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1. 核电厂应急监测计划的关键问题及探讨 黄彦君,贺毅,上官志洪,陈超峰,赵锋 辐射防护    2019, 39 (5): 355-364.   摘要 （496）      PDF （845KB）（859）    可视化    应急监测计划是核电厂应急计划的重要支持性文件,是核电厂应急监测准备和响应的重要依据。本文从核电厂事故应急监测方案、监测方法、监测设施设备配置、应急监测响应、监测能力的保持、质量保证等关键问题进行分析研究,提出相关建议,为核电厂应急监测计划的制订提供参考。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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2. 放射防护领域的新进展 郑钧正 辐射防护    2016, 36 (6): 393-407.   摘要 （171）      PDF （2639KB）（744）    可视化    根据国际辐射单位与测量委员会(ICRU)、联合国原子辐射影响科学委员会(UNSCEAR)和国际放射防护委员会(ICRP)等权威国际组织不断演进的新出版物,归纳揭示出电离辐射量体系、放射生物学效应和放射防护体系等构成放射防护三大重要基础的新进展;同时本文第四部分扼要评述影响面很广的热点课题医疗照射防护的新进展。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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3. 实施ICRP建议的主要挑战:近期和未来的发展 Thierry Schneider 辐射防护    2023, 43 (1): 1-10.   摘要 （195）      PDF （2745KB）（741）    可视化    自2007年国际放射防护委员会(ICRP)发布一般性建议以来,在解决将这些建议付诸实践所面临的挑战方面取得了一些进展。值得注意的是,为放射防护管理而提出三类照射情况后(即,计划照射、现存照射及应急照射),我们进一步研究了它们在几个领域的应用,如涉及天然放射性物质的工业领域以及核事故发生后的应急与恢复领域。本文着重介绍了最近一些出版物提出的以及持续开展的工作中所涉及的主要问题,重点围绕与放射防护体系伦理基础有关的研究进展、放射防护体系在管理现存照射情况中的应用以及环境放射防护与ICRP防护体系的融合。最后,本文介绍了2022年ICRP成立的与放射防护体系应用相关的新工作组的工作目标。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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4. 微生物还原固化技术在铀尾矿(渣)渗水污染防控中的应用 孙娟, 安毅夫, 连国玺, 高扬, 杨冰 辐射防护    2020, 40 (4): 308-315.   摘要 （175）      PDF （1041KB）（732）    可视化    基于对我国铀尾矿(渣)库渗水排放及处理现状的分析,为解决石灰中和存在的反酸、污染物持续溶出等问题,提出了微生物还原固化铀的污染源头防控思路。调查了铀的物质特性以及微生物与铀的相互作用机理、影响因素等研究现状,确定了微生物还原固化技术对铀尾矿(渣)渗水治理的适用性和技术可行性。分析和展望了铀尾矿(渣)库的污染防控需求,明确了微生物还原固化技术应用前景的广阔性。结合技术研究现状,提出了工程应用的主要难点包括维持并最大化微生物在特定环境中的功能、优化微生物注入的工程技术方案两个方面,这是微生物还原固化效果长期稳定性的关键所在。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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5. 反应堆退役三维辐射场实时计算及可视化 张永领, 胡一非, 刘猛, 戴波, 章航洲, 庄乾平 辐射防护    2018, 38 (1): 19-25.   摘要 （241）      PDF （2213KB）（718）    可视化    本文基于DELMIA和VIRTOOLS平台开发的反应堆退役三维仿真原型系统,提出了仿真系统、数据库和计算内核既相互独立又集成统一的三维辐射场计算和可视化技术方案。利用点核积分算法建立了三维辐射场计算模型,得到了能量的对数与转换系数的多项式拟合公式,考虑了设备屏蔽和自吸收效应。采用VS语言和SQL server软件平台编制了三维辐射场计算程序,经验证,在关键点处的辐射水平计算值与测量值的比值小于10,并嵌入了仿真系统,实现了退役场景三维辐射场的实时计算和数据更新。提出了基于行走路径的人员受照剂量计算方法,并实现了可视化显示。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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6. 压水堆核电厂采用富集硼的优势与可行性分析 方岚, 刘新华, 徐春艳, 付鹏涛, 雷强, 甘学英 辐射防护    2019, 39 (1): 19-26.   摘要 （411）      PDF （3708KB）（668）    可视化    压水堆核电厂通常采用天然硼进行反应性的化学补偿控制,研究表明采用富集硼替代天然硼,可以优化一回路水化学,降低一回路结构材料腐蚀风险和堆芯沉积风险,降低职业照射剂量。本文分析压水堆核电厂采用富集硼的优势与可行性,介绍国内外核电厂富集硼的应用情况。最后对我国华龙一号堆型和在役压水堆核电厂富集硼的应用提出建议。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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7. 地下工程降氡技术的应用与现状 孙祁, 盖文佳, 江灏, 闫洋洋, 黄欣杰, 梁云, 祝娇, 苏默龙 辐射防护    2020, 40 (5): 462-469.   摘要 （271）      PDF （3236KB）（664）    可视化    与开放空间相比,地下工程内空气氡含量较高,为保障内部工作和生活人员的身体健康,需进行环境空气降氡处理。目前活性炭吸附技术及静电除尘技术为地下工程局部降氡的主要技术。为保证除氡效率,活性炭吸附设备存在占地过大、能耗过高等问题,而静电除氡技术只能去除环境中未结合态氡子体,对氡气浓度及结合态氡子体无影响。通过对现有技术的介绍和对比,对新型金属有机骨架(MOFs)材料及气体膜分离组件在地下工程局部降氡的可行性进行了分析。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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8. 中美核电厂流出物监测与排放管理要求对比分析 黄彦君, 上官志洪, 曾帆, 陈超峰 辐射防护    2017, 37 (5): 418-424.   摘要 （116）      PDF （1601KB）（644）    可视化    对我国和美国核电厂流出物的监测和排放管理要求进行了对比分析,指出我国在法规标准方面需要进行修订和完善之处,提出参考借鉴美国的经验对我国核电厂流出物监测和排放管理要求进行规范的建议。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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9. 压水堆核电厂流出物中14C的排放限值探讨 上官志洪, 黄彦君, 蒋婧, 祝兆文, 刘新华 辐射防护    2021, 41 (6): 488-495.   摘要 （162）      PDF （2810KB）（639）    可视化    研究分析了压水堆核电厂中14C的产生途径与排放量,调研了美国和欧洲运行压水堆核电厂气态流出物和液态流出物中14C的排放水平,分析了我国国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011)对美国和欧洲运行压水堆核电厂流出物排放14C的包络性,同时分析了多堆厂址、AP1000和EPR等新堆型电厂的运行需求对目前标准规定的14C排放限值管理带来的挑战,提出了14C的减排和资源化利用建议。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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10. 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 （251）      PDF （3565KB）（635）    可视化    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”。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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11. An evaluation of the influence of impurity concentration and composition in concrete on activation and radiation dosein the reactor facility Jae Hyun KIM, Myeong Hyeon WOO, Chang Ho SHIN, Jong Kyung KIM 辐射防护    2020, 40 (6): 486-490.   摘要 （233）      PDF （3895KB）（608）    可视化    The content analysis of radioactive waste and radiation dose evaluation is considered as one of the important factors in the reactor facility design.This kind of buildings consists of the concrete for the most part and uses it as the structure and shield of the building.Generally,the concrete has impurities such as cobalt,europium,nickel,and cesium with specific content depending on the production method or manufacturing company.Dominant radioactive nuclides generated from the fundamental components of concrete are considered that it is less contributed to the radiation dose because they are beta decay nuclides in general.Thus,impurities of irradiated concrete in the reactor facilities,are considered occasionally an important evaluation factor for induced activity.In this study,the influence on the activation of impurities in concrete was evaluated from the radiation dose and induced activity calculations.The calculation was evaluated at the bio-shield which is one of the areas with the highest neutron irradiation among the concrete structure in the reactor facility.The results show that radioactive nuclides with gamma decay were produced in these impurities.Moreover,the radiation dose of concrete with impurities was higher than concrete without impurities.The increased radiation dose was quantified through the content of impurities. 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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12. 秦山核电基地放射性废物最小化技术实践与探讨 余达万, 徐宏明, 周辰昊, 郭喜良, 余达宇, 姜春辉 辐射防护    2019, 39 (3): 213-220.   摘要 （278）      PDF （3941KB）（598）    可视化    介绍了秦山核电基地在放射性废物最小化方面的实践。包括建立了蒸汽发生器排污树脂和通风过滤器金属框架清洁解控工作流程;改进了水泥固化线工艺,水泥固化包装容器采用金属桶代替水泥桶;开发了废过滤器芯子暂存衰变法分类处理及一桶装多芯方案;开发了技术废物“三明治”式废物装桶和超级压实提高外包装容器效率等最小化实践。对废液、废树脂、技术废物、有机废液等处理技术进行了比较分析,建议采用废液蒸干压实技术、废树脂蒸汽重整技术、可燃废物和有机废液焚烧技术,预计秦山核电基地废物产生量可由541 m3/a减至约94 m3/a。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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13. 环境γ辐射剂量率连续监测数据影响因素和特征分析 罗敦烨, 沙向东, 上官志洪, 林明贵, 黄彦君, 彭凯 辐射防护    2018, 38 (4): 308-318.   摘要 （152）      PDF （2712KB）（593）    可视化    对γ辐射剂量率的连续监测是核电厂常规监测和监督性监测的主要内容。分析γ辐射剂量率连续监测数据的影响因素,对于识别核电厂的异常排放、建立应急监测本底具有重要意义。本文以宁德核电厂监督性监测系统2016年一整年的γ辐射剂量率逐时连续监测数据为例,分析各种可能的影响因素,包括宇宙射线响应、气象参数的影响、核电厂的排放等,研究各种因素的影响特征。结果表明,γ辐射主要来自地表中的天然放射性核素及宇宙射线,气象参数的变化是影响γ辐射剂量率变化的主要因素。结合快速傅里叶分析FFT和气象参数相关性分析,表明γ辐射剂量率连续监测数据存在明显的日周期变化。核事故时释放的放射性可能对剂量率监测结果带来明显的影响。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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14. 机器人在福岛核事故中的应用和启示 陈法国, 杨明明, 韩毅, 李国栋 辐射防护    2018, 38 (4): 344-351.   摘要 （278）      PDF （2597KB）（591）    可视化    福岛核事故发生至今,至少已经有30多种机器人应用于福岛第一核电厂1/2/3号机组,开展反应堆厂房外航测、作业区域和人员通道去污、反应堆厂房内部探查、安全壳外部泄露探查和安全壳内部探查;其中,8个机器人在作业时因辐射损伤、障碍物阻挡等原因而发生故障。福岛核电厂的经验教训和良好实践表明,在核工业机器人研制和实际操作使用中值得借鉴:在观念上应该重视核工业机器人的作用,并进行系列化发展;除了几十Gy/h以上的强辐射场,核工业机器人实际应用中的制约因素往往是空间可达性和控制性能而不是耐辐射性能;应用于10 Gy/h以下的辐射场时,通过累积剂量管理和关键部件更换,可弥补通用机器人在耐辐射设计方面的不足。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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15. 多属性分析方法在方家山核电工程液态流出物排放量优化研究中的应用 张晶, 翟良, 朱月龙 辐射防护    2018, 38 (4): 319-325.   摘要 （94）      PDF （1546KB）（578）    可视化    根据国家标准规定和国家核安全局要求,核电厂需定期申请流出物排放量。本文论述了多属性分析方法在方家山核电项目液态流出物排放量优化研究中的应用。对废液处理系统(TEU)流出物排放所致关键居民组的个人剂量、集体剂量、工作人员剂量、废物处理所需费用、固体废物对后代的影响等五个因素进行综合分析,确定了方家山核电工程液态流出物的优化排放量。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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16. Am-Be中子源屏蔽优化设计的蒙特卡罗模拟研究 吴赫, 张锋, 李亚芬, 韩忠悦, 顾明翔 辐射防护    2017, 37 (2): 94-99.   摘要 （116）      PDF （2142KB）（574）    可视化    用低密度富氢材料作为241Am-Be中子源防护罐屏蔽材料,防护罐尺寸大,屏蔽效率低,不利于现场测井作业。利用蒙特卡罗模拟方法,分别计算多种屏蔽材料对中子的慢化效果,优化设计了中子屏蔽效果好、相对轻便的防护罐。模拟结果得到:针对石油测井常用的18 Ci 241Am-Be中子源屏蔽罐,内层选用钨作为高能快中子的慢化层,厚度取13 cm;外层选用硼聚乙烯作为较低能量快中子慢化和热中子吸收层,厚度取18 cm。防护罐整体尺寸为φ62 cm×62 cm,体积0.187 m3,质量430 kg,比传统石蜡罐直径和重量约小一半,屏蔽罐外辐射剂量率小于0.025 mSv·h-1,符合辐射防护标准要求。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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17. 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 （226）      PDF （1033KB）（572）    可视化    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。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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18. 核电站放射性污染液压扭力扳手的去污实践 李玉鑫, 贾建召 辐射防护    2020, 40 (3): 223-230.   摘要 （174）      PDF （3191KB）（555）    可视化    核电站在日常生产及大修过程中,放射性污染设备和场地的检修作业会产生一定量的污染检修工具,其中包含价值高、体积大、去污难度大的液压扭力扳手。因液压扭力扳手结构复杂、主子部件较多、且热点多淤积在死角位置,导致其放射性去污难度较大,国内核电站多作放射性固体废物处理为主。液压扭力扳手作为高价值专用工具,大量放射性污染检修工具报废给核电站成本管控、放射性废物最小化管理和电站辐射防护最优化带来了较大的压力。针对此问题, 电站开展了多项放射性污染液压扭力扳手深度去污试验,采用化学去污、机械去污、泡沫去污、超声波去污等多种组合工艺,经过四个阶段的深度去污试验,最终将多台放射性污染液压扭力扳手全部去污合格,并全部实现现场复用。此次深度去污试验研究总结的“放射性污染液压扭力扳手深度去污方法”,去污因子超过103,去污试验各项指标效果良好,方法可行、有效、实用,可为业内同行提供参考。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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19. 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 （194）      PDF （1873KB）（543）    可视化    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。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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20. 我国临床核医学发展现状及相关人员放射防护措施探究 王鑫淼, 王军平, 冉新泽 辐射防护    2020, 40 (4): 331-339.   摘要 （374）      PDF （1046KB）（534）    可视化    随着核医学诊疗技术的不断发展,其在我国应用逐渐增多,但尚存在对核医学诊疗认识程度不够、配套管理和防护措施跟进不及时等不足。为提高公众对我国临床核医学发展状况的认识,本文就我国核医学诊疗技术的应用现状和如何提高其辐射防护措施,特别是医院核医学科的布局、管理要求,核医学科相关技术人员及放射性核素诊疗患者的防护措施进行了综述和建议,旨在为未来核医学科发展相配套的管理及辐射防护提供参考。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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21. 核电基地周围辐射环境监督性监测概况 王蕾, 王晓芬, 赵顺平 辐射防护    2019, 39 (2): 118-123.   摘要 （372）      PDF （1896KB）（530）    可视化    本文介绍了国家辐射环境监测网2011—2015年运行核电基地周围辐射环境监督性监测概况。监测结果表明:运行核电基地周围实时连续空气吸收剂量率未监测到因核电厂运行引起的异常;福清核电基地周围环境介质中人工放射性核素活度浓度未见异常,处于本底水平;虽然秦山、大亚湾、阳江、田湾和宁德核电基地周围部分环境介质中氚活度浓度与核电基地运行前本底相比有所升高,红沿河核电基地周围个别空气样品中碳-14活度浓度高于本底水平,大亚湾核电基地周围个别空气样品检出微量气态放射性碘-131,秦山、大亚湾和宁德核电基地周围个别牡蛎样品中检出微量的银-110 m,但评估结果表明,核电基地运行所致公众个人年有效剂量远低于国家规定的剂量约束值。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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22. 核设施烟囱气态流出物取样代表性验证的技术要求研究 蒋婧, 何玮, 徐春艳, 吴浩, 刘新华, 李航, 黄彦君, 徐进财 辐射防护    2016, 36 (6): 350-357.   摘要 （87）      PDF （1082KB）（469）    可视化    核设施的排放烟囱都设有连续取样和在线监测系统,对流出物中排放的气载放射性活度进行测量,以判明气态流出物排放是否满足管理限值要求,并及时发现污染异常,提供报警。但是,取样和监测系统中气态流出物的取样是否具有代表性,将直接影响流出物测量的准确性。ISO标准(ISO 2889—2010)和美国标准(ANSI/HPS N13.1—2011)都对核设施气态流出物取样监测的有关性能,提出了详细的量化指标和判定方法。本文在对上述标准编写的技术背景和国内外所开展的相关工作进行调研的基础上,研究分析了这些标准推荐的各项性能指标和验证方法。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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23. 从理论角度降低低本底α、β测量仪净计数率探测下限研究 金涛, 孙宇, 张志鹏, 吴耀, 宋纪高, 李俊杰, 罗远攀, 裴敏, 曾波 辐射防护    2020, 40 (6): 550-555.   摘要 （199）      PDF （1165KB）（465）    可视化    本文从不等式角度推导了低本底α、β测量仪测量过程中净计数率探测下限的公式,并计算两种典型探测下限公式对应的犯第二类错误的实际概率值。在不做近似的情况下,一定时间发生原子核衰变的数目服从二项分布。当净计数率的平均值为探测下限这个值时,净计数率的随机数低于判断限的概率就是犯第二类错误的实际概率值。结合初始时刻的放射性原子核数目、整个测量时间发生了衰变的放射性原子核数、放射性原子核发生衰变的概率,可以计算犯第二类错误(产生误判)的实际概率值。通过计算,发现大多数情况下犯第二类错误的实际最大概率比标称概率值低1到2个量级。因此在保证犯第二类错误的实际概率值趋近并小于标称值的情况下,通过引入修正系数对探测下限进行了修正。通过计算发现,当kα=1.645,kβ=1.645时,通过引入修正系数可以使探测下限至少降低22%。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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24. D-T中子管照相装置的感生放射性研究 王振宇, 黄伟奇, 来永芳, 孙健 辐射防护    2021, 41 (S1): 1-6.   摘要 （150）      PDF （1906KB）（452）    可视化    介绍了D-T中子管照相装置的应用及其优势,结合D-T中子管的特性和快中子照相的特征分析了其感生放射性危险性。利用ENDF数据库计算了感生放射性,并依托IAEA关于豁免活度的定义计算方法,提出了风险指数的概念来直观表示核素感生放射性的危险程度。采用计算风险指数、横向比较等方法,对常见的核素、元素、不锈钢的感生放射性风险贡献进行了比较。研究发现元素Mo、Fe、Cu风险较大,铁素体不锈钢16Cr25N的风险较小,在不锈钢的选材上要重点关注Fe、Ni、Mn和Cr的含量。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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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 （201）      PDF （941KB）（422）    可视化    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。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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26. 低中放废物玻璃固化体性能要求及测试方法探讨 甘学英, 徐春艳, 方岚, 汪世军, 何玮, 刘新华 辐射防护    2021, 41 (1): 50-57.   摘要 （203）      PDF （975KB）（417）    可视化    为了减少废物体积,提升废物处置安全,将玻璃固化技术用于低中放废物的处理。低中放废物玻璃固化体性能要求及测试方法,我国目前缺少相应的标准。本文通过废物固化体标准和公开发表的相关测试数据对比分析,给出了低中放废物玻璃固化体的性能要求和测试方法的建议。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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27. 过氧化氢湿法氧化 IRN78阴离子交换树脂的初步研究 贾少青, 冯文东, 李小龙, 杨巧珍, 郭喜良 辐射防护    2017, 37 (3): 193-199.   摘要 （70）      PDF （1984KB）（417）    可视化    使用过氧化氢湿法氧化技术对核级IRN78阴离子交换树脂进行了氧化降解初步研究。 研究中用硫酸对阴离子交换树脂体系pH值进行了调节,比较了催化剂Fe2+、Cu2+、Fe2+/Cu2+混合催化剂对H2O2-阴离子交换树脂的催化效果。研究结果表明:使用混合催化剂Fe2+/Cu2+的摩尔数比为1∶2时湿法氧化IRN78阴离子交换树脂的催化效果优良,氧化降解率达到了99.7%,过氧化氢的利用率达到了 92.7%。实验结果表明过氧化氢湿法氧化技术对于 IRN78阴离子交换树脂有良好的氧化降解效果。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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28. 广东省环境水体中的氚活度浓度水平 王家玥, 林清, 周睿东, 李巧勤 辐射防护    2017, 37 (4): 265-273.   摘要 （99）      PDF （1473KB）（417）    可视化    2012—2013年对广东省全省范围内环境水体氚活度浓度水平进行了调查,并对调查结果进行了分析研究。结果表明:(1)空气水蒸气、江河水、水库水的氚活度浓度水平显著高于海水、地下水氚活度浓度水平(p＜0.01),空气水蒸气活度浓度水平明显高于雨水氚活度浓度水平(p＜0.05);(2)江河水、雨水的氚活度浓度水平与空气水蒸气的氚活度浓度水平相关(相关系数分别为0.655和0.637, p＜0.01),雨水中的氚也会对水库水、江河水氚活度产生影响(相关系数分别为0.444和0.440,p＜0.1);(3)本次调查结果基本与历史数据相符,目前广东省环境水中氚活度浓度水平在<0.081~0.69 Bq/L之间,已基本接近核爆前天然本底水平;(4)大亚湾/岭澳核电站附近环境水中氚的活度浓度水平比广东省其他地区高5~10倍左右。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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29. 核与辐射事故后管理策略的发展现状 杨端节, 李冰, 崔浩, 侯杰 辐射防护    2020, 40 (3): 177-180.   摘要 （334）      PDF （1392KB）（416）    可视化    本文主要介绍了国际上在核与辐射事故情况下事故后管理策略的发展现状和相关要求,并结合目前的现状情况,对建立和完善我国的事故后管理策略体系提出了相关建议,以提高我国的整体应急管理能力。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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30. M310核电站含氢废气处理系统容量分析及优化 董亮, 刘红坤, 唐辉, 刘一鸣, 刘妍 辐射防护    2021, 41 (6): 523-529.   摘要 （152）      PDF （1798KB）（403）    可视化    核岛含氢废气来自一回路,含有氢气和裂变产生的放射性核素,放射性核素主要是惰性气体包括85Kr、85mKr、88Kr、133Xe、135Xe,还有少量131I、132I、133I、135I、132Te等。M310核电站广泛使用压缩贮存衰变工艺处理含氢废气,出现了衰变箱容量紧张的问题,制约了一回路吹扫操作,影响大修进程,也形成了安全隐患,亟需改造优化。本文以含氢废气中氢气产生的源头为重点,调查研究各种运行工况及操纵规程、规范,分析气体产生量和组份,判断出关键因素为停堆时容控箱气相空间吹扫过程,通过计算得到气体流量的峰值、总体积和氢气的含量。经过比较分析,在满足放射性衰变前提下,提出了针对各类工艺方案需要配备的合理的系统容量,且具有较好的经济性,避免过大冗余造成浪费,解决了工艺优化的难题。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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31. 放射性废离子交换树脂高温裂解处理技术研究 徐卫,张禹,褚浩然,侯伯男 辐射防护    2019, 39 (5): 396-402.   摘要 （240）      PDF （6350KB）（394）    可视化    通过热重实验以及台架试验,进行了废阴/阳离子交换树脂的高温裂解处理技术研究。结果表明,通过电磁感应加热反应器中的金属球并辅助搅拌,可以实现树脂的高温裂解。相比于氮气和水蒸气,空气是更合适的反应气氛。在空气氛围下,当树脂处理量为1 kg/h时,设定空气流量2 m3/h,反应温度600 ℃～700 ℃,添加剂选择CuSO4·5H2O,阴/阳离子交换树脂经本裂解工艺处理,废物残留率分别为8%和12%左右,两种树脂最终的裂解残留率可以达到3%～5%左右,可以实现较为彻底的裂解反应。阴离子和阳离子交换树脂的裂解反应有明显的区别,其中阴离子交换树脂热敏性更高,裂解需要的温度和空气流量更低,但反应更剧烈,烟气量更大。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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32. 在线式放射性液态流出物监测仪研制 沈福 辐射防护    2020, 40 (6): 533-539.   摘要 （299）      PDF （3813KB）（386）    可视化    本文针对核设施中液态流出物关键伽马核素60Co、137Cs的测量,采用自主专利等多项技术设计样机,基于NaI(Sodium Iodide)闪烁体探测器的自动核素识别,开发了探测灵敏度更好、质量更轻便且满足通用的建筑承载能力的在线式液态流出物监测装置。设计加工集成的样机经过能量刻度、效率刻度、感兴趣区自动划分核素识别测试,并通过国家一级计量站校准测试,经过超过500多小时实验,其性能稳定可靠,具有核素识别能力,测试显示60Co、137Cs探测限小于0.088 Bq/L。对比国内传统监测技术,质量减轻接近1个数量级,探测灵敏度提升超过2个数量级,监测技术及其样机从技术能力而言也适用于饮用水伽马关键核素活度浓度监测。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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33. 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 （205）      PDF （2658KB）（385）    可视化    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。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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34. 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 （257）      PDF （947KB）（385）    可视化    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。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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35. 我国核设施退役治理标准化现状及建议 刘立坡, 李国青, 靳立强, 罗峰 辐射防护    2016, 36 (5): 326-334.   摘要 （101）      PDF （1444KB）（381）    可视化    回顾了我国核设施退役治理标准化现状,总结了我国核设施退役治理标准存在的问题,对核设施退役治理标准规划和体系、核设施退役治理管理标准、技术标准以及标准的实施和监督等方面提出了标准化工作的建议。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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36. 放射性气载流出物取样代表性分析 杨川,何泽银,张坤,殷时蓉,孙世政 辐射防护    2019, 39 (5): 372-378.   摘要 （491）      PDF （5764KB）（378）    可视化    为获取核设施放射性气载流出物单点连续监测取样位置,提出基于随机轨道模型(DRW)的气-固多相湍流耦合方法求解代表性取样区域。借助k-epsilon湍流模型模拟连续相,并引入离散颗粒模型(DPM)模拟离散相,建立基于DRW模型的排风管道内流道气-固多相湍流耦合计算模型,计算了核设施气载流出物在管道内流道流场分布规律,分析了内流道流体气旋角、气流速度、示踪气体浓度、气溶胶粒子浓度与管道高度间的关联关系。分析结果表明,随着截面高度的增加,气旋角、气流速度变异系数(COV)、示踪气体浓度COV及示踪气体浓度最大值与平均值的偏差逐渐降低并趋于稳定,气溶胶粒子浓度COV在截面6与截面8满足取样代表性要求;基于计算流体动力学方法可快速地确定出代表性取样位置,为气载流出物单点取样现场试验提供了理论参考依据。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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37. 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 （252）      PDF （4630KB）（378）    可视化    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。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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38. 高放废物地质处置安全全过程系统分析研究进展 凌辉, 王驹, 陈伟明, 陈亮 辐射防护    2018, 38 (2): 101-109.   摘要 （138）      PDF （1524KB）（373）    可视化    高水平放射性废物(以下简称“高放废物”)地质处置安全全过程系统分析是对处置库长期安全的综合性系统分析。本文论述了安全全过程系统分析的概念及近20年发展情况,强调了其在高放废物地质处置库规划、选址、设计、建设、运行、关闭和关闭后等各阶段的重要性。以国际原子能机构(IAEA)和经合组织核能署(NEA)技术文件为主,阐述了安全全过程系统分析的背景、安全策略、评价基础、安全评价及综合等核心组成部分,列举了其应用中管理和技术方面的12个关键点,分析了芬兰、瑞典、美国和法国的研究应用现状,并对我国放射性废物地质处置安全全过程系统分析的发展及应用现状进行了探讨。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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39. 我国核电厂流出物监测和辐射环境监测标准体系研究 黄彦君, 上官志洪, 黄东辉, 杨立涛, 陈超峰, 吴连生, 曾帆 辐射防护    2018, 38 (5): 377-387.   摘要 （129）      PDF （2702KB）（373）    可视化    为了适应我国核电快速发展新形势下环境辐射安全监督管理要求,并更好地指导核电厂的流出物监测和辐射环境监测工作的开展,需要对现有监测标准体系进行梳理和分析,推动标准体系的完善。本文分析了目前我国核电厂流出物监测和辐射环境监测标准的技术要求,提出了我国现行标准体系需要补充和修订的标准清单及修订和完善的建议,为加强和完善我国核电厂流出物监测和辐射环境监测的监督管理提供参考借鉴。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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40. 福岛核事故场外环境修复综述及启示 张琼, 王博, 王亮, 张春明, 徐海峰 辐射防护    2017, 37 (3): 240-247.   摘要 （108）      PDF （2812KB）（371）    可视化    概述了日本福岛核事故后放射性物质的释放和沉积情况。归纳综述了日本福岛核事故后场外环境修复的方针、环境修复法规、环境修复计划以及环境修复的进展和现状。最后提出了我国今后在核事故发生后对于场外放射性环境修复过程中需要关注和探讨的问题。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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41. 基于MCNP对γ射线吸收剂量累积因子的计算与研究 李华, 赵原, 刘立业, 肖运实, 李君利 辐射防护    2017, 37 (3): 161-168.   摘要 （81）      PDF （1270KB）（370）    可视化    使用蒙特卡罗程序MCNP计算了常用材料下的吸收剂量累积因子,计算时采用了较新的截面数据库MCPLIB04及介质材料的衰减参数数据库,并考虑了轫致辐射和相干散射等物理过程,同时将计算结果与相关文献给出的数据进行了比较,分析了造成差异的主要原因。结果表明:利用MCNP计算出的低Z材料的吸收剂量累积因子值在入射光子的中能区部分,平均比文献给出的数据偏小,在高能区部分平均比其偏大;而利用MCNP计算出的高Z材料的吸收剂量累积因子则普遍比文献给出的数据偏大。本文工作可为更新目前使用的较为陈旧的累积因子数据库提供参考。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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42. 可控中子源中子-伽马测井仪中屏蔽结构的优化 宋磊, 李福生, 王盛 辐射防护    2020, 40 (6): 496-503.   摘要 （222）      PDF （2889KB）（368）    可视化    本文设计了一种使用遗传算法调用蒙特卡罗计算软件MCNP的方案,用以优化设计中子-伽马测井仪中的屏蔽结构。以D-D聚变中子源和BGO探测器为研究对象,以最小化探测器内的辐照本底为优化目标,设计出了3种不同厚度的屏蔽结构。模拟结果表明,这些屏蔽结构具有优异的屏蔽性能,可有效地降低探测器中的辐射本底。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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43. 基于SuperMC对结构缝隙影响中子屏蔽的研究 孟宪芳, 张龙, 孙超, 王士军, 曹可, 马慧玲, 秦培中 辐射防护    2018, 38 (4): 265-269.   摘要 （120）      PDF （961KB）（365）    可视化    本文基于Monte Carlo粒子输运计算程序SuperMC,计算了四种含硼聚乙烯(B-PE)结构缝隙对两种谱中子的衰减倍数。为了便于比较不同结构缝隙对中子屏蔽性能的影响,统一与相同厚度无缝隙材料相比得到中子衰减倍数相对减小量,并在相同条件下对计算结果进行了实验验证。结果表明:对于厚度6 cm的B-PE材料,斜缝结构的快中子衰减倍数相对减小量为直缝结构的1/8,斜缝结构的慢化中子衰减倍数相对减小量为直缝结构的1/3,斜缝结构对中子屏蔽产生的负面影响最小。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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44. 我国低放废物热解焚烧技术的应用及改进 徐卫, 褚浩然, 郑博文, 唐灿, 禹恩发, 薛鹏, 盛洁, 李晓海 辐射防护    2020, 40 (5): 387-393.   摘要 （193）      PDF （997KB）（365）    可视化    根据国际上焚烧技术发展趋势,针对我国放射性废物管理的特点,中国辐射防护研究院自主开发出多用途放射性废物热解焚烧技术,在国内应用近20年,建成3座焚烧设施。这些焚烧设施运行、处理了大量低放废物,具有净化效率高、减容效果好、核素控制好等特点,验证了热解焚烧系统的稳定性、可靠性与先进性。中国辐射防护研究院针对早期焚烧设施运行中出现的问题,不断进行完善与改进,降低了设备腐蚀问题;提高了系统运行的安全性、稳定性;减少了二次废物的产生量;并进一步提高了焚烧系统的自动化程度和对高塑料橡胶含量废物的兼容处理能力。经过这些技术改进,国内多用途放射性废物热解焚烧技术逐渐完善。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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45. 用液闪直接测量核设施周围环境中的氚 李晓芸, 潘竞舜, 娄海林, 徐旭涛, 赵洋, 文富平 辐射防护    2019, 39 (2): 111-117.   摘要 （209）      PDF （1572KB）（364）    可视化    某些核设施运行时会释放氚,从而引起周围环境中氚活度浓度水平的变化。对核设施周边区域空气、地下水、雨水和海水样品中的氚分别用内标准法(简称“内标法”)和外标准淬灭指示参数法(简称“外标法”)进行了液闪测量。两种标准方法测量数据的相对偏差在-4.0%～4.0%。根据内标法的探测效率与仪器给出的淬灭指示参数制作了4种环境水样的淬灭校正曲线。在环境样品测量中,内标法和外标法的探测效率最大差值约为1.6%,痕量14C和其它β放射性核素对3H的计数率影响可忽略。对探测效率为21.5%～24.5%无严重淬灭的样品,用液闪直接测量并根据外标法的淬灭校正曲线计算氚活度浓度,相对偏差在-6.35%～4.41%,基本可满足核设施氚常规监测的要求。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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46. 电离辐射诱发癌症的线性无阈模型研究动态 刘晓明, 武晓燕, 马跃峰, 张艳娜, 薛向明, 古晓娜, 战景明, 刘占旗, 边林秀 辐射防护    2022, 42 (6): 518-524.   摘要 （154）      PDF （1650KB）（361）    可视化    电离辐射诱发癌症的线性无阈模型(LNT)是国际社会核与辐射防护监管的基础及依据。然而,近年来,LNT风险模型的有效性越来越受到质疑,且认为基于LNT的法规体系给社会带来了过度的成本。本文通过对近期国际社会有关LNT文献研读,以探讨LNT发展动向及进一步研究方向,为国内相关领域工作开展提供借鉴。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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47. 碘同位素交换反应在碘吸附器性能评价应用中的可行性研究 高琳锋, 姚岩岩, 王雷, 张渊, 赵高昕 辐射防护    2019, 39 (2): 124-129.   摘要 （163）      PDF （1618KB）（360）    可视化    依据卤代烃亲核取代反应的特性,设计了碘同位素交换反应制备放射性甲基碘的实验方案。结合核电站现场安全管理要求,对实验试剂进行物性分析和毒理分析。通过实验进行了示踪剂验证、碘同位素交换验证、实验效率分析、实验安全性分析、试剂管理及放射性残液处理等方面的研究,初步验证了用碘同位素交换反应制备放射性甲基碘在碘吸附器性能评价应用中的可行性。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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48. 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 （287）      PDF （3281KB）（357）    可视化    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。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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49. 北京地区浅层土壤氡浓度的垂向分布特征 杨志杰, 赵荣, 王南萍 辐射防护    2018, 38 (4): 275-280.   摘要 （123）      PDF （1458KB）（349）    可视化    为了研究北京地区浅层土壤氡浓度随深度变化的关系,利用RAD7电子测氡仪对北京市通州区、丰台区、门头沟区和延庆县的9个测点进行了野外现场测量并采集了土壤样品。测量了各测点浅层深度20、40、60、80和100 cm处的土壤氡浓度,使用室内高纯锗γ能谱仪对采集的样品进行土壤中镭含量分析。通过分析得出,在浅层深度(0～100 cm)范围内土壤氡浓度随土壤深度的增加呈现上升的趋势,土壤氡浓度与土壤样品镭含量之间趋于正相关关系;对比砂质土壤和粘质土壤氡浓度,得出在土壤镭含量水平相当的情况下,粘质土壤氡浓度比砂质土壤氡浓度高。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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50. 氚活度浓度标准装置的建立 冯梅, 韦应靖, 李德红, 王勇, 张庆利, 王明亮 辐射防护    2020, 40 (4): 271-277.   摘要 （181）      PDF （2770KB）（345）    可视化    为解决国内气载氚监测仪量值传递问题,建立了氚活度浓度标准装置,并对其性能进行了测试。经过实验测试,其重复性为0.97%,稳定性为1.1%,可提供的氚活度浓度范围为5.0×104～2.0×108 Bq·m-3,扩展不确定度Ur=4.6%～5.0%(k=2)。该氚活度浓度标准装置已被授权为社会公用计量标准,可以承担国内氚监测仪的量值传递工作。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价