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    1. 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63)      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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    2. 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45)      PDF (14413KB)(114)   
    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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    3. 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98)      PDF (947KB)(108)   
    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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    4. 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103)      PDF (10017KB)(89)   
    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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    5. 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44)      PDF (2810KB)(77)   
    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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    6. 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71)      PDF (1873KB)(73)   
    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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    7. 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40)      PDF (1906KB)(69)   
    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。
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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56)      PDF (3281KB)(68)   
    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. 目录
    辐射防护    2022, 42 (1): 0-0.  
    摘要53)      PDF (176KB)(67)   
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    10. 基于环境监测数据辐射现状评价的实施及效果分析
    李洋, 康晶, 王彦, 顾志杰
    辐射防护    2021, 41 (S1): 12-14.  
    摘要48)      PDF (942KB)(65)   
    为了全国核基地与核设施辐射环境现状调查与评价科研专项中辐射环境现状评价工作的开展,项目组建立了一种基于环境监测数据的辐射环境现状评价方法。本文对该方法进行了介绍,对实施过程中遇到的问题及实施效果进行了分析,并提出了改进的建议。
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    11. β表面污染现场测量技术研究
    李玉芹, 文富平, 卢瑛
    辐射防护    2021, 41 (S1): 20-25.  
    摘要50)      PDF (2963KB)(64)   
    为了探索不同的影响因素对β表面污染测量效率的影响,本文主要利用CoMo170表面污染监测仪对60Co平面源、204Tl平面源及90Sr-90Y平面源进行测量,研究了能量响应、探测窗响应均匀性、测量间距、吸收效应、γ射线干扰以及反散射等因素对于表面活度响应值的影响规律,并进行了测量不确定度的评定。通过实验研究,得到各个因素对测量结果的准确度造成的影响,其中影响最大的因素主要是能量响应和γ射线干扰,实验测量最终不确定度评定结果表明,其相对合成标准不确定度约为46.71%。
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    12. 中国辐射防护学会第二届理事会成员名单
    辐射防护    2022, 42 (1): 88-88.  
    摘要53)      PDF (523KB)(63)   
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    13. 外照射个人剂量监测的测量不确定度评定
    梁娜, 王悦, 杨丽丽
    辐射防护    2021, 41 (S1): 7-11.  
    摘要52)      PDF (1162KB)(56)   
    外照射个人剂量监测数据可作为放射性工作人员受到的职业照射剂量证明,具有法律效力,因此监测数据的准确可靠尤为重要。中核核电运行管理有限公司个人剂量监测中心于2017年先后取得中国计量认证(CMA)认证和放射卫生技术服务机构资质认证双资质,除了中心内部质量保证措施外,还定期参加年度全国放射卫生技术机构检测能力考核。文章基于2019年考核实验结果(合格)进行了数据分析以及测量不确定度评定,各实验组测量结果的相对扩展不确定度均在10%以内,中心外照射监测系统性能良好,确保了监测数据的准确性和可靠性。
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    14. 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39)      PDF (1410KB)(55)   
    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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    15. 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43)      PDF (1960KB)(55)   
    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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    16. 基于助力型外骨骼的外照射防护服研制
    王文秀, 陈小军, 殷敏, 杨秀玉
    辐射防护    2021, 41 (S1): 40-44.  
    摘要28)      PDF (3959KB)(54)   
    本文用MCNP软件进行模拟计算,设计了屏蔽一定能量中子和γ射线的屏蔽材料,用此屏蔽材料制作中子、γ外照射防护马甲,防护马甲存在厚又重的问题,人体很难承受它的重量。通过研究助力型外骨骼装置,将助力型外骨骼装置与防护马甲组合形成防护服,用助力型外骨骼装置承受防护马甲的重量,解决了人体需要承重的难题。并用放射源和在现场对研制的防护服进行性能测试,屏蔽率、厚度、均匀性等各项技术参数均达到预期要求。
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    17. 中国散裂中子源的空气活化监测与评价
    吴青彪, 庄思璇
    辐射防护    2021, 41 (S1): 29-35.  
    摘要34)      PDF (5590KB)(53)   
    中国散裂中子源是我国正在运行的质子加速器大科学实验装置,保证其空气活化水平处于可监测、可控状态,对确保装置的正常运行和科研产出、确保工作人员和公众的辐射安全具有重要意义。国内外以往对加速器空气活化的认识基本都来自参考文献和理论计算;由于没有针对性研发,以往国内加速器的空气活化监测没有测量到空气活化核素及其浓度。2019年底,散裂中子源研发了在线空气活化监测系统,成功监测到了空气活化的主要放射性核素及其活度浓度。本文介绍了该系统的研发情况和监测结果,并提出了对加速器空气活化监测与评价的一些看法。
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    18. 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92)      PDF (4630KB)(53)   
    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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    19. 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73)      PDF (3963KB)(53)   
    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3.00×10-2~16.00×10-2 Bq/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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    20. 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38)      PDF (1798KB)(49)   
    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。
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    21. 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49)      PDF (1538KB)(47)   
    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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    22. 目录
    辐射防护    2021, 41 (6): 0-0.  
    摘要28)      PDF (186KB)(46)   
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    23. 放射性废树脂湿法氧化工艺实验室热试验证
    闫晓俊, 柳兆峰, 郭喜良, 席亚慧, 薛海龙, 王志伟
    辐射防护    2021, 41 (6): 530-535.  
    摘要40)      PDF (3370KB)(43)   
    利用1 kg级废树脂湿法氧化试验台架,采用核电厂产生的实际放射性废树脂开展了1 kg级湿法氧化工艺可行性试验验证,对真实废树脂湿法氧化效果及工艺废气排放安全性进行评估。试验所用废树脂的接触剂量率为602~680 μSv/h,单次试验废树脂处理量为1 kg。结果表明:废树脂采用湿法氧化处理工艺,其分解率大于99%(按物质COD值计算);废树脂湿法氧化过程中,废气对主要核素60Co、54Mn、137Cs和90Sr的载带率低于0.001%。本研究为进一步开展废树脂湿法氧化工艺及装置放大研究奠定了基础。
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    24. 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68)      PDF (989KB)(43)   
    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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    25. 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61)      PDF (6161KB)(43)   
    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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    26. 目录
    辐射防护    2022, 42 (2): 0-0.  
    摘要50)      PDF (176KB)(42)   
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    27. 乏燃料公海铁联运核应急体系建设研究
    苏建文, 刘凯, 潘永军, 林秀景
    辐射防护    2021, 41 (S1): 84-90.  
    摘要19)      PDF (1004KB)(41)   
    公海铁联运作为解决大宗乏燃料远距离运输的最佳方案,在国际上是一种较为普遍的运输模式,如果未来我国采用该运输模式,需探索相关核应急工作思路。本文调研梳理了国内外乏燃料公海铁联运核应急相关法规标准,参考借鉴国外乏燃料运输相关实践,提出我国乏燃料公海铁联运核应急体系建设相关工作建议。
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    28. 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50)      PDF (2197KB)(41)   
    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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    29. 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54)      PDF (2238KB)(40)   
    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Urel=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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    30. 六氟化铀安全运输相关要求及我国运输实践中存在的问题探讨
    潘玉婷, 曹芳芳, 陆宏, 李多宏, 洪哲
    辐射防护    2021, 41 (S1): 113-116.  
    摘要23)      PDF (985KB)(37)   
    本文梳理了《放射性物质安全运输规程》(IAEA SSR6)和《核能——六氟化铀(UF6)的运输包装》(ISO 7195)中关于六氟化铀运输容器以及装运等相关运输的安全要求,结合六氟化铀运输核与辐射安全分析报告书的审查情况,针对我国六氟化铀运输实践中存在的问题进行了探讨,并提出了建议。
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    31. 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68)      PDF (2242KB)(37)   
    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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    32. 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39)      PDF (3762KB)(37)   
    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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    33. γ能谱法分析放射性核素时对γ射线全能峰干扰的修正
    杨秀玉, 孟纪群, 李庆光, 韦应靖
    辐射防护    2021, 41 (5): 415-421.  
    摘要34)      PDF (2269KB)(34)   
    针对在中核集团公司核电厂和“两厂两院”环境监测实验室比对中γ能谱分析存在的γ射线全能峰干扰问题,开展土壤中铀、钍、镭、钾、铯等γ核素测量实验。天然土壤标准源对谱仪进行效率刻度时,分析γ射线特征峰是否受到其它射线干扰,对受到干扰的γ射线通过修正代入效率计算的核素活度值以实现效率的拟合。由谱仪分析软件分析样品核素活度时,当利用不同特征γ射线计算的核素活度相差较大时,应进行活度修正。分析用于核素活度计算的γ特征峰(如235U 185.7 keV,238U 92.6 keV)受到的干扰峰,计算干扰峰对测量能谱峰(重峰)活度贡献,扣除干扰峰活度,即为γ特征峰贡献,由此给出样品核素活度值。这种方法在中核集团土壤样品比对中报出的238U、226Ra、232Th、40K和137Cs数据全部合格。
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    34. VVER-1000型机组正常运行气液态流出物源项计算
    张君南, 周耀权, 李璐, 郑伟
    辐射防护    2021, 41 (S1): 15-19.  
    摘要31)      PDF (995KB)(33)   
    田湾3、4号机组采用俄方设计制造的VVER-1000型反应堆,其正常运行气液态流出物排放源项是检验核电厂设计是否满足国家相关环境标准的重要指标,是辐射防护最优化设计的重要内容之一。以我国压水堆核电厂源项框架体系为基础,通过分析田湾核电站相关工艺系统流程,选取合适的工艺回路部件数学模型,采用电厂设计以及实际运行经验参数,分别计算了设计与现实排放源项,并与俄方计算结果进行对比,说明采用新源项框架体系下气液态放射性流出物的变化情况。
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    35. γ射线空气比释动能(治疗水平)标准装置的建立
    李蔚铭, 韦应靖, 李胤, 陈双强, 王明亮, 郝世东
    辐射防护    2021, 41 (S1): 145-150.  
    摘要32)      PDF (2587KB)(33)   
    采用活度为1.85×1014 Bq的60Co放射源建立了γ射线空气比释动能(治疗水平)标准装置,同时从实际情况和安全性考虑设计建造了一套附属的安全联锁系统。为了评价标准装置的性能指标,依次测试辐射场的空气比释动能率范围、辐射野、均匀性以及散射等。测量结果表明在1~5 m的距离内,在不加铅衰减的条件下辐射场的空气比释动能率范围为1.71~43.5 Gy/h,加衰减器后最小空气比释动能率可达1.5×10-4 Gy/h。在无衰减器的条件下,该标准装置在距离放射源1~5 m范围内平方反比律在1%以内成立;在加衰减器的条件下,该标准装置在距离放射源2~5 m范围内平方反比律在±3.5 %以内成立。2 m位置处空气比释动能率波动在5 %以内的辐射野半径为13 cm,空气比释动能率波动在1 %以内的辐射野半径为7 cm。标准装置的技术性能指标满足开展治疗水平剂量仪的检定/校准要求。
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    36. 核电站液态流出物中63Ni的快速分离与测定
    杨有坤, 保莉, 杨海兰, 宋沁楠, 李鹏翔, 李周, 王瑞俊
    辐射防护    2021, 41 (5): 404-409.  
    摘要32)      PDF (965KB)(32)   
    本文通过系统调研,以Ni特效树脂为63Ni分离富集材料、低本底液闪谱仪为测量仪器,经过大量条件实验进行方法优化,建立了一套核电站液态流出物中63Ni的快速分析方法。本方法取样量小,6个平行样品的化学回收率为(93.2±3.6)%,放化回收率为(92.1±2.8)%,探测限为67.4 mBq/L,对干扰核素去污因子高,其中对Fe、Co、Zn、Mn的去污因子分别为102、104、102及104,分析周期短(约9 h):同时使用建立的方法进行了液态流出物样品的分析,证明本方法可应用于核电站液态流出物的快速监测,并发现不同类型反应堆运行时液态流出物中63Ni的浓度可能会存在较大差异。
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    37. 放射性检测领域的能力验证
    王瑞俊, 保莉, 李鹏翔, 李周, 宋沁楠
    辐射防护    2021, 41 (S1): 36-39.  
    摘要32)      PDF (981KB)(32)   
    放射性检测领域长期以来没有能力验证提供者,从事放射性检测工作的人员对实验室间比对和能力验证的认识不够深入。能力验证的关键过程包括能力验证物品的制备及其均匀性和稳定性检验、包装及分发、参加者结果的评定等内容。其中参加者结果的评定可参考IAEA的评定方法,更为全面可靠。
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    38. miR-200b在辐射诱导胸腺淋巴瘤中的作用及其机制的初探
    叶晖, 冯珍兰, 程赢, 蔡建明, 蒋建明
    辐射防护    2021, 41 (6): 550-557.  
    摘要37)      PDF (6560KB)(31)   
    为了探讨miR-200b在辐射诱导胸腺淋巴瘤中的作用与机制,采用全身分割照射建立BALB/c小鼠辐射诱导胸腺淋巴瘤模型,检测miR-200b表达情况;构建过表达与敲低miR-200b细胞模型,检测该miRNA对细胞增殖、凋亡情况的影响;随后通过miRNA数据库TargetScan分析miRNA潜在靶点,并用双荧光素酶报告系统进行验证,最后采用Spearman方法分析TBK1蛋白与miR-200b表达水平的相关性。结果显示,小鼠辐射诱导胸腺淋巴瘤组织中miR-200b表达下调,过表达miR-200b可明显抑制细胞增殖,增加细胞凋亡,下调miR-200b可促进细胞增殖,减少细胞凋亡;双荧光素酶报告系统提示miR-200b以3' UTR依赖的方式靶向作用于TBK1。在辐射诱导胸腺淋巴瘤样本中,miR-200b表达和TBK1蛋白水平之间存在负相关关系,且TBK1过表达可部分逆转miR-200b介导的细胞生物学效应。结果表明,辐射诱导胸腺淋巴瘤组织中miR-200b表达下调,其直接靶点TBK1表达上调;过表达miR-200b可明显抑制胸腺淋巴瘤细胞增殖,增加细胞凋亡。提示靶向调控miR-200b/TBK1,有望成为防治辐射诱导胸腺淋巴瘤的潜在新途径。
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    39. 赣杭构造带某铀矿区地下水中铀的存在形式研究
    王哲, 朱建林, 张怀胜, 张春艳, 李栋
    辐射防护    2022, 42 (1): 19-23.  
    摘要46)      PDF (1943KB)(31)   
    为研究铀矿区地下水化学性质对铀的存在形式的影响,本文以赣杭构造带某铀矿区地下水为研究对象,在对9个典型采样点地下水化学成分分析的基础上,采用数理统计软件SPSS 18.0和地球化学模拟软件PHREEQC及llnl.dat数据库,探究了研究区内地下水水化学特征及U的存在形式。结果表明:本研究区地下水水化学类型以HCO3-Na与HCO3-Na·Ca为主,U含量与Ca2+和Mg2+浓度体现出较强正相关性,与SO42-的相关性次之;地下水中U元素主要以六价为主,几乎占100%,主要存在形式依次为UO2(CO3)22-、UO2(CO3)34-、UO2CO3、UO2(OH)2、UO2(OH)3-、UO2OH+等6种,其中UO2(CO3)22-占绝对优势,整体以碳酸铀酰形式为主,这也与研究区地下水酸碱性相对应。
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    40. 浮动核电站跨界转运的安全和法律问题初步研究
    邹旭毛, 万蕾, 马小雅, 郭建林, 杨珏, 崔军
    辐射防护    2021, 41 (S1): 96-101.  
    摘要18)      PDF (3643KB)(30)   
    浮动核电站具有模块化、多用途、可移动、运行灵活、适应性强等优势,受到了国际社会的广泛关注,具有广阔的应用前景和发展空间。然而,浮动核电站由于特殊的海外部署场景和可移动特性,不可避免地面临着跨越主权边界转运的安全和法律问题。结合浮动核电站不同的海外部署场景,重点对浮动核电站在不同部署场景下跨界转运可能面临的安全和法律问题进行梳理总结和讨论分析,并从法律、安保和应急层面提出可能的解决方案建议,对浮动核电站跨界转运相关的国际公约和规则制定具有一定参考意义。
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    41. 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66)      PDF (941KB)(30)   
    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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    42. 核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值研究
    何戈宁, 周美玲, 赖建永, 李冬慧, 吴舸, 胡彧
    辐射防护    2022, 42 (1): 35-40.  
    摘要36)      PDF (912KB)(30)   
    合理确定蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值,并据此制定核电厂运行策略,对核电厂的安全及稳定运行意义重大。本文根据泄漏率数值使用目的,将泄漏率分为用于辐射防护设计的泄漏率取值、用于核电厂运行控制的泄漏率控制值、用于保证蒸汽发生器传热管完整性的泄漏率保护阈值三大类,并探讨了各类取值的确定依据。完成了对国内外核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值情况的调研分析,结合研究情况,提出了我国核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值及控制的建议。
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    43. 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40)      PDF (901KB)(30)   
    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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    44. 非人类物种辐射影响评价中不同剂量率估算模型的比较
    贡文静, 王慧娟
    辐射防护    2021, 41 (6): 558-564.  
    摘要32)      PDF (7799KB)(29)   
    在非人类物种辐射影响评价中,生物体模型是剂量学评价的重要基础。本文对生物整体简化模型、简化解剖学模型和体素模型三种模型的特点、剂量系数计算方法进行了分析比较,为进一步开展非人类物种剂量学评价提出了建议。
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    45. 铀纯化转化生产过程中作业人员的β外照射防护研究
    马文财, 刘延彰, 赵瑛
    辐射防护    2021, 41 (S1): 26-28.  
    摘要30)      PDF (1153KB)(28)   
    为了加强铀纯化转化生产过程中作业人员的β外照射防护,结合国内外辐射监测实践,研究了铀纯化转化生产工艺过程中辐射源项的特性及辐射防护措施。由于铀系中主要β发射体234Th(UX1)、234mPa(UX2+UZ)、214Bi和214Pb的存在,铀化合物中的β辐射强度相当可观。在无防护措施的情况下,尤其是在进行开放式检修作业时,作业人员眼晶体、手部和皮肤的β受照剂量可能超过规定限值。因此,除了关注γ外照射和吸入内照射防护外,对作业人员β外照射的防护应该引起足够的重视。
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    46. 关于气溶胶总放射性IAEA亚太地区国际比对的一些讨论
    张静, 李鹏翔, 马旭媛, 李周, 保莉, 梁润成
    辐射防护    2021, 41 (S1): 45-49.  
    摘要30)      PDF (1895KB)(28)   
    2015年亚太区域IAEA的ALMERA实验室举行了气溶胶总放射性和土壤伽马核素比对,参加比对的有来自11个国家的14个ALMERA实验室。其中气溶胶中总α仅有9个实验室报出数据,其通过率67%;气溶胶中总β有10个实验室报出数据,其通过率50%。气溶胶中总放射性较低的通过率应引起从事该项测量工作人员的重视。同时介绍了本实验室参加这次比对详细过程。通过气溶胶滤膜直接测量方法,总α和总β的相对偏差分别是2.50%、-3.95%,结果可接受,顺利通过该项比对活动,并从中总结了经验。
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    47. SMR模块化运输带来的挑战
    王鹏毅, 李国强, 孙洪超, 庄大杰
    辐射防护    2021, 41 (S1): 107-112.  
    摘要20)      PDF (1027KB)(28)   
    小型模块化反应堆(SMR)模块化的特点可以弥补大型核电厂建造周期长、资金压力大的缺点,且应用场景广泛,是当前各国核工业的研究热门。尽管有大量文献针对SMR的堆芯安全展开研究,但鲜有文献是关于SMR的运输安全。本文通过查阅文献并结合网上信息,从3个方面总结了SMR给运输安全领域带来的挑战,包括:大型重型模块运输、核燃料运输和装载燃料的密封堆芯运输,并给出了合理化建议。
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    48. 放射性物品运输容器防脆性断裂安全设计方法探讨
    张学胜, 顾剑峰, 常亮明, 詹乐昌, 张永新
    辐射防护    2021, 41 (S1): 102-106.  
    摘要19)      PDF (1008KB)(27)   
    本文主要介绍了基于断裂力学的运输容器防脆性断裂安全设计,重点研究了防脆断条件中应力强度因子的计算方法。经分析,可以得出如下结论:RCC-M第Ⅰ卷附录ZG中的应力强度因子计算考虑了应力非线性分布和塑性区的影响,考虑因素比较全面,推荐采用。
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    49. 乏燃料后处理厂核材料衡算与控制国际经验及关键技术启示
    初泉丽, 张亮, 李多宏, 张天宝, 田川, 何佳霖, 武朝辉
    辐射防护    2021, 41 (S1): 117-121.  
    摘要33)      PDF (996KB)(27)   
    本文系统地调研和分析了国内乏燃料后处理厂核材料管制现状,国外商业乏燃料后处理厂核材料衡算与控制措施的实施经验和采用的关键技术,包括典型商业乏燃料后处理厂物料平衡区和实物盘存关键测量点的设置、核材料衡算与控制措施的总体设计要求、近实时衡算的概念等。根据调研结果和分析,针对我国核材料管制的现状,提出了我国在商业乏燃料后处理厂核材料管制技术准备工作的几点初步建议。
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    50. 基于蒙卡-点核积分耦合的核电厂退役辐射场计算
    郭雨非, 章航洲, 刘水清, 刘艳芳, 吴耀, 王力, 肖峰
    辐射防护    2021, 41 (5): 459-466.  
    摘要33)      PDF (1861KB)(27)   
    针对核电厂退役现场中复杂和简单几何区域并存的问题,以及退役过程对辐射场计算提出的快速、准确的要求,提出了蒙卡和点核积分耦合计算方法,并开发了耦合计算程序。对于单体源模型,由于模型简单,耦合方法、点核方法与蒙卡方法的计算结果均较接近,相对偏差小于10%,但耦合方法的计算速度比蒙卡方法提高了3.5倍;采用耦合方法和蒙卡方法分别计算了多体源模型的辐射场,结果表明耦合方法的计算准确度较高,相对蒙卡方法偏差小于40%,计算时间约为蒙卡方法的1/5。以秦山一期退役辐射场为例开展了计算分析,结果显示,耦合方法与蒙卡方法的计算结果相差不超过1个数量级,但前者计算速度比后者提高了约3倍,说明耦合方法可以满足核电厂退役辐射场计算需要。
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