叶皮质出现炎性细胞聚集,前额叶皮质和小脑小胶质细胞数量增加,星形胶质细胞数量减少,炎症因子主要是IL-1β。

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37. 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（55）

PDF （1168KB）（22）

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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38. “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（54）

PDF （14025KB）（23）

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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39. 铀矿通风网络中氡及氡子体浓度的解算与调控

叶勇军, 张英朋, 陈代嘉, 张笑语

辐射防护 2023, 43 (3): 257-264.

摘要（54）

PDF （3069KB）（30）

在铀矿井中工作人员受到的辐射主要来源于氡及氡子体。为减少铀矿工作人员受到的氡致辐射剂量,须在确保入风质量的基础上向井下提供充足可靠的降氡风量。为此,依据通风网络解算理论、核素衰变理论和紊流传质理论,建立了通风网络中氡及氡子体浓度的解算模型,采用MATLAB软件,依据提出的模型对某硬岩铀矿山具体支路中的氡及氡子体浓度分布进行解算与分析。结果表明:1)该解算模型能对单支路、多支路及含有局部氡源的通风网络的氡及氡子体浓度进行分析;2)能结合氡及氡子体防护要求,判断氡及氡子体浓度超过限值的支路,并在修正风量较小的情况下采用风量调节法解算出最优降氡及氡子体风量和风机运行风压。

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40. 核燃料循环设施磷酸三丁酯/煤油萃取体系燃烧释放行为初步研究

连一仁, 孙洪超, 杨浩, 宋晓鹏, 庄大杰, 孙树堂, 王长武, 陈磊, 杨欣静, 孙谦, 徐潇潇, 王鹏毅, 李国强, 张建岗

辐射防护 2023, 43 (4): 336-342.

摘要（53）

PDF （8040KB）（19）

磷酸三丁酯/煤油萃取体系燃烧是核燃料循环设施典型的火灾事故,是核燃料循环安全不可忽略的重要研究内容。本文初步展开了磷酸三丁酯/煤油的小面积(77.9~2 921.0 mm²)燃烧实验研究,通过基础实验初步分析了磷酸三丁酯/煤油的燃烧速率、气体释放组分以及气溶胶释放及其粒径分布规律,并与公开的国外数据成果进行了比较分析。

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41. 不确定性分析技术在某环保配套工程安全评价中的应用研究

刘兴伟, 王旭宏, 吕涛, 李星宇, 李昶, 康宝伟, 王馨, 夏加国

辐射防护 2023, 43 (4): 325-335.

摘要（53）

PDF （11236KB）（31）

为解决放射性废物处置安全评价结果受认知水平和长时间尺度等因素引起的不确定性问题,基于某环保配套工程项目开展确定性模型安全评价,然后基于概率论方法、拉丁超立方抽样技术生成1 000个样本,开展不确定性分析和灵敏度分析工作。结果表明确定性模型相对于不确定性模型,对近场释放率计算结果偏高,对地质圈释放率计算结果良好,对Mo-93、Ni-59产生的照射剂量估算较好,对I-129产生的照射剂量代表性中等偏下。灵敏度分析结果表明工程屏障中混凝土相关参数(如:混凝土有效扩散系数、混凝土中核素分配系数、混凝土屏障厚度)、废物浸出率、初始活度和核素在地质圈的分配系数为模型释放率峰值主要影响参数,可为后续工程设计与野外调查遴选出重点参数。

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42. ICRU的辐射防护出版物

辐射防护 2023, 43 (4): 317-317.

摘要（53）

PDF （564KB）（35）

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43. 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（53）

PDF （3843KB）（29）

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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44. 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（52）

PDF （1259KB）（38）

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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45. 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（51）

PDF （1803KB）（16）

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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46. 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（51）

PDF （3552KB）（30）

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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47. 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（50）

PDF （2581KB）（25）

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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48. 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（50）

PDF （1273KB）（30）

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H_p(0.07)和H_p(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H_p(0.07)和H_p(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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49. 第43卷第3期中英文目录

辐射防护 2023, 43 (3): 0-0.

摘要（49）

PDF （175KB）（33）

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50. 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（48）

PDF （1041KB）（34）

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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