全文下载排行

    一年内发表文章 | 两年内 | 三年内 | 全部 | 最近1个月下载排行 | 最近1年下载排行

    当前位置: 最近1个月下载排行
    Please wait a minute...
    选择: 显示/隐藏图片
    1. 环氧树脂固化放射性废树脂的配方初探
    孙茂生, 张瑞, 严沧生
    辐射防护    2022, 42 (2): 155-160.  
    摘要44)      PDF (3192KB)(11)   
    为了将中、低放射性废树脂固化成稳定的固化体,采用环氧树脂为基材,通过添加合适的固化剂、稀释剂、阻燃剂等进行固化配方试验研究。结果表明,配方为E-44环氧树脂∶651固化剂∶添加剂=1∶0.53∶0.05(38∶20∶2)、质量包容率50%时,其固化体性能最优,并满足国标GB 14569.2的要求,研究结果表明采用环氧树脂体系固化放射性废树脂是可行的。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    2. 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。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    3. 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.
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    4. 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。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    5. 氡防护体系动态介绍与评述
    郭秋菊, 张磊
    辐射防护    2022, 42 (3): 177-183.  
    摘要48)      PDF (970KB)(35)   
    2009年世界卫生组织颁布的氡暴露流行病学研究最新结果表明,氡暴露是导致公众肺癌发生的第二大因素,3%~14%肺癌患者可归因于室内氡暴露,低、中水平室内氡浓度也可导致肺癌危险提高,其超额绝对危险较之前的评价结果有了大幅度提高。之后国际放射防护委员会(ICRP)相继发表了一系列旨在降低公众及工作人员氡暴露危险的氡防护相关出版物,在防护监管原则、氡浓度参考水平、剂量转换系数等方面均做出了较大变更。本文就ICRP近年来有关氡防护内容的主要变更进行了梳理介绍,围绕ICRP推荐的新剂量转换系数,简介评述了联合国原子辐射影响科学委员会(UNSCEAR)及国际原子能机构(IAEA)的立场和观点,希冀为国内同行提供参考。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    6. Hp(3)测量与量值传递研究进展
    张璇, 杨扬, 李德红, 黄建微, 郝艳梅, 范富有, 刘博
    辐射防护    2021, 41 (5): 385-393.  
    摘要30)      PDF (3742KB)(21)   
    通过对国内外相关文献的调研,结合现行相关标准内容,介绍眼晶体剂量当量Hp(3)的测量以及量值传递过程中所使用的体模、转换系数等。圆柱体模已作为Hp(3)剂量计校准用体模,并被广泛推荐;剂量当量转换系数主要基于蒙特卡罗方法和经验公式计算得到;Hp(3)测量方法各异,主要基于热释光剂量测量系统。欧盟现已组织开展三次关于眼晶体剂量计的比对,在光子场中照射的比对结果比在β场照射的结果较好。但由于铅眼镜和铅面罩的应用,以及眼晶体敏感区域的划分,Hp(3)的测量与量值传递方法仍存在问题。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    7. 5G移动通信基站电磁辐射测量评价
    张保增, 杜喜臣, 马晓
    辐射防护    2022, 42 (3): 222-228.  
    摘要53)      PDF (2234KB)(25)   
    5G基站作为新基建之首,随着其高密站距的建设,5G基站电磁辐射也成为环境监测和公众关注的焦点。以北京市5G通信基站为例,依据《5G移动通信基站电磁辐射监测方法(试行)》(HJ 1151—2020),采用SRM-3006选频辐射分析仪实地测量了3个典型5G基站。测量过程结合了监测设备和5G应用特点,选取不同的设备参数、应用场景和测量环境,模拟多种工作状况,并在终端配合下完成测量;测量结果小于电磁环境控制限值,表明5G基站电磁辐射水平总体可控。通过分析测试数据,建议测量时监测仪器分辨率带宽RBW设置为300 kHz,幅度5 V/m,噪声抑制3 dB;终端与探头距离设置为1 m;情景模式采用数据传输(下载3 GB文件);选择天线主瓣方向进行布点;在获取5G基站的电磁辐射环境现状的同时,也能实现监测结果的复现性,同时为监测机构准确测量5G基站的电磁辐射提供参考依据。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    8. N-乙酰半胱氨酸对HT22细胞辐射诱导氧化应激及增殖和凋亡的影响
    黄越, 陈乃耀, 赵辉, 闫振宇, 张海霞, 赵雪聪, 张丁平
    辐射防护    2021, 41 (2): 165-173.  
    摘要86)      PDF (3311KB)(56)   
    为探讨N-乙酰-L-半胱氨酸(N-acetylcysteine, NAC)对辐射相关氧化应激和海马神经元HT22细胞的增殖及凋亡的影响。首先选用不同剂量(0、2、4、6、8、10、12 Gy)的X射线分别照射HT22细胞,筛选出最佳照射剂量(10 Gy),然后进行实验分组:空白对照(Control)组,单纯照射(RT)组,照射+NAC(RT+NAC)组,照射后继续培养24 h后,CCK-8法检测细胞增殖、AnnexinV/PI双标记流式细胞术检测细胞凋亡情况;DCFH-DA荧光探针检测细胞内活性氧(reactive oxygen species, ROS)水平以评估细胞内氧化应激程度,比色法测定细胞内谷胱甘肽(glutathione, GSH)、丙二醛(malondialdehyde, MDA)含量、超氧化物歧化酶(superoxide dismutase, SOD)活性,Western blot检测Cleaved caspase-3、Bax、Bcl-2蛋白表达变化。结果表明,(1)2 Gy的照射对细胞增殖的影响不明显,当辐射剂量大于2 Gy时,随着辐射剂量的增高,HT22细胞增殖率明显降低(p<0.05);辐射剂量达10 Gy时,细胞增殖抑制率接近50%,因此将10 Gy作为实验最佳辐射剂量。(2)给予10 Gy X射线照射前给予NAC预处理可明显增加HT22细胞的增殖率(p<0.01)。(3)给予10 Gy X射线照射可明显增加细胞内ROS、MDA含量(p<0.01),减少细胞内GSH含量和SOD的活力(p<0.01),促进凋亡蛋白Bax、Cleaved-caspase-3的表达(p<0.01),细胞凋亡率显著增加(p<0.01);NAC可减少照射后细胞内ROS和MDA含量(p<0.01),提高GSH水平及SOD活性(p<0.01),显著减少凋亡蛋白的表达和细胞凋亡。以上结果表明NAC可抑制辐射相关氧化应激,减少辐射对HT22细胞增殖抑制,减少细胞凋亡。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    9. 美国核管会关于小型模块堆厂址人口要求的考虑及启示
    熊小伟, 王一川, 李洋, 方圆, 陈晓秋, 杨端节, 毛玉仙, 商照荣
    辐射防护    2021, 41 (1): 81-87.  
    摘要51)      PDF (1471KB)(38)   
    本文介绍了美国核管理委员会(NRC)关于反应堆选址过程中与人口因素相关的审管要求和评估准则,详细分析了NRC针对小型模块堆对涉及厂址人口要求法规的4种修订方案,提出我国在制定小型堆厂址人口要求过程中需要关注的问题:(1)考虑到总体社会风险并从厂址比选的角度出发,建立一个恰当的反应堆距人口集中居住区(或人口中心)边界的距离是必要的。此外,从纵深防御考虑,小型堆厂址仍然需要与人口集中居住区保持一个适当的距离;(2)基于小型堆选址事故后果及影响范围,建立与大型商用核动力厂相同社会风险水平的评价指标(如事故工况下厂址周围的集体有效剂量)是有益的;(3)公众可接受性和选址政策也是小型堆能否靠近人口集中居住区的重要因素。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    10. 基于福岛核事故监测数据的辐射剂量场重构方法研究
    徐瑶, 陈晓雷, 黄广伟, 吴涢晖, 陈林
    辐射防护    2022, 42 (3): 193-200.  
    摘要41)      PDF (7421KB)(23)   
    辐射剂量场的重构是核事故后开展应急工作的一种重要手段。为了比较不同插值方法用于辐射剂量场重构的优劣,基于日本福岛第一核电站事故后发布的监测数据,分别利用反距离权重插值法、克里金插值法、线性三角网插值法和径向基函数插值法4种方法进行辐射剂量场重构。通过划分不同数量的测试集,以均方根误差、平均绝对误差以及标准偏差为判别依据,将这几种插值方法对辐射剂量场重构的精度进行对比。研究结果表明,径向基函数插值法的均方根误差和标准偏差均保持在1.7以下,平均绝对误差保持在0.41以下,在插值精度上优于其他3种方法,能够更准确地确定福岛核事故后辐射剂量分布,并有望扩展到其他辐射剂量场,为开展后续核应急工作提供有力的剂量评估与辐射剂量场重构工具。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    11. 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74)      PDF (3191KB)(124)   
    核电站在日常生产及大修过程中,放射性污染设备和场地的检修作业会产生一定量的污染检修工具,其中包含价值高、体积大、去污难度大的液压扭力扳手。因液压扭力扳手结构复杂、主子部件较多、且热点多淤积在死角位置,导致其放射性去污难度较大,国内核电站多作放射性固体废物处理为主。液压扭力扳手作为高价值专用工具,大量放射性污染检修工具报废给核电站成本管控、放射性废物最小化管理和电站辐射防护最优化带来了较大的压力。针对此问题, 电站开展了多项放射性污染液压扭力扳手深度去污试验,采用化学去污、机械去污、泡沫去污、超声波去污等多种组合工艺,经过四个阶段的深度去污试验,最终将多台放射性污染液压扭力扳手全部去污合格,并全部实现现场复用。此次深度去污试验研究总结的“放射性污染液压扭力扳手深度去污方法”,去污因子超过103,去污试验各项指标效果良好,方法可行、有效、实用,可为业内同行提供参考。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    12. 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.
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    13. 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。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    14. 固相萃取-液闪测量快速测定土壤样品中铅-210
    姜冬, 方春鸣, 陆地, 杜瑶芳, 王海涛, 赵钰玲, 尚迪
    辐射防护    2022, 42 (3): 201-207.  
    摘要25)      PDF (4344KB)(19)   
    利用浓硝酸加热浸取富集土壤样品中的铅,利用铅特效树脂吸附、柠檬酸溶液解吸,采用ICP-AES测量铅的化学回收率,液闪谱仪测量铅-210的活度浓度,建立了一种土壤样品中铅-210的快速分析方法。当土壤样品用量为1.0 g,测量时间为60 min时,方法的探测下限为24.8 Bq/kg,方法精密度为4.8%,加标回收率范围为100.1%~102.6%。本方法可以满足土壤样品中铅-210的分析要求。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    15. 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.
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    16. 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。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    17. 单细胞单粒子微束的发展及放射生物学应用现状
    陈法国, 林海鹏, 王勇, 党旭红, 梁润成, 任越
    辐射防护    2022, 42 (3): 184-192.  
    摘要35)      PDF (4759KB)(18)   
    综述了单细胞单粒子微束的发展及其在放射生物学方面的应用现状。通过准直或聚焦方式,可以将加速器粒子束流在空气中的束斑限定到微米或亚微米大小,而聚焦微束因其更高的空间分辨率和更快的电磁扫描照射速度成为发展主流;借助于先进的荧光显微镜及微速成像技术,当前的粒子微束能够对活细胞辐射诱导DNA损伤的早期响应进行在线可视化观测。微束对单个细胞或亚细胞结构进行精准定量和定位照射的特点,使其成为低剂量效应、辐射诱导旁效应以及亚细胞结构辐射敏感性研究的重要实验工具,正逐步将其应用从细胞培养模型拓展到更为复杂的组织或体内模型,用于研究受照生物样品辐射响应的空间和时间演化规律。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    18. 海阳核电厂竣工环保验收实践经验的探讨
    韩涛, 王方, 左伟伟, 黄彦君
    辐射防护    2022, 42 (3): 214-221.  
    摘要26)      PDF (3724KB)(17)   
    根据相关法规标准要求,针对海阳核电厂AP1000机组设计特点,提出竣工环保验收监测方案,根据竣工环保验收监测结果进行了分析评价,得出验收通过的结论。总结了海阳核电厂竣工环保验收监测与评价的经验,分析了竣工环保验收过程中需要重点关注的问题及验收方法,包括验收依据文件的考虑、三废处理性能验证、流出物排放监测验收、非放废水排放监测验收、生态竣工环保验收等,研究了相关技术指南的适用性,提出核电厂竣工环保验收技术规范标准化建议。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    19. 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193)      PDF (3708KB)(376)   
    压水堆核电厂通常采用天然硼进行反应性的化学补偿控制,研究表明采用富集硼替代天然硼,可以优化一回路水化学,降低一回路结构材料腐蚀风险和堆芯沉积风险,降低职业照射剂量。本文分析压水堆核电厂采用富集硼的优势与可行性,介绍国内外核电厂富集硼的应用情况。最后对我国华龙一号堆型和在役压水堆核电厂富集硼的应用提出建议。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    20. 浸渍活性炭性能和微观结构老化效应研究
    王坤俊, 常森, 王龙江, 李永国, 侯建荣, 丘丹圭
    辐射防护    2021, 41 (4): 351-358.  
    摘要62)      PDF (4732KB)(58)   
    为了研究老化引起的核级浸渍活性炭性能、结构上的变化,对现场应用老化及同批次自然老化后的浸渍活性炭,开展了吸附效率、关键物理性能、微观结构、热稳定性等变化特征的实验分析。研究发现,自然老化54个月的浸渍活性炭各性能指标变化不显著,但对于现场老化后吸附放射性甲基碘效率降至不足60%的浸渍活性炭,其CCl4吸附率由初始的近60%显著下降至15%,pH值从9.7下降至7.2,碘吸附值下降至新浸渍活性炭的3/4,与除碘效率的下降趋势一致;SEM、N2吸附测试表明,现场老化后的样品微观孔结构变化显著,孔道堵塞、磨损严重,比表面积减小,孔径增大;TG(失重实验)结果表明,现场老化后的浸渍活性炭在200~500 ℃失重约10%。这些理化性能及自身结构的变化是造成浸渍活性炭老化及除碘性能下降的重要原因。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    21. 核电厂辐射防护信息感知一体化管控平台研制
    巴军, 辛凯强, 樊冲
    辐射防护    2022, 42 (3): 236-243.  
    摘要21)      PDF (3140KB)(17)   
    本文从辐射防护群堆业务及信息化管控最优化的角度出发,提出了核电站辐射防护信息感知统一管控平台的设计思路,涵盖的业务范围、系统功能构成、单元之间的关系等设计思想,并结合IT技术发展新的趋势,依据信息系统设计的一般原则,就辐射防护信息一体化管控平台架构设计及开发事项进行阐述。最终实现对辐射防护一体化提升工作的信息化、专业化、标准化管理,保证了一体化管控过程的完整性和有效性,提高工作效率,同时也有助于降低人因事故的发生几率,更好地提升核电站辐射防护工作管控水平。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    22. 数字化胸部X射线摄影中铜滤过对受检者辐射剂量的影响
    闵高瑜, 李鑫, 赵峰, 何伟, 胡益斌
    辐射防护    2022, 42 (3): 252-256.  
    摘要30)      PDF (3024KB)(19)   
    采用西门子公司生产的数字化X射线透视摄影系统,在不同的附加铜滤过(0、0.1、0.2、0.3 mm)下,对不同厚度的聚甲基丙烯酸甲酯(PMMA)模体进行胸部摄影。利用对比度噪声比评估不同附加铜滤过对图像质量的影响,同时使用辐射剂量仪记录不同铜滤过下的体表入射剂量,以探讨数字化胸部X射线摄影中,附加铜滤过对受检者体表入射剂量的影响。结果表明,不同附加铜滤过下,图像的对比度噪声比没有明显变化。在不同厚度的PMMA模体下,附加0.1 mm铜、0.2 mm铜、0.3 mm铜后的体表入射剂量,与没有添加铜滤过时相比分别下降了24%~29%、33%~42%和39%~47%,且差别均有统计学意义(p<0.05)。说明在数字化胸部X射线摄影中,适当增加铜滤过,不会影响图像质量,但能有效减少受检者的体表入射剂量。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    23. 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103)      PDF (1071KB)(112)   
    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。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    24. 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116)      PDF (4264KB)(112)   
    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。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    25. 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)(109)   
    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。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    26. 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。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    27. 钴-60 γ辐照对防护型口罩静电吸附效能的影响
    戴勇智, 夏候琼, 曹锦佳, 肖海亮, 陈强, 李帆
    辐射防护    2022, 42 (3): 229-235.  
    摘要31)      PDF (4042KB)(15)   
    呼吸防护口罩在新冠肺炎大流行期间得到了广泛的使用,由于物资紧缺,医学研究人员尝试消毒口罩重复利用,其中包括采用电离辐射灭菌。依托上海金鹏源辐照技术有限公司的伽玛辐照装置,针对KN95和KN100呼吸防护型口罩进行辐照,研究不同的剂量和剂量率对口罩过滤效率的影响。采用铁板屏蔽和生产线辐照物品的屏蔽来产生两组不同剂量率的辐射场,口罩吸收剂量采用重铬酸银剂量计、Harwell Amber 3042剂量计和UV-2450型紫外分光光度计进行测定,两款口罩均符合标准GB 2626—2019,因此采用该国标方法测量口罩颗粒物过滤效率。对测量数据进行处理,估计了辐照剂量对口罩静电捕集效率的影响。结果表明:两种口罩的过滤效率都随吸收剂量的增高而快速下降,最终KN95口罩的过滤效率保持在68.2%~72.9%,KN100口罩的过滤效率保持在89.7%~93.7%。因条件所限,实验起始剂量较高(1.02 kGy),当前采用的两组剂量率(1.9 kGy/h,3.66 kGy/h)对口罩过滤效率影响较小。电离辐射消除了防护型口罩上的静电,计算得到KN95口罩单根纤维静电捕集效率占总捕集效率的80.1%,KN100占72.5%。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    28. 电子辐照对高庙子钙基膨润土的性能影响
    刘伟, 梁栋, 杨仲田, 刘宇辰, 李洪辉
    辐射防护    2022, 42 (3): 244-251.  
    摘要19)      PDF (6321KB)(13)   
    为研究电子辐照对高庙子钙基膨润土性能的影响,用电子辐照至不同累积受照剂量后,分析了微观结构和某些物化性质。结果表明:电子辐射作用引起了膨润土中蒙脱石晶胞参数的改变和晶粒尺寸的减小,结构中部分Si—O键和Al—OH键受到破坏,导致了阳离子交换能力和层电荷的降低、膨胀指数的减小、Si和Al溶解性增加以及对137Cs和99Tc吸附能力的减弱;与未经辐照样品相比,累积辐照至5 MGy时,样品的膨胀指数减小了18.65%,137Cs和99Tc分配系数分别减小了50.85%和58.58%,Si和Al溶解性分别增加了125%和199%。在地质处置回填材料设计和安全评价中,必须考虑电子辐射作用对膨润土性能的影响。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    29. 气溶胶中210Bi对210Po测量结果推算的影响
    张静, 李周, 李鹏翔, 保莉, 王瑞俊, 宋沁楠, 马旭媛, 易武静
    辐射防护    2020, 40 (1): 10-15.  
    摘要77)      PDF (3390KB)(77)   
    气溶胶中210Pb和210Po两者之间浓度处于不平衡状态,被核素210Bi隔开,210Bi初始活度浓度往往未知,210Po活度浓度较难推算到采样初始时刻的量值。本文从理论上分析了210Bi对210Po测量结果推算影响大小。大多实际情况空气中210Po/210Pb比小于1,需要考虑空气中210Bi/210Pb的比值,需在一个月内对210Bi进行快速测量,否则无法衡量采样时刻210Bi/210Pb的大小。建议在初始空气中210Bi的活度浓度值未知的情况下,采取短时间采样、快速测量等措施以避免这种误差。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    30. 铀浓缩设施核应急实时评价系统开发
    贾林胜, 张建岗, 冯宗洋, 孙树堂, 汤荣耀, 李国强, 杨亚鹏, 徐潇潇
    辐射防护    2018, 38 (6): 507-510.  
    摘要46)      PDF (3041KB)(64)   
    本文介绍了我国首次集成开发的铀浓缩设施核应急实时评价系统。系统针对铀浓缩设施可以实时评价核临界事故和UF6泄漏事故的辐射影响。系统可根据事故γ报警仪剂量率读数估算核临界裂变次数,并自动评价核临界事故后果。针对UF6烟羽的重气特性,将重气模型与高斯烟羽模型相结合,可更准确地模拟UF6的扩散过程。系统的开发解决了铀浓缩设施应急准备和响应一直缺乏的技术支持能力。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    31. OSL剂量计的性能研究与测量不确定度评定
    王丽姣, 肖文慧, 卢瑛, 陆正, 刘晓琳, 黄艳, 陈凌
    辐射防护    2018, 38 (5): 353-358.  
    摘要42)      PDF (1333KB)(27)   
    光致发光(OSL)剂量计是一种被动式累积个人剂量计,用于外照射个人剂量监测。与热释光剂量计(TLD)相比,它具有可重复测量、环境稳定性好、使用寿命长、信号衰退慢等优点。本文结合在个人剂量监测中应用OSL剂量计的工作经验,以OSL剂量计性能实验研究结果为基础,评价了OSL剂量计的最低可探测水平、角响应、能量响应、线性响应,并对OSL个人剂量测量系统的测量不确定度进行了评价。评价结果表明,在中国原子能科学研究院场区,OSL剂量计在1个月监测周期内的最低可探测水平(MDL)为0.04 mSv,角响应、能量响应、线性响应引起的偏差分别是1%、-14%、-4%。在95%的置信水平下,相对扩展不确定度为11.4%。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    32. 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120)      PDF (1359KB)(98)   
    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。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    33. 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.
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    34. 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.
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    35. 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。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    36. 多孔吸附介质对133Xe的采样浓集效果研究
    刘玮, 吕雪艳, 全葳, 喻正伟, 王海鹏
    辐射防护    2021, 41 (5): 422-427.  
    摘要28)      PDF (4151KB)(16)   
    在我国压水堆核电厂的惰性气体排放中,133Xe为关键源项。在大气及核设施气态流出物中,放射性氙同位素所占的体积比极低。因此对于放射性氙的监测,需要前端增加采样量。本文主要对空气中氙组分采样浓集技术进行研究,选取多种材料进行空气中氙吸附行为和吸附容量的测试,并对其在现场采样实验室分析中的应用效果进行了理论计算。结果表明特定粒度的竹炭和椰壳炭对氙吸附浓集效果较好,可有效降低流出物中惰性气体取样的探测限。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    37. 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。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    38. 膨润土与水相互作用初步研究
    刘伟, 梁栋, 李洪辉, 贾梅兰, 赵帅维, 毛亮, 杨仲田
    辐射防护    2018, 38 (4): 331-335.  
    摘要74)      PDF (2143KB)(40)   
    为研究膨润土与水作用后对高放废物地质处置安全性产生的影响,将不同蒙脱石含量的临安钠基膨润土和兴和钙基膨润土置于水中长期浸泡3 000 h。结果表明:二种膨润土的膨胀指数皆随着蒙脱石含量的增加而增加,且最大膨胀指数与蒙脱石含量间的对数值呈线性关系;膨胀平衡后上清液中一价阳离子浓度大于二价阳离子的浓度,且随着蒙脱石含量的增加而增加,数据表明Na+浓度与膨润土中蒙脱石含量的对数值呈线性关系;上清液烘干后残留物质量随蒙脱石含量增加而增加,XRD图谱表明其中已存在蒙脱石。这些结果可作为进一步开展地质处置中缓冲材料与地下水相互作用的研究基础。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    39. 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。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    40. 降雨对连续γ辐射测量影响的数值拟合
    陈爱, 周睿东, 陈文涛, 廖建华, 赖力明
    辐射防护    2017, 37 (5): 361-368.  
    摘要13)      PDF (2244KB)(24)   
    为了准确判断降雨对核电厂周围γ辐射监测数据的影响,本文对其进行了量化研究。首先通过雨水中放射性核素测量实验,验证了雨水中影响γ剂量率波动的主要核素为214Pb、214Bi,持续时间约为降雨停止后两个小时。结合相关实测数据和雨水中214Pb、214Bi的衰变规律,进行数值分析与拟合研究,获得降雨对环境γ剂量率影响的数值拟合方程,在多雨峰时,只需要通过第一个雨峰、γ峰的数据,即可拟合预测降雨时刻γ剂量率的变化情况。本文利用不同雨强、不同地域的历史监测数据,对数值拟合方程进行了适用性验证,实测曲线与拟合预测曲线基本一致。这种方法对有多雨峰降雨过程中核电厂周围环境是否存在人工辐射异常进行实时判断具有重要的参考意义。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    41. 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。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    42. 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。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    43. 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。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    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88)      PDF (5415KB)(103)   
    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。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    45. 基于RG 1.183的先进小堆选址源项模型初步研究
    胡雨, 方栋, 朱学农
    辐射防护    2020, 40 (2): 99-103.  
    摘要108)      PDF (1031KB)(89)   
    在《用于评估核动力反应堆设计基准事故的替代放射性源项》RG 1.183所述的假想事故场景情况下,考虑目前大多数的先进小型压水堆地上-地下布置的设计特点,对传统大型压水堆选址源项计算模型做了改进:在原安全壳内放射性物质守恒方程的基础上,考虑辅助厂房的阻滞作用,建立辅助厂房内放射性物质守恒方程。并以某先进小型反应堆核电厂为例,利用新模型计算了代表核素的释放,与现有模型进行了对比。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    46. 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79)      PDF (1004KB)(100)   
    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。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    47. 工业电缆电子辐照加速器辐射防护评价
    钟春明, 岳中慧, 张鑫
    辐射防护    2018, 38 (1): 33-37.  
    摘要59)      PDF (1615KB)(70)   
    本文对衡阳某电缆公司的3.0 MeV电子加速器机房建设项目作辐射防护评价。按照防护评价要求以及机房设计情况,对机房项目的辐射源项进行了分析,对屏蔽的防护效果进行了计算。并对安全防护管理措施、联锁安全系统进行了评价。结合机房屏蔽设计评价计算和实际剂量率监测结果,电子辐照加速器机房屏蔽设计和辐射安全防护设施符合国家有关辐射防护规定的要求。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    48. 多属性分析方法在方家山核电工程液态流出物排放量优化研究中的应用
    张晶, 翟良, 朱月龙
    辐射防护    2018, 38 (4): 319-325.  
    摘要36)      PDF (1546KB)(85)   
    根据国家标准规定和国家核安全局要求,核电厂需定期申请流出物排放量。本文论述了多属性分析方法在方家山核电项目液态流出物排放量优化研究中的应用。对废液处理系统(TEU)流出物排放所致关键居民组的个人剂量、集体剂量、工作人员剂量、废物处理所需费用、固体废物对后代的影响等五个因素进行综合分析,确定了方家山核电工程液态流出物的优化排放量。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    49. 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。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价
    50. 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。
    参考文献 | 相关文章 | 多维度评价