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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315)      PDF (3708KB)(540)   
    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. 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205)      PDF (3236KB)(407)   
    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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    3. 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216)      PDF (3941KB)(377)   
    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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    4. 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391)      PDF (845KB)(362)   
    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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    5. 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219)      PDF (2597KB)(338)   
    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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    6. 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181)      PDF (2213KB)(333)   
    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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    7. 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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    8. 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86)      PDF (2812KB)(306)   
    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。
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    9. 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98)      PDF (2745KB)(298)   
    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。
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    10. 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247)      PDF (3813KB)(285)   
    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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    11. 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208)      PDF (6350KB)(284)   
    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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    12. 放射防护领域的新进展
    郑钧正
    辐射防护    2016, 36 (6): 393-407.  
    摘要70)      PDF (2639KB)(271)   
    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。
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    13. 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412)      PDF (5764KB)(259)   
    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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    14. TDCR液闪分析仪Hidex 300SL和SIM-MAX LSA3000在β核素测量中的性能比较
    张辉, 杨永刚, 马彦, 戴雄新
    辐射防护    2021, 41 (2): 105-111.  
    摘要186)      PDF (4961KB)(256)   
    本实验通过对不同活度样品的测量比较了两台TDCR液闪分析仪(Hidex 300SL和SIM-MAX LSA3000)在性能上的差异。结果表明:SIM-MAX LSA3000的本底和最小可探测活度更低,在低活度样品的测量上占有优势;用TDCR淬灭校正法对常规活度样品进行测量,两台液闪分析仪测量误差都小于1.5%,不确定度(k=2)小于2%,准确性均良好。对于计数率大于1×105 cpm的高活度的样品,两台液闪分析仪的测量结果均偏大,但SIM-MAX LSA3000偏大更加明显。
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    15. 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185)      PDF (1033KB)(251)   
    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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    16. 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280)      PDF (1896KB)(244)   
    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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    17. 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156)      PDF (2658KB)(244)   
    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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    18. 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69)      PDF (1473KB)(243)   
    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。
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    19. 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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    20. 俄罗斯核应急管理体制和技术支持体系分析
    孙志刚
    辐射防护    2022, 42 (5): 481-490.  
    摘要121)      PDF (10700KB)(231)   
    俄罗斯是核能应用强国,在核能稳步发展的同时,逐步建立了体系完备、功能完整、运转高效的国家核应急系统,并实现了核应急管理体制与国家应急管理体制的有机结合,采用的是垂直管理模式,具有学习和借鉴的价值。本文首先介绍了俄罗斯核应急管理体制,然后分析了俄罗斯核应急技术支持体系,最后从应急管理机制、突发事件的预警与监测、信息与资源共享、技术体系能力建设等几个方面阐述了对我国核应急响应技术能力建设与发展的若干启示与思考。
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    21. 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174)      PDF (1572KB)(228)   
    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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    22. 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286)      PDF (1573KB)(225)   
    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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    23. 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181)      PDF (4664KB)(222)   
    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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    24. 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276)      PDF (1392KB)(221)   
    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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    25. 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)(218)   
    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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    26. 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202)      PDF (2365KB)(217)   
    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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    27. 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108)      PDF (3330KB)(215)   
    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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    28. 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300)      PDF (1046KB)(215)   
    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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    29. 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246)      PDF (2733KB)(214)   
    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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    30. 高放废物处置库预选区地学信息数据库结构与功能设计
    王鹏, 黄树桃, 王驹, 赵永安, 邬伦, 蔡恒, 高敏, 王洪斌, 王树红, 刘原麟
    辐射防护    2018, 38 (1): 71-79.  
    摘要70)      PDF (4289KB)(213)   
    高放废物处置库选址和场址评价工作过程中会产生海量的数据资源,其具有涉及学科类型多、跨越时间尺度长等特点,因此采用信息技术建立处置库预选区地学信息数据库是非常必要的。本文通过收集高放废物处置库预选区地学领域的多源、多学科数据,并设计和建设多源地学信息数据库,开发实现了高放废物处置库预选区地学信息管理系统。该系统可以实现对地学信息数据库中所有信息数据类型的增删改查等基本操作,也可以实现网页终端的全文检索及下载需求,甚至可以实现对某类专业数据的统计分析。
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    31. 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294)      PDF (4973KB)(211)   
    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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    32. 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180)      PDF (2889KB)(209)   
    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。
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    33. 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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    34. 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217)      PDF (3645KB)(203)   
    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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    35. 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189)      PDF (3281KB)(203)   
    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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    36. 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141)      PDF (3191KB)(202)   
    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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    37. 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84)      PDF (2232KB)(202)   
    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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    38. 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131)      PDF (1618KB)(199)   
    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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    39. 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159)      PDF (1602KB)(198)   
    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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    40. 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73)      PDF (1601KB)(198)   
    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。
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    41. 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180)      PDF (827KB)(197)   
    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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    42. 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177)      PDF (1359KB)(197)   
    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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    43. 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90)      PDF (2810KB)(192)   
    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。
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    44. 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209)      PDF (4754KB)(191)   
    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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    45. 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82)      PDF (1769KB)(191)   
    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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    46. 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195)      PDF (4630KB)(191)   
    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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    47. 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166)      PDF (1536KB)(190)   
    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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    48. 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168)      PDF (4264KB)(189)   
    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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    49. 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)(186)   
    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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    50. 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98)      PDF (1524KB)(184)   
    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。
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