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    1. 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197)      PDF (3708KB)(396)   
    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。
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    2. 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71)      PDF (17847KB)(285)   
    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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    3. 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297)      PDF (845KB)(241)   
    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。
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    4. 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285)      PDF (5764KB)(199)   
    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。
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    5. 目录
    辐射防护    0, (): 0-.  
    摘要123)      PDF (215KB)(173)   
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    6. 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116)      PDF (3941KB)(170)   
    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。
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    7. IAEA《放射性物质安全运输条例》(2018版)主要变化内容与修订GB 11806的适用性研究
    曹芳芳, 潘玉婷, 洪哲, 张亮, 张敏
    辐射防护    2019, 39 (1): 56-60.  
    摘要159)      PDF (2733KB)(163)   
    现行国标《放射性物质安全运输规程》(GB 11806—2004)等同采用了IAEA《放射性物质安全运输条例》(以下简称“IAEA《条例》”)(2003年版),技术内容完全相同。其后,IAEA多次修订了《条例》,其中2012和2018年修订版的技术内容变化较大,部分变化内容对相关行业实施放射性物品运输产生了重大影响。本文扼要阐述了IAEA《条例》(2018版)的重要变化内容,结合我国实践,进行剖析及适用性例证,以期更好地修订和理解GB 11806。
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    8. Nondestructive high-sensitivity measurement method for activation estimation in accelerator room concrete
    Hiroshi Matsumura, Go Yoshida, Akihiro Toyoda, Kazuyoshi Masumoto, Hajime Nakamura, Taichi Miura, Koichi Nishikawa, Kotaro Bessho, Kimikazu Sasa, Tetsuaki Moriguchi, Fumiyoshi Nobuhara, Yoko Nagashima
    辐射防护    2020, 40 (6): 677-682.  
    摘要189)      PDF (4973KB)(160)   
    This study established a method for easily and quickly estimating the specific activity produced in the concrete walls and floors of accelerator rooms during long-term operation of accelerator,for advanced zoning of activated/non-activated areas in planning the decommissioning of an accelerator.We propose a new,highly sensitive method for nondestructively estimating the specific activity in concrete that can be applied to activation zoning.In this method,instead of direct determination of the specific activities of important long-half-life radionuclides for decommissioning,such as 152Eu and 60Co,we determine the specific activities of short-half-life radionuclides,24Na and 56Mn,in situ to obtain neutron flux.The obtained neutron flux and accelerator operation history yield the specific activities of 152Eu and 60Co for the advance zoning of activated/non-activated concrete.This method is a powerful long-term prediction tool for concrete activation.
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    9. 华龙一号核电厂公众辐射剂量优化设计目标值研究
    王晓亮, 郑平辉, 郑伟
    辐射防护    2019, 39 (3): 177-183.  
    摘要135)      PDF (827KB)(153)   
    基于我国新建三代压水堆核电机组华龙一号运行状态下的流出物设计与现实排放源项,结合机型的排放特点、沿海与内陆厂址的不同环境和气象等条件,对新建核电厂公众剂量优化设计目标值进行了研究。研究结果表明,在我国华龙一号的设计方案下,对于滨海厂址条件所能够达到的公众剂量优化设计目标值可以达到与欧美国家体系相当的水平。但由于厂址环境条件的差异,对内陆核电厂还需要结合工艺系统的改进开展进一步深入研究工作。对流出物中氚和C-14的排放还需要进一步开展经验反馈积累,在此基础上给出更符合未来运行状态的辐射剂量评价结果。本研究还对华龙一号后续的排放源项和评价方法等方面给出了建议,对进一步加强华龙一号的环境友好性和先进性具有积极作用。
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    10. 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194)      PDF (1392KB)(153)   
    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。
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    11. 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99)      PDF (2213KB)(141)   
    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。
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    12. 建筑室内氡检测的方法探讨
    王倩雪, 吴文保, 员秀梅, 王喜元
    辐射防护    2019, 39 (3): 198-201.  
    摘要146)      PDF (2365KB)(139)   
    通过对建筑室内氡检测方法的研究,对原国标氡检测方法进行了比较分析,对新出现的测氡方法进行了考核比较,提出了4种适用的室内氡检测方法,并对现场使用提出了要求。
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    13. 压水堆释放源项快速估算程序开发
    冯宗洋, 张建岗, 杨亚鹏, 贾林胜, 王任泽, 王宁
    辐射防护    2020, 40 (6): 504-509.  
    摘要107)      PDF (1959KB)(139)   
    事故时向环境释放的源项是确定核电厂(NPP)应急响应水平和防护行动决策的重要依据。基于电厂工况估算源项是核电厂严重事故应急响应期间重要的应急评价内容之一。在国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)的有关技术文档基础上,本文介绍了基于压水反应堆(PWR)工况进行事故释放源项估算的步骤和基础数据,并归纳了7种实用的事故释放源项估算方法。基于这些方法,开发了PWR事故时环境释放源项快速估算程序。该程序为不同估算方法提供4种释放途径:安全壳泄漏、安全壳旁通、蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)和直接环境释放,除直接环境释放途径外,其他释放途径都估算了核素释放过程中的衰变、滞留、喷淋和过滤等减弱过程。对比发现,软件计算结果与美国核管会的RASCAL软件释放源项计算结果接近。
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    14. 经合组织核能署放射性废物管理和退役活动概述
    李金凤, 陈凌
    辐射防护    2019, 39 (4): 314-321.  
    摘要135)      PDF (4754KB)(138)   
    经济合作与发展组织(简称经合组织)核能署(OECD/NEA)放射性废物管理委员会协助各成员国制定各类放射性废物和乏燃料的长期管理战略,在监管、安全全过程系统分析、与利益相关方的沟通、非常规和遗留废物表征方法学、核设施退役的技术和成本估算等方面开展前沿研究。中国已成为全球在建核电机组最多的国家,在放射性废物管理和退役的技术、利益相关方沟通、成本优化等方面面临很多挑战。中国加强与核能署的交流合作,有助于实现放射性废物的安全处理处置,推动核电“走出去”的国家战略。
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    15. 碘吸附器泄漏率检测的方法与影响因素探讨
    梁飞, 张计荣, 张渊, 张崇文, 张昭辰
    辐射防护    2018, 38 (6): 496-501.  
    摘要75)      PDF (3330KB)(138)   
    探讨了用于检验碘吸附器机械泄漏率的几种示踪气体的可行性,包括三氯氟甲烷(R-11)、十氟戊烷(Vertrel-XF)、全氟甲基环戊烷(PMCP)、全氟甲基环己烷(PMCH)及全氟二甲基环己烷(PDCH);在检验碘吸附器泄漏率现场试验期间,分析了示踪剂的分子量和沸点、温度、气流比速、湿度及活性炭含水量等影响因素对示踪气体发生解吸的影响;以R-11为示踪剂分别进行不同湿度环境下碘吸附器机械泄漏率的验证试验和不同含水量活性炭的吸附效率实验;结果表明:Vertrel-XF、PMCP、PMCH和PDCH均满足美国机械工程师协会核空气与气体处理规范(ASME AG-1)中关于替代物的六项标准;气流相对湿度小于20%,活性炭含水量小于15%时,R-11在活性炭上的解吸量很少,因此检测结果更加接近真实值;目前,国内核电厂以R-11测得碘吸附器的机械泄漏率偏结果保守。
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    16. 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133)      PDF (6350KB)(137)   
    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。
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    17. 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86)      PDF (3191KB)(130)   
    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。
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    18. 湖南省数字X射线摄影设备(DR)主要检查类型所致受检者剂量水平调查
    朱国祯,李植纯,葛良全,陈东辉,许志勇,谭雄,彭俊哲,曹真伟
    辐射防护    2019, 39 (5): 429-433.  
    摘要220)      PDF (1573KB)(128)   
    为了解湖南省X射线摄影设备(DR)6种主要检查部位不同的投照方位所致受检者的剂量水平,采用典型抽样法,在省内选取967例受检者作为调查样本,对常用的几种投照类型所致受检者的剂量进行调查。结果表明,湖南省内X射线摄影设备(DR),在腰椎前后位投照(AP)、腰椎侧位投照(LAT)、骨盆前后位投照(AP)、髋关节前后位投照(AP)、胸部后前位投照(PA)、胸部侧位投照(LAT)、胸椎前后位投照(AP)、胸椎侧位投照(LAT)、头颅后前位投照(PA)、头颅侧位投照(LAT)等部位投照时,所致受检者剂量的典型值分别为3.9、5.7、2.5、3.8、0.3、0.7、1.3、3.0、 0.7和0.7 mGy。无自动曝光控制(AEC)时,DR在胸部PA、胸部LAT摄影时所致受检者的剂量的平均值分别为0.77 mGy和1.44 mGy,有AEC时,DR在胸部PA、胸部LAT摄影时所致受检者的剂量的平均值分别为0.27 mGy和0.56 mGy。湖南省X射线摄影设备(DR)6种主要检查部位不同的投照方位所致受检者的剂量低于GB 18871—2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》给出的典型成年受检者X射线摄影的剂量指导水平。在一定程度上, AEC能优化受检者在X射线摄影检查中受到的辐射剂量。
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    19. 经口罩过滤后的铀矿尘颗粒物呼吸暴露剂量评价
    叶勇军, 吴文浩, 李志, 尹安松, 丁德馨
    辐射防护    2019, 39 (1): 13-18.  
    摘要66)      PDF (4483KB)(128)   
    铀矿尘中含有大量的长寿命α放射性核素,其对铀矿井下工人内照射剂量具有不容忽视的贡献。为研究经两种常用口罩过滤后的铀矿尘颗粒物的呼吸暴露风险,本文采用铀矿尘颗粒物的呼吸暴露风险评价模型和经两种常用口罩过滤后的铀矿尘颗粒物的粒径和浓度监测数据,对南方某铀矿井下工人进行了呼吸暴露风险评价,计算了铀矿尘颗粒物的呼吸暴露剂量和暴露风险指数。结果表明:1)在铀矿井下各典型作业场所中,独头巷道、采场和主风机房是铀矿井下工人所受呼吸暴露剂量较大的主要场所;2)佩戴纱布口罩和KN95口罩后铀矿尘所致剂量分别为0.14~2.01 mSv/a、0.03~0.53 mSv/a,佩戴KN95型口罩时的呼吸暴露剂量和暴露风险指数明显低于纱布口罩;3)当铀品位为0.01%~1%,铀矿尘质量浓度为0.01~0.2 mg/m3时,铀矿井下工人所受的铀矿尘颗粒物的呼吸暴露剂量及呼吸暴露风险指数都随铀矿尘质量浓度的增加而增大。
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    20. 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205)      PDF (1896KB)(128)   
    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。
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    21. 一种基于SiPM的具有高能量分辨率的紧凑型溴化镧γ谱仪
    石伯轩, 刘立业, 曹勤剑, 夏三强, 王晓龙
    辐射防护    2020, 40 (3): 193-197.  
    摘要128)      PDF (4664KB)(128)   
    基于光电倍增管(photomultiplier tube,简称PMT)的LaBr3:Ce γ谱仪具有比NaI(Tl)γ谱仪更高的能量分辨率,但具有体积大、对磁场敏感、需要高电压等缺点。硅光电倍增管(Silicon photomultiplier tube,简称SiPM)具有与PMT相近的增益和效率,同时具有诸如高定时分辨率、抗磁场能力强、低偏压和紧凑尺寸等优良特性。本文将LaBr3:Ce晶体与SiPM阵列耦合,设计研制基于SiPM的紧凑型LaBr3:Ce γ谱仪,通过降噪、优化工作电压等措施改善SiPM的缺点对γ谱仪性能的影响。工作电压的噪声会导致能量分辨率发生恶化,通过设计无源滤波电路CLC π型滤波器,利用其对直/交流阻抗的不同特性,滤除高频纹波,工作电压的信噪比从未降噪前的62.6 dB提高到74.64 dB;能量分辨率最优值对应于表示暗噪声、串扰、光电探测效率和SiPM增益之间折衷的最佳工作电压。通过实验给出不同工作电压下的能量分辨率,确定最佳工作电压为54.8 V,该电压下的能量分辨率为3.06%(@662 keV),结果与使用光电倍增管(PMT)测量的2.89%非常接近。
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    22. 涉核项目的“污名化”现象及对策研究
    张振华, 朱立, 张波, 陈方强
    辐射防护    2019, 39 (1): 67-74.  
    摘要128)      PDF (1602KB)(127)   
    核电本身具有安全、清洁、高效的特点,但是由于核能的专业特殊性,以及部分公众核能相关知识的欠缺,导致涉核项目“风险的社会放大”,同时“邻避现象”加剧了涉核项目易被“污名化”这一现象。笔者分析了核安全和辐射防护学科中的一些基础数据,对比核能风险与其他风险,提出了扩大多层次的核科普教育领域,完善核科普教育形式,建立长期的核科普教育机制,合理调整涉核项目利益分配以及强化信息公开平台能力建设等建议。
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    23. 国内放射性废物体性能表征实践及问题建议
    相正志, 郭喜良, 闫晓俊, 徐春艳, 李小龙
    辐射防护    2018, 38 (4): 337-343.  
    摘要49)      PDF (1769KB)(121)   
    介绍了国内近地表处置的低、中水平放射性废物水泥固化体性能表征的实践和经验,结合国外良好的实践和监管要求,分析了国内现有表征技术及表征要求中的不足,提出了相应的建议。
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    24. 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112)      PDF (947KB)(121)   
    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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    25. 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118)      PDF (3813KB)(120)   
    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。
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    26. HP(10)次级标准电离室几个重要性能测量及模拟计算
    韦应靖, 安世峰, 谢文明, 冯梅, 张庆利, 以恒冠
    辐射防护    2018, 38 (6): 449-455.  
    摘要56)      PDF (2360KB)(119)   
    介绍了T34035型Hp(10)次级标准电离室的结构和技术特性,实验测量了Hp(10)次级标准电离室的校准系数NH和修正因子k(R,α),并评定给出校准系数NH的相对扩展不确定度为4.6%(k=2),修正因子k(R,α)的相对扩展不确定度为6.0%(k=2)。在辐射质入射角≤75 °时,12~1 250 keV范围内能量响应好于±20%;个人剂量当量率非线性在100 μSv/h~3 Sv/h范围内好于±3%。采用 MCNP5模拟计算了该电离室对部分窄谱N系列和低空气比释动能L系列的k(R,α)值,结果表明计算值与实验测量值之间的相对误差在±6%范围内。说明该电离室性能满足次级标准电离室要求,可以直接用于Hp(10)量值的传递。
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    27. BP神经网络算法预测多组分材料中子屏蔽效果方法研究
    林海鹏, 李国栋, 陈法国, 韩毅, 梁润成
    辐射防护    2020, 40 (6): 516-521.  
    摘要95)      PDF (5069KB)(118)   
    针对多组分中子屏蔽材料优化设计中蒙特卡罗模拟计算时间长而对算法效率的制约,讨论了利用BP神经网络算法快速预测材料中子屏蔽效果的方法。以复合材料300种随机质量组分和其对应的蒙特卡罗计算的剂量值组成训练样本,建立了典型的3层BP神经网络模型,其剂量预测值与样本值的绝对偏差在±2以内。对训练样本之外的验证样本,绝对偏差扩大到-6.4~5.2之间。偏差分布统计显示70%以上样本的相对偏差绝对值在2%以内,定性判断该神经网络模型的计算精度和泛化能力满足优化算法使用。使用交叉验证法对网络进行二次训练,可提高训练样本的计算精度,但扩大了验证样本的计算偏差,表明神经网络建立中还需要考虑样本的拟合程度和泛化能力的平衡。
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    28. 我国核电厂规划限制区设置现状分析
    张露, 熊小伟, 汪萍, 魏国良
    辐射防护    2019, 39 (2): 105-110.  
    摘要110)      PDF (1071KB)(117)   
    本文简要概述了我国核电厂规划限制区的立法和管理文件情况,分析了现有核电厂规划限制区设置情况,提出了重视规划限制区的双面属性、推动规划限制区的管理条例建立、做好核电厂应急及事故环境影响评价分析和规划限制区整体区域规划等建议。
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    29. 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130)      PDF (1572KB)(117)   
    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。
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    30. 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53)      PDF (14413KB)(117)   
    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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    31. 超临界水氧化处理核电站废阴离子交换树脂研究
    潘跃龙,张志东,柴涛,高亚华,兰树仁,刘玉存
    辐射防护    2019, 39 (5): 410-415.  
    摘要114)      PDF (2933KB)(116)   
    在间歇式超临界水氧化(SCWO)设备中,对粉碎处理后的阴离子交换树脂水悬浮液在超临界条件下进行了氧化降解处理。实验研究了反应温度、反应压力、反应时间、过氧系数对COD去除率的影响,同时考察了催化剂种类、反应压力和反应温度对氨氮去除率的影响。通过正交试验,得到主要因素对处理效果影响的显著程度排序为:反应温度>反应压力>反应时间>过氧系数。结果表明:在反应温度540 ℃、反应压力26 MPa、反应时间8 min、过氧系数3的条件下,COD去除率为99.65%。针对阴离子树脂中NH3-N含量高难以去除的问题,选用不同的催化剂CuSO4、MnO2、CeO2添加到反应体系中,结果表明对NH3-N的氧化效果顺序为CuSO4>CeO2>MnO2,对NH3-N的最高降解率达到96.53%。
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    32. 高能中子辐射对线虫的剂量效应研究
    徐照, 陈妮, 王志刚, 李桃生
    辐射防护    2019, 39 (2): 150-156.  
    摘要120)      PDF (4264KB)(115)   
    本文研究了高能中子辐射对秀丽隐杆线虫(Caenorhabditis elegans)剂量效应并讨论了高能中子辐射的相对生物学效应。雌雄同体的线虫随机分为对照组和10个不同剂量梯度的照射组,分别为1 047、476、199、89、18.2、8.4、1.83、0.351、0.171和0.087 Gy。不同剂量梯度的线虫距离中子源的距离不同,但是照射时间相同。线虫经过单次高能中子全身照射后,分别于当天将线虫转入新皿进行产卵率、寿命的后续检测以及24小时后将线虫转入新皿进行生殖细胞凋亡的检测。结果表明,随着剂量的增加,产卵量呈现总体下降的趋势,特别是1.83 Gy对线虫子代数的影响很大,大于89 Gy照射后线虫停止产卵;寿命呈现随辐射剂量上升而下降的趋势,尤其是1.83 Gy对线虫寿命的缩短效应明显;大于8.4 Gy剂量中子照射时,生殖细胞凋亡随剂量的升高而显著上升。以上结果说明,高能中子辐射对线虫具有剂量效应,但是在低剂量辐射时可能有更强的损伤效应,为中子低剂量辐射防护提供了科学依据。本文同时讨论了以中子照射数据与前人γ射线照射实验结果相对比的结果,计算得出HINEG高能中子辐射的相对生物效应是1.25,表明在相近吸收剂量的γ射线与中子照射下两者生物学效应差异,提示了品质因数(Q值)与ICRP出版物的差异以及完善参考动物数据库的必要性。
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    33. 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134)      PDF (2597KB)(115)   
    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。
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    34. 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123)      PDF (3236KB)(115)   
    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。
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    35. 现场校准用便携式X射线照射装置的优化设计及辐射特性研究
    徐阳, 林敏, 高飞, 倪宁, 张曦
    辐射防护    2021, 41 (2): 97-104.  
    摘要139)      PDF (5751KB)(115)   
    中国原子能科学研究院计量测试部研制了一款用于校准现场固定式X、γ辐射剂量仪的便携式X射线照射装置。首先利用蒙特卡罗软件建立模型,对出射口准直光阑结构进行优化设计,随后,对所建参考辐射场射束范围、均匀性及散射辐射进行模拟计算,并利用TW32005电离室进行了实验验证。在本研究所选辐射质、管电流及参考点-焦斑距离条件下,所建立的辐射场能量范围为60~164 keV,空气比释动能率在0.08~565 mGy/h,周围剂量当量率在0.13~892 mSv/h,为后续利用便携式X射线照射装置开展现场校准技术研究奠定了基础。结果表明,经优化设计后的准直光阑在满足准直限束需求的同时有效减轻了自身重量,便携式X射线参考辐射场特性满足GB/T 12162.1—2000要求,验证了所建模型的正确性及蒙特卡罗方法用于便携式X射线参考辐射场特性研究的有效性。
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    36. 我国东部地区部分省市核医学放射卫生防护现状调查
    唐波, 巫文威, 涂彧
    辐射防护    2018, 38 (6): 522-528.  
    摘要40)      PDF (4293KB)(113)   
    国内现有的针对核医学防护的调查研究大多局限于某家医疗机构,或是较小范围内的现状调查,所得出的结论较为局限。本研究以我国东部地区7个省/直辖市共28家医疗机构核医学科为研究对象,通过实地调研的方式,对各医院核医学科的场所设置、设备配置、核素来源、场所监测和放射防护管理现状等情况进行了分析,发现部分医院核医学科存在场所选址布局不合理、设备较老旧以及性能检测不完善等问题。日后的放射防护及监督工作应注意此类问题并提出相应解决方法。
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    37. 铀浓缩厂放射性废物管理与最小化实践
    肖建华, 张晓文, 杨蓉, 杜仁铠, 张德
    辐射防护    2019, 39 (1): 61-66.  
    摘要113)      PDF (1536KB)(112)   
    介绍了某铀浓缩厂含铀放射性废物管理现状及放射性废物最小化方面的应用实践。放射性废物分类收集,集中处置,减少放射性废物的体积及产生量是基本要求。采用5%的Na2CO3和30% H2O2混合液以及清水对放射性污染管道、阀门等进行清洗,使α表面污染≤0.4 Bq/cm2,清洗液厂内循环利用。通过除锈清洗液再利用、水压试验水再利用及容器清洗工艺优化改进等措施,单台容器平均废液产生量减少35%左右,从源头上控制了含铀废液的产生量。小容器处理工艺由湿法改为干法,废水产生量减少了90%;大容器清洗过程中,除锈液可重复利用5次,可使得除锈废液的产生量减少80%左右。提高吸附尾液循环利用比,减少了废水的产生量。采用钙盐联合沉淀法处理废水,废渣年产生量平均减少20%,废水处理合格率大大提高。在此基础上,介绍了实现含铀放射性废物最小化的几点思路,并提出相关措施。
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    38. 反应堆冷却剂放射性比活度运行限制条件研究
    王琳, 张适, 毛欢, 付霄华
    辐射防护    2019, 39 (1): 45-50.  
    摘要97)      PDF (2177KB)(109)   
    本文通过对比分析CPR1000和美国技术规格书中反应堆冷却剂放射性比活度运行限制条件(LCO)的制定原则和依据,结合蒸汽发生器传热管断裂事故(SGTR)放射性后果分析的验收准则和国标GB 6249的升版情况,研究我国CPR1000机组反应堆冷却剂放射性比活度运行控制要求中存在的问题,对美系技术规格书的应用进行了探讨,并提出了改进建议。
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    39. 放射性废物焚烧技术的发展历程和展望
    郑博文, 唐灿, 杨丽莉, 徐卫, 褚浩然, 何小平, 张禹
    辐射防护    2020, 40 (5): 379-386.  
    摘要140)      PDF (3645KB)(109)   
    焚烧是放射性废物的主要处理技术之一,同常规废物焚烧技术相比,放射性废物焚烧技术更关注对放射性核素的截留效果、系统的辐射安全和对废物的适应能力。随着废物特性的变化、环保要求的日益严格,焚烧技术也在不断的革新和改进,对塑料、橡胶和树脂等高分子聚合物适应性更强的第三代焚烧技术已成为主流,包括热解焚烧、蒸汽重整焚烧以及等离子体焚烧,分别适用于不同的废物类型。未来放射性废物焚烧技术的发展趋势以整体经济性和满足环保要求为前提,尽量提高废物的整体减容效果,对多种废物的兼容处理,并为满足特殊废物的处理要求开发针对性的焚烧技术。
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    40. MC-MC耦合计算方法在核电厂中子屏蔽设计中的应用
    黄倩倩, 唐邵华, 杨寿海
    辐射防护    2019, 39 (4): 309-313.  
    摘要113)      PDF (3026KB)(108)   
    中子屏蔽精细化设计是三代堆型核电厂区别于二代堆的主要辐射防护设计特征之一,其设计优劣直接影响了辐射场内设备寿命及功率运行期间可能进入的工作人员的辐射安全。为了精确、快速、有效解决大尺度复杂厂房中子屏蔽计算难题,提出了将MC-MC耦合计算应用于解决核电厂大型复杂计算模型的中子屏蔽设计方法。通过与欧洲第三代压水堆技术方案(CEPR)设计结果对比表明,计算结果偏差小于15%,满足工程屏蔽设计误差要求,证明该方法的正确性与可行性。该方法已应用于国内某三代堆型核电厂反应堆厂房中子屏蔽设计。
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    41. 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80)      PDF (1618KB)(108)   
    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。
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    42. 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194)      PDF (1046KB)(106)   
    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。
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    43. “华龙一号”核电厂的辐射防护最优化设计
    毛亚蔚, 米爱军, 王晓亮, 刘新建, 陈巧艳, 邱林, 高桂玲
    辐射防护    2021, 41 (1): 1-8.  
    摘要127)      PDF (4877KB)(106)   
    辐射防护最优化是核电厂辐射防护设计中的关键问题之一。本文结合国际原子能机构(IAEA)提出的辐射防护最优化设计策略,围绕核电厂辐射防护最优化设计过程中的设计目标、设计内容与评估、确保持续改进等几个方面对华龙一号核电厂的辐射防护优化设计进行了概述,对华龙一号设计中涉及的辐射源项优化、辐射分区优化、事故后辐射防护设计优化、职业照射剂量评价、环境排放设计优化等方面开展的工作进行了介绍。辐射防护最优化原则在 “华龙一号”(HPR1000)的设计工作中得到了有效的贯彻与执行。
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    44. 核设施β-γ混合场中定向剂量当量率$\dot{H}$′(3)的现场监测方法
    韦应靖, 张强, 李厚文, 唐智辉, 商洁, 刘立业
    辐射防护    2019, 39 (1): 1-6.  
    摘要93)      PDF (5415KB)(105)   
    本文主要介绍核设施β-γ混合场中定向剂量当量率$\dot{H}$′(3)的现场监测方法。基于研制的ZF-D300型定向剂量当量率$\dot{H}$′(3)监测仪,利用γ标准辐射场、β标准辐射场、以及组合的β-γ标准辐射场,测量给出了监测仪器对γ射线和β射线的响应特性。结合周围剂量当量率仪、β谱仪和γ谱仪测量数据,给出了β-γ混合场中测量$\dot{H}$′(3)的数据处理方法。在实验室建立的标准β-γ辐射场中,采用本文中数据处理方法测量计算的$\dot{H}$′(3,45°)值,与标准装置给出的$\dot{H}$′(3,45°)约定真值相对偏差小于±1%。在某核电站大修期间,对该β-γ混合场中监测$\dot{H}$′(3)的方法进行了应用。
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    45. 核燃料循环设施安全关键岗位识别方法初探
    韩国胜, 刘彩霞, 徐健, 张亮, 黄庆勇, 雷奇峰, 王祎峰
    辐射防护    2020, 40 (3): 245-249.  
    摘要88)      PDF (1004KB)(102)   
    研究建立了基于岗位的工作责任、安全风险和专业技能等特性指标的核燃料循环设施安全关键岗位识别方法,给出了核燃料循环设施安全关键岗位的定义、识别指标体系、识别原则、识别评价流程和后处理设施应用案例。
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    46. 广西伴生放射性矿开发利用中的放射性水平初步调查
    黄伊林, 何贤文, 冯亮亮, 彭崇, 陈宝才, 周花珑, 林明媚, 林武辉, 管永精
    辐射防护    2020, 40 (4): 278-285.  
    摘要127)      PDF (1359KB)(102)   
    本文围绕广西境内17类矿产资源的开发利用展开调查,并对280家详查企业开发利用中的放射性水平进行了监测分析。结果表明:在原料与产品中,锆石和氧化锆、铅/锌、锗/钛、钒等行业238U、226Ra、232Th任一核素比活度大于1 000 Bq/kg。在固体废物中,稀土、锆石和氧化锆、铅/锌、锗/钛、锡、钒等行业238U、226Ra、232Th任一核素比活度大于1 000 Bq/kg。花岗岩企业的废水中总α、总β放射性水平偏高。研究发现,在对矿产开发利用企业开展放射性水平调查时,将γ辐射剂量率现场监测筛选标准下调50 nGy/h,即设定为在固体表面1 m处的γ辐射剂量率超过“当地本底水平”+100 nGy/h时,可更为保守地避免出现遗漏放射性水平较高企业的情况。
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    47. 中国实验快堆气载放射性物质释放路径研究
    杨佳音, 王勇
    辐射防护    2018, 38 (2): 123-131.  
    摘要51)      PDF (2232KB)(101)   
    中国实验快堆是我国建设的第一座钠冷快中子反应堆,2014年实现满功率运行。本文主要阐述中国实验快堆气载放射性物质的来源、堆内迁移以及向环境释放的路径,得出正常工况以及事故工况下放射性物质通过哪些路径向环境排放,目的是有助于了解中国实验快堆通过哪些路径对环境产生放射性影响,从而建立并保持对放射性危害的有效防御,以保护人员、社会和环境免受危害,防止工作人员和公众接受超剂量的放射性照射。
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    48. 基于换气量和氡析出率计算的排氡风量在某水电地下工程通风设计中的比较研究
    陈刚, 胡鹏华, 李先杰, 任建军, 康剑翘
    辐射防护    2019, 39 (1): 27-32.  
    摘要72)      PDF (2527KB)(99)   
    以某水电地下工程项目为例,根据换气量和氡析出率两种方法对地下厂房系统排氡风量进行了计算,并将排氡风量与排湿降温风量进行比较。得出:对于地下工程氡析出率大于200 Bq/(m3·h)时,可按实测氡析出率计算排氡风量,对于地下工程氡析出率小于200 Bq/(m3·h)时,可按GBZ 116—2002《地下建筑氡及其子体控制标准》中排氡通风率计算排氡风量,而地下工程设计风量应选取排氡风量与排湿降温风量两者最大值。该计算方法为水电行业地下工程通风降氡设计提供了技术支持。
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    49. 蒙特卡罗模拟在预测稀土尾渣辐射水平的应用
    王攀, 曾志伟, 张庆贤, 杨明理, 初旭阳
    辐射防护    2021, 41 (3): 205-209.  
    摘要85)      PDF (951KB)(99)   
    为了评估稀土尾渣的辐射水平,本文以典型的独居石选冶生产稀土后产生的含钍尾渣作为研究对象,应用蒙特卡罗模拟方法来计算桶装含钍尾渣周围的空气吸收剂量率。模拟计算结果与实测结果比较相对偏差均未超过20%,表明用蒙特卡罗模拟方法来预测稀土尾渣辐射水平是可行的。
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    50. 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96)      PDF (12877KB)(98)   
    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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