辐射防护

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1. ISO 2889新、老标准混合均匀处取样代表性的数值分析研究

沈福, 张贞, 侯杰, 蒋婧, 刘新华

辐射防护 2022, 42 (6): 585-592.

摘要（519）

PDF （5136KB）（141）

本文针对设计的核动力排放设施,按照ISO 2889—2010标准规定采用数值建模计算分析的方法对符合ISO 2889—1975混合均匀要求和“二八”原则设置的取样位置的代表性进行了评估研究。研究结果显示,除了基本流动满足要求外,以具有排放代表性的放射性碘核素评估的放射性气体与气溶胶的混合均匀性无法满足要求,表明不能直接使用老标准的定性混合均匀处替代新标准的混合均匀性定量的要求。本文同时使用程序和实验对结果做了验证,结果显示使用的Graphene计算程序较对比验证程序的一致性好,且这种方法更接近实验结果。研究方法和结果可为核能的安全排放控制及其法规执行提供重要参考与借鉴。

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2. 1985年前苏联核潜艇事故及对我国潜在辐射影响评价

岳峰, 乔清党, 郭猜, 祝贺, 郭瑞萍, 郜建伟, 王瑞英, 李雯婷

辐射防护 2022, 42 (4): 361-367.

摘要（258）

PDF （8165KB）（62）

1985年8月10日,前苏联E-2级核潜艇K-431号在换料过程中发生反应堆临界爆炸燃烧事故。事故导致10名工作人员死亡。本文基于事故当时的气象资料以及对我国不利的气象等两种条件,利用HYSPLIT程序,就此次事故源项对我国的潜在辐射影响进行了评价,结果显示两种气象条件下事故对我国境内产生的最大个人有效剂量均为10^-5 mSv量级。虽然此次事故对我国的辐射影响较小,但是类似的威胁需要引起重视,相关的监测研判体系需要加强。

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3. 地下工程氡防护方法及能力研究

温伟伟, 徐荣政, 吴友朋, 程金星, 王庆波, 李帅, 刘峰国

辐射防护 2022, 42 (1): 48-53.

摘要（237）

PDF （1960KB）（165）

为科学确定地下工程氡防护措施,本文根据地下工程氡防护经验,梳理了典型氡防护方法,并通过实际测量和性能实验,评价各种氡防护方法。结果表明,通风降氡是地下工程降氡普遍方法,对12 000 m³空间按照2 m³/s风速通风1小时能够降低空气中氡浓度三分之一左右;吸附降氡能够对人员活动集中区域进行局部降氡,采用自研的移动降氡装置工作2小时能够使80 m³含氡空气的氡浓度降低55%左右;屏蔽降氡能够对高氡析出率区域进行重点降氡,采用聚酰亚胺树脂防氡材料能够使阻氡效率大于99.5%。不同降氡方法都有其适用范围和优缺点,应根据地下工程实际情况进行优化设计。

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4. 花岗岩氡析出影响因素研究进展

龙淑琴, 谢焱石, 谭凯旋, 张明华, 单健, 王升

辐射防护 2022, 42 (1): 11-17.

摘要（213）

PDF （989KB）（111）

随着对氡气危害认识的加深,花岗岩作为生产、生活上接触较多的天然辐射来源,其氡析出特征对人居环境的辐射影响得到广泛关注。本文从岩石的原生特性和次生变化两方面对花岗岩的氡析出进行文献综述,发现花岗岩氡析出与岩石化学成分、矿物成分和成因类型等原生特性以及次生风化和蚀变导致的放射性核素分布、矿物颗粒大小以及岩石微裂隙等因素密切相关。研究表明,铀镭活度与花岗岩氡析出表现出线性相关,但受铀赋存矿物类型的影响,矿物成分的具体影响还需进一步研究,可能与其构造背景或者物质来源有关。岩石次生变化对花岗岩氡析出的影响主要表现为风化和蚀变使得放射性核素迁移到颗粒表面和岩石裂隙等有利于氡析出的位置,而颗粒变小比表面积增大以及岩石内表面积和孔隙率增加使得铀镭发生富集和逃逸,从而最终促进岩石氡的析出。岩石原生特性和次生变化对花岗岩的氡析出起着重要的影响作用,铀镭活度可以作为花岗岩氡析出率潜力的预测指标,而对于矿物成分和岩石的次生变化则是研究花岗岩氡析出的重要潜在因素。故此,未来需要系统研究并定量描述岩石化学、矿物成分和次生变化,并据此建立合理有效的岩石氡析出模型,帮助更全面地掌握岩石中氡析出规律,为地下工程及人居环境的氡防护提供理论依据。

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5. 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（207）

PDF （947KB）（219）

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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6. 新型平板电离室的研制与初步测试

孙铭言, 张伟华, 童腾, 李道武, 张易, 黄先超, 吕宁

辐射防护 2022, 42 (1): 71-78.

摘要（198）

PDF （17847KB）（331）

研制一款同时测量质子束流与剂量的平板电离室。利用基于有限元分析的Ansys模拟软件和Geant4蒙特卡罗软件对电离室电场分布、等效水厚度、不同能量质子束穿过电离室后的横向散射等参数进行模拟,进而优化电离室结构。并利用YXLON 450 kV X射线管、6 MeV脉冲加速器与北京大学串列加速器对电离室进行初步测试,电离室运行稳定,射线位置二维分布信息采集准确,性能良好。

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7. 基于SOI微剂量实验测量技术的研究现状与展望

闫学文, 李华, 李德源, 李会, 牛蒙青, 乔霈

辐射防护 2022, 42 (1): 1-10.

摘要（196）

PDF （4630KB）（193）

对目前微剂量测量中常用的组织等效正比计数器(TEPC)和基于绝缘体上硅(SOI)技术的微剂量计的特点和研究现状进行了分析,对比了二者的优缺点,指出TEPC在微剂量实验测量方面存在的缺陷。重点分析了SOI微剂量计的研究现状,对五代SOI微剂量计的物理设计结构作了详细说明,并对其在中子、质子和重离子微剂量测量方面以及组织等效转换方面的研究现状进行了详细分析,指出该技术目前存在的问题,并在此基础上对其发展前景进行了展望。

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8. 医用质子/重离子加速器辐射屏蔽设计概述

杨博, 苏有武, 严维伟, 李武元, 李阳, 马富鸿, 李宗强, 毛旺, 王丽军, 刘学博, 罗昌丽, 李敬峰

辐射防护 2021, 41 (S1): 126-132.

摘要（193）

PDF （3281KB）（212）

近年来我国医用质子/重离子加速器治癌产业开始飞速发展。粒子加速器运行时会产生次级辐射从而危及环境、公众及工作人员的辐射安全,可靠的辐射屏蔽设计是装置运行时辐射安全的必要保障。本文简要分析了医用质子/重离子加速器辐射屏蔽设计的一般考虑因素;介绍了几种常用的屏蔽计算方法并给出了计算实例。本文的研究内容对未来将要建造的医用质子/重离子加速器的辐射屏蔽设计具有一定的参考意义。

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9. 基于蒙特卡罗方法的复合材料辐射屏蔽设计

白鸿伟, 李达, 郭寻, 薛云飞, 靳柯

辐射防护 2022, 42 (1): 41-47.

摘要（193）

PDF （10017KB）（136）

在乏燃料后处理厂的工作环境中可能存在着低能中子-γ射线混合辐射,严重威胁工作人员的人身安全。本文针对上述混合辐射环境,利用蒙特卡罗程序Geant4模拟计算了一种钨/硼纤维增强含硼/铋聚合物复合材料中不同材料参数对低能中子和γ射线综合防护效果的影响。结果显示,此种钨/硼纤维复合材料对低能中子和γ射线均具有良好的屏蔽效果。文章证实了纤维垂直排布方式具有比平行排布方式更优的屏蔽效果,且垂直排布方式下透过粒子束的强度分布更加均匀。此外,在聚合物基体中掺杂一定质量分数的硼/铋可以进一步增强复合材料的辐射屏蔽效果。依据这些结果我们认为此种复合材料可以为后处理厂等辐射环境中的防护服及相关防护用具提供参考。

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10. 北京市环境水中锶-90活度浓度分析

汪喆, 刘陆, 刘智慧

辐射防护 2021, 41 (5): 428-431.

摘要（189）

PDF （897KB）（62）

为了测量北京市环境水中⁹⁰Sr的活度浓度,分析其长期趋势及在全国的水平,参照《水和生物样品灰中锶-90的放射化学分析方法》(HJ 815—2016),分析北京市12个环境点位中⁹⁰Sr的活度浓度。结果显示,2019年北京市环境地表水中⁹⁰Sr活度浓度为(4.46±1.51)mBq/L,范围(1.44~7.56)mBq/L,其中河系水(5.01±1.45)mBq/L,湖库水(4.00±1.45)mBq/L,地下水(2.11±0.12)mBq/L。得出结论:北京市环境水中⁹⁰Sr含量为低水平;与历年相比,处于正常涨落范围之内;与全国其他地区相比,处于中间水平。水中⁹⁰Sr所致成人年均摄入量最大为3.66 Bq/a,待积有效剂量最大为0.10 μSv/a,均远远小于国家标准限值。

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11. 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（186）

PDF （1033KB）（255）

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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12. 中子能谱测量中的解谱技术研究进展

黄迁明, 刘斌, 陆婷, 王波, 唐松乾, 吕焕文, 应栋川, 翟梓安

辐射防护 2022, 42 (4): 265-279.

摘要（186）

PDF （15723KB）（87）

中子能谱解谱技术为中子能谱测量系统必要的组成部分,近几十年来国内外开展了大量研究。本文首先介绍了中子能谱常规解谱流程,包括解谱模型、响应函数、解谱误差等内容;接着详细介绍了国内外中子能谱测量技术研究现状以及中子能谱解谱算法研究现状,包括比较成熟的最小二乘算法、最大熵算法等,也有新兴的神经网络算法、遗传算法等,总结了不同解谱算法的特点;接着介绍了根据不同解谱算法发展的解谱程序,对比了不同解谱算法及程序的优缺点,基于最小二乘算法开发的SAND系列程序和基于最大熵算法开发的MAXED程序是解谱功能强大、使用最广泛的程序;最后梳理了中子能谱解谱方法的发展脉络,总结了国内和国外研究的区别,未来开发包含多种解谱方法的综合性解谱程序具备较强的应用需求。

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13. 在核科学技术及其放射防护领域中必须科学严谨地较真厘清若干基本概念

郑钧正

辐射防护 2022, 42 (5): 381-394.

摘要（186）

PDF （3565KB）（205）

核科学技术不断在各领域与各行业日益广泛普及应用,乃20世纪以来最杰出的科技成就之一。面对这涉及面与影响面很广,同时又必须有效防范及控制可能带来的电离辐射风险问题,必然备受社会各界与广大公众的高度关注。因此,坚持恪守科学严谨精神,准确地诠释基本概念与传播核科学技术及相关放射防护知识凸显非常重要。此文列举8个颇常见的容易混淆及模糊问题进行剖析评述,藉以呼吁科学严谨地对相关基本概念进行较真厘清,从而促进核科学技术及其广泛应用更好地蓬勃发展。特着重评述的8个问题是:(1)电离辐射与非电离辐射是完全不同类型的辐射;(2)放射防护学、放射卫生学、保健物理学的核心内涵都是研究电离辐射防护;(3)核科学技术的医学应用不等于核医学,而放射诊疗不能称为“核医疗”;(4)放射学与放射医学是各自完全不同的分支学科;(5)务必区别各不相同概念的吸收剂量、剂量当量、当量剂量与有效剂量;(6)必须注意正确运用全身的有效剂量进行放射防护评价;(7)剂量当量、当量剂量与有效剂量的单位专用名称“希沃特”不能用“西弗”;(8)流行病学调查研究术语“频率”绝对不能用日文汉字“频度”。

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14. 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（185）

PDF （1420KB）（131）

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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15. 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（184）

PDF （2242KB）（100）

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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16. 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（180）

PDF （6019KB）（137）

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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17. 江苏省城市放废库辐射环境监测水平研究

谭伟洋, 朱晓翔, 王鹏, 张永涛, 刘颖, 龚春慧, 杨毅

辐射防护 2022, 42 (2): 124-130.

摘要（176）

PDF （3963KB）（125）

随着核技术在各领域的广泛应用,辐射环境的安全受到越来越多的重视。以江苏省城市放废库为研究对象,从2015年起连续对放废库进行辐射环境监测6年。对放废库周围的γ辐射空气吸收剂量率,水源水中总α、总β以及土壤中放射性核素进行了监测,并对辐射监测结果进行了分析。研究结果表明γ辐射空气吸收剂量率敏感点范围为59.0～96.5 nGy/h,源库四周范围为81.92～103.32 nGy/h;水源的总α和总β范围分别为0.90×10^-2～5.87×10^-2 Bq/L和3.00×10^-2～16.00×10^-2Bq/L。γ辐射空气吸收剂量率的变化主要与源库的距离和废源的管理有关;水体中放射性水平变化主要与年降水量有关;土壤中核素的变化主要与放射性气溶胶有关。所有变化均在本底范围内涨落,对环境几乎没有影响,可以确保辐射环境安全。

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18. ICRU 95号报告:外照射实用量及其对剂量学的影响

Hans Menzel, Thomas Otto

辐射防护 2023, 43 (1): 11-16.

摘要（174）

PDF （2752KB）（122）

国际放射防护委员会(ICRP)提出了“防护量”这一概念。最常用的防护量,即有效剂量E,用于设定照射限值,并在实用辐射防护中使用,以实现最优化原则。然而,有效剂量不是一个可测量的量,基于此国际辐射单位与测量委员会(ICRU)为外照射的剂量测定提出了一个可测量的量,即实用量,用于估计有效剂量。目前使用的实用量定义于20世纪80年代,当时核工业是职业辐射防护的主要关注点。当前,在其他辐射领域,特别是高能辐射,实用量的不足之处变得很明显:可能高估或低估有效剂量。因此,ICRU和ICRP在全面研究的基础上,为外照射的剂量测定提出了新的实用量,以克服上述缺点。实用量的新定义与防护量(包括有效剂量)的定义更具相关性,特别是使用了相同的仿真体模。当前提出的实用量通过缩小防护量与实用量之间的定义差异简化了辐射防护量体系,并从整体上改进了对有效剂量的估计。本文讨论了提出的新实用量对实际剂量测定的影响。

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19. 胞外超氧化物歧化酶(EC-SOD)抗辐射作用的研究进展

朱梦梅, 欧阳涛, 华天桢, 李琨, 于兵

辐射防护 2022, 42 (2): 102-110.

摘要（162）

PDF （2331KB）（113）

电磁辐射、电离辐射、光辐射等辐射导致的组织器官损伤过程中常伴有活性氧(ROS)的激活和DNA损伤,而超氧化物歧化酶(SOD)是生物体内广泛存在的一种抗氧化金属酶,在氧化-抗氧化平衡调控中发挥着重要的作用,并且参与了众多疾病的发生与发展,其中胞外超氧化物歧化酶(EC-SOD)主要分布于细胞外基质中。大量研究表明EC-SOD在多种组织器官的辐射损伤中发挥着抗辐射的作用,其主要通过降低ROS水平、抗血管生成,抗趋化和抗炎等方式防止细胞和组织的进一步损伤。因此,本文将对EC-SOD及其模拟物或类似物在辐射防护中的保护作用及其机制进行综述,为EC-SOD应用于辐射防护提供理论参考。

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20. 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（159）

PDF （2735KB）（137）

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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21. 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（157）

PDF （2658KB）（249）

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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22. 吸收法在强激光与固体靶所致脉冲X射线能谱测量中的研究进展

宋鸿鹄, 衣宏昌, 魏朔阳, 武祯, 张辉, 李君利, 邱睿

辐射防护 2022, 42 (2): 89-101.

摘要（157）

PDF （6161KB）（134）

脉冲 X 射线能谱测量,对于强激光装置中的物理诊断以及辐射防护具有重要意义。脉冲X射线具有脉冲时间短、注量大、能谱范围宽等特点,常规脉冲测量技术往往受到探测器死时间、堆积效应的限制而无法适用。目前多个国家都建立了强激光装置的研究平台,并开展X射线能谱测量相关研究。本文首先介绍了基于吸收法原理且适用于中低能脉冲 X 射线的测量方法:Ross Pair 法和衰减法。然后针对这两种方法从5个方面(探测器结构、滤片材料、探测介质选择、散射控制以及解谱方法)综述了脉冲 X 射线吸收谱仪的研究进展,并分析了各自的适用性。目前激光装置中脉冲 X 射线能谱的测量还面临着能量分辨率不理想、结果不确定度无法量化和被动式能谱测量操作不便等问题。随着激光装置的不断升级,脉冲X 射线注量以及打靶频次将不断增加, 对探测器的耐辐照性能以及响应速度提出了更高的要求。

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23. 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（156）

PDF （12877KB）（106）

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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24. X射线空气比释动能(诊断水平)标准装置的建立

李胤, 韦应靖, 陈双强, 方登富, 崔伟, 冯梅

辐射防护 2021, 41 (S1): 133-138.

摘要（153）

PDF （2238KB）（155）

为了实现诊断水平X射线剂量率值的准确测量,并开展量值的溯源与传递工作,本文根据IEC 61267—2005标准的要求,建立了管电压40~150 kV、剂量率1.0×10^-3~10 Gy/h的X射线空气比释动能(诊断水平)标准装置,实验测量给出了不同辐射质下的辐射场特性,并评定给出了辐射场空气比释动能率的相对扩展不确定度。实验测量结果表明,RQR5辐射质在距离X射线光斑焦点1.0 m处,均匀性＞99.0%的辐射野为ø8.0 cm,均匀性＞95.0%的辐射野为ø10.0 cm;散射对辐射场的贡献＜0.9%;在1.0~5.0 m范围内的距离平方反比律偏差＜2.0%;标准电离室测得辐射场剂量率重复性为0.1%。对RQR2~RQR10系列与RQT8~RQT10系列辐射质的半值层和同质系数进行测量,其半值层偏差不超过±0.09 mm,同质系数偏差不超过±0.02。辐射场空气比释动能率的相对扩展不确定度评定结果为U_rel=3.8%(k=2)。辐射质特性实验测量结果表明,X射线空气比释动能(诊断水平)标准装置的各项性能指标均满足IEC 61267—2005等标准要求。

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25. 核与辐射应急准备分类及相应的管理要求

张建岗, 李国强, 杨亚鹏, 冯宗洋, 贾林胜, 王宁, 梁博宁, 刘一宁, 朱业明

辐射防护 2021, 41 (6): 542-549.

摘要（153）

PDF （941KB）（232）

根据国际经验给出了基于危害评价的应急准备分类以及各类应急准备需要建立的基本能力,提出了应急管理行动、应急状态、应急响应的启动、缓解行动、应急评价和预测、防护行动和其他响应行动、公众应急通知、应急人员和应急援助人员的保护措施、医学响应行动、应急组织和人员配置、应急信息发布和公众沟通等11个主要要素对应5个应急准备类型的管理要求建议。

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26. 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（152）

PDF （1873KB）（187）

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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27. 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（145）

PDF （5036KB）（86）

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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28. 常见双层介质材料γ射线照射量累积因子的计算与分析

李华, 魏子洋, 赵原, 刘立业, 李会, 韦加富

辐射防护 2022, 42 (5): 395-401.

摘要（140）

PDF （4258KB）（150）

使用蒙特卡罗开源程序包Geant4设计并开发了用于双层介质材料累积因子计算程序,计算并建立了核设施现场常见材料水、铁、铅和混凝土两两组合下的照射量累积因子数据库,同时选取了部分计算结果与可靠性较好的经验公式相应模拟数据进行了比较,并分析了造成差异的主要原因。结果表明:基于Geant4模拟计算的双层介质材料照射量累积因子数据与经验公式计算结果相对吻合较好,其偏差大多数在10%以内,验证了累积因子数据计算结果的可靠性。此研究工作可为辐射防护相关模拟计算提供底层数据基础。

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29. 利用数值模式和示踪试验确定某厂址地区大气扩散参数

杨宗甄, 鲍昕杰, 陶乃贵, 张晓峰

辐射防护 2022, 42 (1): 25-33.

摘要（136）

PDF （14413KB）（145）

利用WRF数值模式和CALPUFF扩散模式相结合的技术手段分析研究某沿海厂址大气扩散参数,并通过现场示踪试验验证了数值模式模拟结果的可靠性和模拟方法的适用性。结果表明,CALPUFF扩散模式无论从扩散因子数量值还是分布范围上,与现场示踪试验结果均能保持较好的一致性,CALPUFF扩散模拟结果能较好地反映当地大气扩散实际特征。通过与P-G和IAEA扩散参数比对得出,CALPUFF数值模式结果确定的厂址大气扩散参数符合大气扩散特征的一般规律;在考虑厂址实际下垫面和流场特征情况下,CALPUFF数值模式确定的扩散参数整体较P-G扩散参数偏大,其扩散参数值能较真实地反映该地区气载污染物的扩散能力。

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30. 大气氚释放剂量评价模式验证

杨洁, 廉冰, 吕彩霞, 王彦, 陈佳, 陈佳辰, 岳琪

辐射防护 2022, 42 (2): 141-145.

摘要（136）

PDF （901KB）（105）

基于秦山核电厂2014—2016年气载流出物氚的排放数据,采用联合国原子辐射影响科学委员会(UNSCEAR)推荐的比活度模型评价了秦山核电基地氚所致公众辐射剂量。并与同期秦山核电基地周围环境氚监测数据评价公众辐射剂量结果进行比较。基于流出物排放的评价结果与基于环境监测数据的评价结果相差不大,在同一水平。推荐在进行气载氚所致公众辐射剂量评价时采用该比活度模型。

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31. 放化分离-液闪测量联合分析核电厂废树脂中的⁵⁵Fe和⁶³Ni

马莉娜, 王路生, 宋丽娟, 张辉, 戴雄新

辐射防护 2022, 42 (4): 280-286.

摘要（136）

PDF （2736KB）（117）

建立了一种核电厂放射性废离子交换树脂中⁵⁵Fe和⁶³Ni的联合分析方法。将废树脂样品经芬顿氧化消解后,先用氢氧化钠沉淀法沉淀⁵⁵Fe和⁶³Ni,再用阴离子交换树脂联合丁二酮肟沉淀对杂质离子进行分离纯化,纯化后用液体闪烁计器测量。本方法对废树脂中⁶⁰Co、⁶⁵Zn、⁵⁴Mn等干扰核素的去污因子均大于10³。本方法对⁵⁵Fe和⁶³Ni的平均化学回收率分别为86%和90%,对废树脂中⁵⁵Fe和⁶³Ni的检测限分别为5.7 Bq/g、6.8 Bq/g。用加标样品对分析方法进行验证,预期值和测量值的偏差小于±10%。实验测得某核电厂一组一回路实际废树脂样品中⁵⁵Fe和⁶³Ni的平均活度浓度分别为(76.2±1.4)kBq/g和(120.0±5.1)kBq/g。

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32. 核电厂放射性废气“活性炭加压吸附”技术研究

范雯雯, 王艺霖, 高瑞发

辐射防护 2021, 41 (6): 536-541.

摘要（134）

PDF （2197KB）（110）

基于ACP100废气源项,对“活性炭加压吸附”废气处理技术(即“压缩+活性炭延迟衰变”工艺),与M310堆型的加压贮存和AP1000、VVER的常压吸附技术进行对比分析,发现“压缩+活性炭延迟衰变”工艺的炭装量同比常压吸附减少75%,衰变容积同比加压贮存减少92%;处理后废气的放射性活度浓度,同比M310和AP1000分别下降47%和93%;二次废物产生量小,二次固废产生量设计值为1.2 m³/a。综上,“压缩+活性炭延迟衰变”废气处理工艺,既解决了现有技术问题,还具备净化效果好、二次废物产生量低、占地面积小和经济性好等优点,在其他工程具备可应用和推广性。

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33. 福清核电厂应急管理体系的经验和实践

金莉, 顾健, 黄鸿

辐射防护 2022, 42 (5): 473-480.

摘要（134）

PDF （2877KB）（70）

基于核电厂应急管理体系能力建设的现状与所面临的挑战,福清核电构建了以“一个基准点、两条主线、以点带面、全员参与”的核应急管理体系。在管理体系的能力建设中进行了探索性的尝试,为进一步完善核电厂应急管理体系和能力建设提供了实践经验。

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34. 乳腺癌筛查中乳腺X射线摄影两种标准体位及乳腺压迫厚度与平均腺体剂量的关系

李玲玲, 钱银锋, 王弢, 李丽

辐射防护 2022, 42 (5): 495-500.

摘要（133）

PDF （2657KB）（69）

为了使乳腺X射线摄影在乳腺癌筛查中的应用达到最优化,本文回顾性分析了在我院行乳腺X射线摄影和乳腺彩色多普勒超声检查,并取得病理结果的患者共132人、139个病灶,比较乳腺头尾位(craniocaudal view,CC)、内外侧斜位(medial lateral oblique view,MLO)、乳腺压迫厚度、乳腺密度与被检者接受的平均腺体剂量(average glandular dose,AGD)的关系及两种体位上病灶检出情况。结果显示:(1)乳腺压迫厚度及乳腺密度都是AGD的独立影响因素,并呈正相关,且乳腺压迫厚度对AGD的影响比乳腺密度大;(2)曝光参数管电压及管电流随着乳腺压迫厚度的增加有增加趋势,致使AGD增大;(3)同一乳腺CC及MLO的压迫厚度及AGD未发现特定规律,但均数±标准差CC位(2.49±0.84)＞MLO位(2.27±0.81),且MLO比CC更易显示病灶。只拍摄乳腺MLO联合乳腺彩色多普勒超声检查具有很大优势,不仅保证了诊断需要,更降低了被检者的AGD值,且被检者乳腺压迫厚度及乳腺密度越大,AGD降低越多。

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35. 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（132）

PDF （933KB）（109）

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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36. 水中总α、总β放射性实验的影响因素及测量方法讨论

唐桦明, 张玮亮, 罗海恩, 韩帅帅, 杨冠东, 钟瑜

辐射防护 2022, 42 (4): 301-306.

摘要（132）

PDF （4244KB）（111）

用低本底α、β测量仪,通过一系列比较实验和数据获得影响水中总α、总β放射性活度的实验因素。按照现行国标中的标准曲线法进行实验并分析关系曲线的拟合结果;采用²⁴¹Am和⁴⁰K标准粉末源进行串道干扰实验;最后利用热释光测量仪分析影响样品源计数值的因素。结果表明:“质量厚度净计数率”关系曲线线性拟合结果良好,可应用在实验计算中;在测量放射性活度较高的水样时,α通道对β通道产生的串道干扰需进行修正;样品源制备完毕后,不宜立刻测量,应贮存在干燥低本底的环境中,贮存后应用红外灯干燥足够长的时间并完全冷却后进行测量。

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37. 环氧树脂固化放射性废树脂的配方初探

孙茂生, 张瑞, 严沧生

辐射防护 2022, 42 (2): 155-160.

摘要（131）

PDF （3192KB）（72）

为了将中、低放射性废树脂固化成稳定的固化体,采用环氧树脂为基材,通过添加合适的固化剂、稀释剂、阻燃剂等进行固化配方试验研究。结果表明,配方为E-44环氧树脂∶651固化剂∶添加剂=1∶0.53∶0.05(38∶20∶2)、质量包容率50%时,其固化体性能最优,并满足国标GB 14569.2的要求,研究结果表明采用环氧树脂体系固化放射性废树脂是可行的。

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38. 核临界事故报警系统布置分析方法研究

邵增, 霍小东, 易璇, 刘国明, 杨海峰

辐射防护 2021, 41 (6): 508-513.

摘要（129）

PDF （3762KB）（78）

本文阐述了布置核临界事故报警系统的意义和原则,分析了核临界事故可能发生的机理,初步建立了一套核临界事故情景假设分析方法。研究了最小临界事故源项计算方法以及三维剂量场分布计数的方法,采用各设备最小临界事故剂量场分布最小值等高线图的方法来从众多剂量场分布图中优化选取合适的核临界事故报警系统布置点位,以确保其可以覆盖到每个具有核临界事故风险的设备,并对核临界事故报警系统探头类型选择的原则和方法进行了分析。

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39. 活性氧与放射性皮肤损伤的研究进展

蔡卫超, 曹卫红

辐射防护 2022, 42 (2): 111-118.

摘要（129）

PDF （953KB）（64）

机体受到意外照射或在接受放射治疗时会引起放射性皮肤损伤,皮肤组织中最先发生水分解而产生活性氧,其次呼吸链及炎症过程也会产生大量活性氧。活性氧作为信号分子在调控生理生化过程中起到了不可替代的作用。本文就辐射刺激后皮肤内活性氧变化、活性氧干预放射性皮肤损伤的机制以及活性氧消除调控放射性损伤等三个方面的研究进展进行综述,旨在联系活性氧代谢与放射性损伤的生理病理反应,为相关研究及临床治疗提供便利。

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40. 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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41. 核电站主控室内漏率试验案例研究

田雷, 陈文强

辐射防护 2021, 41 (6): 503-507.

摘要（127）

PDF （1410KB）（167）

本文主要论述了衡量注入法在国内核电站主控室内漏率试验中的应用,通过对主控室内漏率的计算原理、注入速率和平衡判断的研究,选定了合适的示踪气体、注入点和注入速率进行了试验,并对影响试验的关键因素进行了研究,解决了设计和建筑安装中存在的问题。此试验方法重现性良好,可以在核电站范围内进行推广。

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42. 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（126）

PDF （3993KB）（61）

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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43. 部队核应急仿真模拟训练系统开发有关工作探讨

袁伟, 王刚, 李藐, 李霄, 陈显波

辐射防护 2022, 42 (6): 625-629.

摘要（126）

PDF （2704KB）（70）

针对现阶段部队核应急训练中存在的现实问题,阐明新形势下开发核应急仿真模拟训练系统的必要性和模式,并详细介绍该系统建设的主体思路、基本考虑、主要目标、总体结构以及分系统功能设计,以期为提升部队各级核应急力量处置水平提供理论支撑和方法指导。

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44. Ca²⁺盐溶液在高庙子膨润土中的扩散研究

杨婷, 杨成艳, 郑举功, 查文化, 梁海安, 冯岩岩

辐射防护 2022, 42 (2): 146-154.

摘要（125）

PDF （4640KB）（118）

高放废物地质处置库近场地下水可能会对处置库内的屏障体系产生影响,降低处置库的安全稳定。为研究地下水中盐离子在处置库内缓冲回填体系的扩散规律,本文开展了静态无外荷载条件下内蒙古高庙子(GMZ)膨润土在Ca²⁺盐溶液中自发渗吸的吸附扩散室内试验。从土的微观结构和经典扩散理论对Ca²⁺在不同干密度和初始饱和度的膨润土试样中的自发扩散规律进行了分析。研究结果表明,在膨润土初始饱和度相同的情况下,试样阻滞系数随其干密度增加而增大,此时Ca²⁺的扩散能力减弱;当膨润土干密度相同时,随着初始饱和度的增加基质吸力作用减弱,阻滞系数减小,Ca²⁺的扩散能力减弱。

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45. 动态γ辐射场中的气溶胶监测系统优化设计

商洁, 陈吉宏, 马弢, 杨屹, 李建伟, 张艳婷, 畅翔

辐射防护 2022, 42 (4): 287-294.

摘要（125）

PDF （3763KB）（95）

为满足核电站及应急监测环境中具有动态强γ本底的α、β放射性气溶胶在线监测的需求,本文结合该监测场景的源项特点,对表面钝化的离子注入型(PIPS)半导体探测器晶体结构进行了优化设计。并使用蒙特卡罗方法,对探测系统结构优化后的集成双PIPS探测器,进行了角度响应模拟。为满足大角度范围更为优异的角度响应相对标准偏差指标(根据现场工作及实验总结要求小于15%),对集成双PIPS探测器探测系统(包括:探筒、走纸部分及气溶胶输运管路)结构进行了优化,并将整个探测系统置于立体设备处。将改进后的设备分别置于⁶⁰Co 和 ¹³⁷Cs 参考辐射场中,进行了线性、能量和角度响应实验。实验结果表明:(1)经优化设计的集成双探测器结构在角度、能量及线性响应方面的性能更优异;(2)整机组件材料的结构及密度的各向异性可仅通过对探测系统局部的结构优化,实现角度响应不大于5%,从而避免对整机进行改造。最终将优化后的设备置于空气比释动能为10 μGy/h的¹³⁷Cs 参考辐射场中运行,测量结果表明:经γ补偿及天然氡、钍子体扣除后,α气溶胶的探测限小于0.03 Bq/cm³,β气溶胶的探测限小于0.4 Bq/cm³,且在长期稳定运行中未出现误报警。

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46. ENUN 24P乏燃料运输容器排气排水孔盖泄漏检测方法的改进

刘义清, 赵枭栋, 郑宇, 赵京昌, 钟迈豪

辐射防护 2022, 42 (5): 454-459.

摘要（124）

PDF （3378KB）（41）

乏燃料运输容器内盖上的排气/排水孔盖作为容器包容边界之一,采用双〇型金属密封圈,在容器装载乏燃料组件后需对排气/排水孔盖进行氦泄漏检测。ENUN 24P乏燃料运输容器调试过程中,发现原泄漏检测工具存在孔盖与密封面对中困难、操作复杂、易损坏密封面、增加操作人员受照风险和检测方法未考虑本底值等问题。针对以上问题,提出了改进检测工具和增加本底测量的检测改进措施,经过试验验证改进后的检测工具能有效地加快泄漏检测时间,操作简便,并减少操作人员受照剂量。改进后的检测工具也可应用于国内已有的NAC-STC型乏燃料运输容器排气/排水孔盖泄漏检测。

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47. 我国与核能署合作的回顾与展望

李金凤, 曾超, 萧黎黎, 李雪峰, 任丽霞, 张庆华, 王丽姣

辐射防护 2022, 42 (6): 505-517.

摘要（124）

PDF （9918KB）（68）

作为核领域重要的国际组织之一,经济合作与发展组织核能署通过其多项核能或核安全国际多边合作机制,促进各国在各类民用核技术和政策的关键问题上达成共识,推动先进核能技术的开发,为政府在能源与低碳经济的可持续发展等领域提供建议。我国自2002年起参加核能署的活动,参与制定相关技术文件和发展战略,提升核领域全球治理水平。本文系统梳理了过去20年中国与核能署的合作情况,特别是在核安全、放射性废物管理、退役和遗留场址管理、辐射防护、核法律、第四代核能系统等领域取得的重要进展,为进一步加强国际合作和提高我国国际影响力提供建议。

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48. 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（122）

PDF （1341KB）（89）

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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49. γ能谱分析中土壤探测效率与密度相关性计算分析

刘庆云, 胡翔, 马国学, 冯月, 李立凡, 韩巧叶

辐射防护 2022, 42 (4): 312-316.

摘要（122）

PDF （2585KB）（81）

γ能谱分析中不同能量探测效率的准确校准是影响测量结果准确度的重要因素。本文基于国产无源效率计算软件Gammacalib对几种不同密度的土壤样品建模,计算相应的探测效率,与标准源实验测量的探测效率比较,验证无源效率计算的准确性。根据无源效率计算结果,分析相应探测效率与土壤密度的相关性,得到ε~ρ回归方程。对于土壤标准源,有源效率与无源效率之间的相对偏差在-7.6%~8.1%之间,效率与密度呈正相关,相关系数在0.938~0.992之间。国产无源效率软件Gammacalib探测效率计算结果与标准源实验测量结果相对偏差可接受,可满足日常辐射环境实验室样品测量和核事故应急监测要求,ε~ρ回归方程的适用性良好,可为环境土壤样品的密度差异效率修正提供参考。

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50. NORM照射与废物管理策略探讨

魏方欣, 王春丽, 张宇, 祝兆文, 雷强, 徐春艳

辐射防护 2022, 42 (1): 54-62.

摘要（121）

PDF （1538KB）（109）

由于数量巨大且其所含主要核素半衰期极长,天然放射性物质(NORM)矿产资源开发利用过程中产生的废物管理问题正日益受到国内外广泛关注。本文通过调研NORM照射和我国NORM废物管理的现状及存在问题,分析认为我国NORM废物管理中诸多问题的主要成因是责任主体不明、处置技术研发基础薄弱等,在此基础上提出构建以监管主导的管理体系、建立国家NORM废物清单、加快研究风险评估方法、开发废物处置示范工程等建议,以推进NORM废物的及时安全、妥善处置。

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