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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. 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175)      PDF (4973KB)(157)   
    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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    3. 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98)      PDF (1959KB)(132)   
    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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    4. 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88)      PDF (5069KB)(116)   
    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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    5. 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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    6. 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134)      PDF (5751KB)(112)   
    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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    7. 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108)      PDF (3813KB)(111)   
    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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    8. 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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    9. 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115)      PDF (3236KB)(106)   
    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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    10. 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127)      PDF (3645KB)(105)   
    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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    11. “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118)      PDF (4877KB)(100)   
    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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    12. 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92)      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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    13. 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80)      PDF (951KB)(96)   
    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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    14. 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110)      PDF (1033KB)(94)   
    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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    15. 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122)      PDF (6019KB)(89)   
    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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    16. 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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    17. 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124)      PDF (3895KB)(87)   
    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.
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    18. 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104)      PDF (2889KB)(86)   
    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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    19. 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98)      PDF (2735KB)(86)   
    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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    20. Response evaluation of a compact and highly efficient neutron diffractometer for compact accelerator neutron sources
    Sho Imai, Kenichi Watanabe, Astushi Yamazaki, Sachiko Yoshihashi, Akira Uritani, Seiji Tasaki, Setsuo Satoh
    辐射防护    2020, 40 (6): 540-544.  
    摘要130)      PDF (4800KB)(85)   
    We fabricated the spheroid neutron diffractometer with 79 neutron detector rings using the transparent rubber sheet type Eu:LiCaAlF6 scintillators and wavelength-shifting fibers.We confirmed that the fabricated detector shows a clear neutron peak and can discriminate neutron and gamma-ray events in a signal pulse spectrum.We additionally checked that the fabricated diffractometer can detect a neutron diffraction peak of ferrite powder at Kyoto University Accelerator-driven Neutron Source.Consequently,it can be expected that crystal structural analysis will be possible even by small accelerator neutron sources.
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    21. 氡浓度对气溶胶监测仪判断限的影响及分析
    张富国, 张志龙, 杨屹, 傅翠明
    辐射防护    2021, 41 (2): 119-123.  
    摘要101)      PDF (2502KB)(84)   
    环境中氡浓度水平对气溶胶监测仪的判断限会有所影响,本文以中国辐射防护研究院氡及子体发生系统为基础,通过改造并分别搭载国内外六台气溶胶监测仪对其进行了探究。根据实验数据给出了按照气溶胶监测仪的监测模式选用氡浓度与其判断限的相关关系建议:单次测量模式和固定式累积测量模式的气溶胶监测仪判断限与氡浓度存在线性关系,移动式累积测量模式的气溶胶监测仪判断限与氡浓度平方根为幂函数拟合关系。
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    22. Estimation of exposure dose for decontamination workers from contaminated soil at a nuclear decommissioning site in Korea
    Sohyeon Lee, Dong-Kwon Keum, Hyo-Joon Jeong, In Jun, Kwang-Muk Lim, and Yong-Ho Choi
    辐射防护    2020, 40 (6): 619-624.  
    摘要99)      PDF (2693KB)(78)   
    Assessment of the exposure dose for workers is crucial to protecting workers from the radiological risk.This preliminary study estimates the potential radiological exposure for a soil remediation worker at a nuclear decommissioning site contaminated with Cs-137 in Korea,and then calculates the maximum workable soil concentration to comply with the occupational dose constraint of 20 mSv per year.The Korean characteristic data,detailed exposure scenarios for workers by the type of work,and relevant exposure pathways were used in the dose estimation.As a result,the most severe exposure-induced work type was identified as the excavator operation with an annual individual dose of 5.92×10-5 mSv for a unit concentration of soil,from which the derived maximum workable soil concentration was 3.38×105 Bq/kg.Furthermore,dose contribution by each exposure pathway was found to be decreased in the following order:external radiation exposure,soil ingestion,dust inhalation,and skin contamination.The results of this study are expected to be used effectively to optimize radiation protection for workers and establish appropriate work procedures for future site remediation.
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    23. 绵阳地区近地面气溶胶中7Be和210Pb分布特征及其对O3的示踪
    刘宇航, 黄英, 古川, 杜元媛
    辐射防护    2020, 40 (6): 587-592.  
    摘要81)      PDF (3303KB)(77)   
    为了解绵阳地区近地面空气中辐射环境质量状况,掌握其变化趋势,探索近地面气溶胶物质来源及其对近地面O3浓度示踪意义,对绵阳安州区、江油市、梓潼县和平武县2018年3月至2019年2月气溶胶样品进行详细的γ能谱分析。总体上,7Be的活度浓度在春、秋季节较高,而夏季最低,年平均值为1.90~2.13 mBq/m3,与全球内陆、中纬度和低海拔地区分布特征基本一致;210Pb的活度浓度全年呈现为“U”型分布特征,年平均值为1.24~1.66 mBq/m3,为全球陆地上210Pb活度浓度的相对高值。通过近地面气溶胶中7Be、10Pb和7Be/210Pb比值与O3相关性分析及P值检验表明:气溶胶中7Be/210Pb比值与近地面O3为非常显著正相关关系,能作为近地面空气中O3来源的良好示踪指标;绵阳地区梓潼县和平武县近地面空气中O3来源受大气垂直对流活动影响较大。
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    24. 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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    25. 乏燃料后处理厂有机相燃烧事故研究进展
    连一仁, 孙洪超, 张智, 孟东原, 孙树堂, 陈磊, 王学新, 徐潇潇, 李国强, 张建岗
    辐射防护    2020, 40 (6): 657-662.  
    摘要86)      PDF (2930KB)(76)   
    核能的广泛利用伴随着乏燃料的产生和累积,乏燃料后处理技术将乏燃料再循环利用受到重要推崇,但乏燃料后处理设施的安全是发展后处理技术的重要前提,后处理中的有机相着火事故作为后处理的设计基准事故之一,得到了国内外的重要关注。为分析后处理厂在有机相着火事故中,有机相的燃烧行为、放射性气溶胶的扩散和沉积、高效过滤器的性能等,美国、日本等国分别建立了实验设施并进行了有机相燃烧的实验研究。本文综合评述了国内外关于后处理厂有机相着火事故的试验技术方法和研究结果,提出了当前研究存在的问题以及未来有待进一步研究的方向。
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    26. Evaluation of activated area in the electrostatic accelerator facilities
    K. Masumoto, H. Matsumura, T. Miura, G. Yoshida, A. Toyoda, H. Nakamura, K. Bessho, T. Nakabayashi, F. Nobuhara, K. Sasa, T. Moriguchi, H. Tsuchida, S. Matsuyama, M. Matsuda, A. Taniike
    辐射防护    2021, 41 (2): 145-150.  
    摘要112)      PDF (682KB)(76)   
    In order to clear the activated area in electrostatic accelerator facilities, four accelerator facilities were selected and typical neutron emission experiments were performed. Neutron flux during operation and induced activity caused by charged particles on the accelerator and its surrounding area after irradiation were measured. Also the monitored neutron flux and calculated value by Monte Carlo calculation using PHITS code were compared. It was confirmed that the results between calculated data and measured data showed the good agreement with each other. Finally, it was concluded that we have to take care the activation of beam line and target. But, it is not necessary to treat accelerator tank, surrounding materials, and building concrete as radioactive materials in case of decommissioning.
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    27. 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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    28. Measurement of niobium reaction rate formaterial surveillance tests in fast reactors
    Chikara Ito, Shigetaka Maeda, Toshihiko Inoue, Hideki Tomita, Tetsuo Iguchi
    辐射防护    2020, 40 (6): 491-495.  
    摘要99)      PDF (2514KB)(72)   
    A highly accurate and precise technique for measurement of the 93Nb(n,n’)93mNb reaction rate was established for the material surveillance tests,etc.in fast reactors.The self-absorption effect on the measurement of the characteristic X-rays emitted by 93mNb was decreased by the dissolution and evaporation to dryness of niobium dosimeter.A highly precise count of the number of 93Nb atoms was obtained by measuring the niobium solution concentration using inductively coupled plasma mass spectrometry.X-rays of 93mNb were measured accurately by means of comparing the X-ray intensity of irradiated niobium solution with that of the solution in which stable 93Nb was added.The difference between both intensities indicates the effect of 182Ta,which is generated from an impurity tantalum,and the intensity of X-rays from 93mNb was evaluated.Measurement error of the 93Nb(n,n’)93mNb reaction rate was reduced to be less than 4%,which was equivalent to the other reaction rate errors of dosimeters used for Joyo dosimetry.In addition,an advanced technique using Resonance Ionization Mass Spectrometry was proposed for the precise measurement of 93mNb yield,and 93mNb will be resonance-ionized selectively by discriminating the hyperfine splitting of the atomic energy levels between 93Nb and 93mNb at high resolution.
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    29. Verification of modified sum-peak method in Monte Carlo simulationof full energy peak and sum-peak efficiencies of a HPGe detector
    Tsukasa Aso, Yoshimune Ogata, Hidesuke Itadzu
    辐射防护    2020, 40 (6): 527-532.  
    摘要94)      PDF (2366KB)(72)   
    The modified sum-peak method estimates radioactivity by using only the peak and the sum-peak count rates.To verify the modified sum-peak method,the dependence of the full energy peak efficiency on the source-to-detector distance in a high-purity germanium detector system was studied using a Geant4 Monte Carlo simulation.The effect of the dead-layer in the germanium crystal was estimated by reference to experiments on 241Am and the relative efficiency of the detector.The peak efficiency dependence on the source-to-detector distance was compared between the simulation and measurements.The modified sum-peak method is discussed with respect to these peak efficiencies.
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    30. In-situ evaluation for activated concrete in accelerator facility with scintillation-type gamma-ray spectrometer
    Go Yoshida, Hiroshi Matsumura, Koichi Nishikawa, Akihiro Toyoda, Yoshiharu Miyazaki, Kazuyoshi Masumoto, Hajime Nakamura, Taichi Miura
    辐射防护    2020, 40 (6): 545-549.  
    摘要107)      PDF (3244KB)(71)   
    The assessment of activated concrete is particularly difficult during the decommissioning of an accelerator facility.Destructive analysis by core boring is the only method of investigating the activity of concrete material.To address this problem,an in-situ and nondestructive analysis method was developed to determine γ-ray-emitting nuclides and their specific activities in the concrete walls and floor by using a portable germanium semiconductor detector.In this work,we examined a substitute for Ge detector to establish a simpler and more convenient method.As candidates,we focused on some scintillation type spectrometers,and the possibility of a substitute for a Ge detector was examined by both simulation and experiment.The detection limits were roughly estimated through Monte Carlo simulation for various scintillation crystals,and it was found that 1.5-inch LaBr3,CeBr3,and SrI2 could distinguish the clearance level.It was confirmed that the 1.5-inch LaBr3 could reproduce the calibration curve of the Ge detector in the experiment.The required thickness and length of the radiation shield for suppressing the background radiation during the measurement was also determined for the convenience of an actual decommissioning work.
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    31. 大面积表面污染测量仪主要性能测试与分析
    张菁, 侯磊, 饶贤明, 刘晋瑾, 杜向阳, 张佳, 乔敏娟
    辐射防护    2020, 40 (6): 556-560.  
    摘要80)      PDF (2868KB)(70)   
    针对用于测量α、β射线的便携式大面积表面污染测量仪,为确保其测量性能,本文根据JJG 478—2016和GB/T 5202—2008标准要求,对自主研发的便携式α、β大面积表面污染测量仪的均匀性、探测效率、探测限、响应时间和温度稳定性等主要性能指标进行了测试。结果表明:便携式大面积表面污染测量仪的表面发射率响应对241Am α源为30.4%左右,对90Sr-90Y β源为48.1%,对36Cl β源为45.5%左右;最低可探测下限对241Am α源为0.15 Bq/cm2,对β源90Sr-90Y为0.07 Bq/cm2,对β源36Cl为0.09 Bq/cm2;响应时间<4 s;在-10 ℃~40 ℃时可正常工作。各项参数指标满足标准要求,能够有效达到防止污染扩散,保证工作人员安全的目的。
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    32. 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105)      PDF (4961KB)(70)   
    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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    33. 秦山核电基地氚排放所致周围公众内照射剂量评价
    杨洁, 廉冰, 赵杨军, 王彦
    辐射防护    2020, 40 (6): 583-586.  
    摘要141)      PDF (2103KB)(69)   
    统计了2014—2016年秦山核电基地周围居民点环境介质中的氚活度浓度监测结果,基于统计的环境监测数据评价了秦山核电基地近几年氚排放所致周围公众的辐射剂量。评价结果显示近几年秦山核电基地氚排放所致西北西方位2.4 km处的秦联居民组婴儿、幼儿、少年和成人4个年龄组公众的年平均有效剂量分别为0.59、1.35、1.18和0.92 μSv/a,远小于《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011)中规定的核动力堆释放的放射性物质对公众造成的有效剂量0.25 mSv/a的管理目标值。可见,秦山核电基地氚排放稳定、受控,对公众造成的辐射剂量很小,对环境和公众的影响可接受。
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    34. 地表水和底泥中90Sr的含量及相关性分析
    李周, 李鹏翔, 马旭媛, 宋沁楠, 韩玉虎, 任晓娜
    辐射防护    2021, 41 (2): 129-132.  
    摘要101)      PDF (965KB)(69)   
    为研究放射性核素的迁移规律,本文对中国不同地区共计62组地表水和配对底泥中90Sr的含量数据进行了统计分析。结果表明,两种介质中90Sr的含量呈现一定的线性关系,但整体上相关性不是很强,且未发现区域性规律。文中进一步讨论了影响两者相关性的原因,并对后续研究工作提出建议。
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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74)      PDF (933KB)(69)   
    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. 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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    37. 基于体素模型的光子外照射大鼠器官剂量模拟计算
    张晓敏, 李大伟, 宁静, 谢向东
    辐射防护    2020, 40 (6): 522-526.  
    摘要92)      PDF (3336KB)(68)   
    获得外照射条件下的大鼠器官剂量,对于放射医学剂量-效应关系研究具有重要意义。本文基于大鼠微型CT图像建立大鼠体素模型,并研究光子外照射情况下大鼠器官剂量。大鼠体素模型质量323.7 g,单个体素尺寸为0.16 mm×0.16 mm×2 mm,包含大鼠大部分关键器官和组织。利用蒙特卡罗模拟程序MCNP计算获得了4种照射几何条件、21个单能(10 keV~10 MeV)平行光子束外照射情况下的器官剂量转换系数,最后对器官剂量随光子能量的变化进行了分析与讨论。
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    38. 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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    39. UF6泄漏气溶胶模拟压制技术研究
    梁栋, 张文俊, 薛大海, 郭丽潇, 邓少刚, 王永仙, 武明亮, 梁宇
    辐射防护    2021, 41 (3): 242-247.  
    摘要52)      PDF (4659KB)(67)   
    UF6泄漏会产生兼具化学危害与辐射危害的液滴型气溶胶,人员吸入会造成危害。对气溶胶进行压制是常用控制手段,在常规放射性气溶胶压制剂的基础配方中添加4%的NaCO3等针对UF6特性的专用助剂,研制出具有针对性的气溶胶压制剂。实验设计加工了以压缩空气作动力,以超声雾化喷嘴为主要部件的流体动力型超声雾化装置,选用SiCl4作为模拟试剂,用其模拟UF6泄漏并进行压制试验,结果表明压制剂在1 min内的压制效果达到自然沉降12 h以上的效果。
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    40. 目录
    辐射防护    2022, 42 (1): 0-0.  
    摘要53)      PDF (176KB)(67)   
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    41. 目录
    辐射防护    2021, 41 (2): 0-0.  
    摘要46)      PDF (191KB)(66)   
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    42. 短寿命核素气溶胶监测相关问题探讨
    孟丹, 马弢, 李建伟, 张富国, 畅翔, 杨屹, 杨柳, 马英豪
    辐射防护    2020, 40 (6): 565-570.  
    摘要102)      PDF (3268KB)(65)   
    目前的放射性气溶胶连续监测仪或连续空气监测仪,都是针对长寿命的α放射性核素(如U,Pu)或β放射性核素(如137Cs,90Sr),因而在采样测量过程中都不考虑被监测核素的衰变修正。但是,包括核电站在内的具有反应堆运行的核设施,对某些短寿命放射性核素(如88Rb,138Cs 以及18F等)的气溶胶监测也是重要的。本文针对短寿命核素气溶胶监测中的有关问题进行讨论,提出了相关的可供监测仪器报告监测结果的实际可行的数据处理方法。
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    43. 三代压水堆内陆厂址放射性流出物排放问题及改进建议
    刘红坤, 董亮, 刘妍, 唐辉
    辐射防护    2021, 41 (2): 174-180.  
    摘要87)      PDF (1064KB)(65)   
    由于内陆厂址受纳水体容量有限,使得核电内陆厂址面临的一个关键问题就是液态流出物排放。本文通过对比分析三代压水堆内陆厂址液态流出物排放与现有排放国家标准要求,发现三代压水堆两项指标不能满足内陆厂址要求,即除氚、14C外其他放射性核素和氚排放均不能满足内陆厂址要求。针对除氚、14C外其他放射性核素排放,建议增加化学絮凝、离子交换床和反渗透装置以满足100 Bq/L的排放要求。针对氚排放,通过调整排放方式能满足2台机组氚排放要求,使得下游1 km处氚浓度不超过71 Bq/L;多机组内陆电厂的氚排放建议利用联合电解催化交换(CECE)和水精馏(WD)技术,以达到分离氚的目的。
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    44. 目录
    辐射防护    2021, 41 (3): 0-0.  
    摘要43)      PDF (204KB)(65)   
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    45. 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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    46. 目录
    辐射防护    2021, 41 (4): 0-0.  
    摘要56)      PDF (187KB)(64)   
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    47. 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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    48. 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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    49. 大破口始发应急工况预测方法研究
    王宁, 王任泽, 杨亚鹏, 冯宗洋, 贾林胜, 刘一宁, 梁博宁
    辐射防护    2020, 40 (6): 671-676.  
    摘要108)      PDF (3013KB)(62)   
    本文针对M310反应堆建立了大破口失水事故(LBLOCA)始发应急工况进程预测方法。根据事故特点将复杂的一回路进行合理简化,对质量守恒与能量守恒方程进行近似求解,使用经典公式预测应急工况进程。将堆芯活性区划分成4个径向环和10个轴向层,即40个栅元。使用实验关联式计算堆芯换热,得到包壳温度,然后根据包壳温度判断堆芯工况。基于本文建立的方法,可以开发大破口始发应急工况进程预测程序。
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    50. 乏燃料操作大厅的剂量场随屏蔽水位的变化研究
    杨腊腊, 刘省勇, 杨煦, 高拥军, 陈秋炀, 张文利
    辐射防护    2021, 41 (2): 112-118.  
    摘要88)      PDF (8972KB)(62)   
    在乏燃料水池完全丧失冷却能力和补水的事故工况下,压水堆核电厂乏燃料操作大厅内的剂量率将随着乏燃料水池水位的降低逐渐升高。本文以一典型压水堆核电厂的乏燃料水池为研究对象,采用QAD-CGGP程序,计算并分析了乏燃料操作大厅内的剂量场分布及其随水位的变化规律。计算结果表明:(1)在3.786~7.736 m水层厚度范围内,操作平台处的剂量率随水层厚度的变化不明显;(2)乏燃料水池上方的剂量率峰值位于高密格架区域上方;(3)在3.436~4.736 m水层厚度范围内,乏燃料水池上方的剂量率峰值在0.914~288 μSv/h范围内变化,并随着屏蔽水层厚度的减小呈指数递增趋势,且操作平台处剂量点的剂量率均满足乏燃料操作大厅辐射分区要求;(4)满足乏燃料操作大厅辐射分区要求所需的最低水位为+15.77 m。
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