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    1. 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90)      PDF (2745KB)(271)   
    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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    2. 放射防护领域的新进展
    郑钧正
    辐射防护    2016, 36 (6): 393-407.  
    摘要68)      PDF (2639KB)(230)   
    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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    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157)      PDF (682KB)(151)   
    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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    4. 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79)      PDF (2812KB)(291)   
    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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    5. 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67)      PDF (1473KB)(227)   
    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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    6. 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201)      PDF (3236KB)(381)   
    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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    7. 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149)      PDF (941KB)(227)   
    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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    8. 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70)      PDF (1601KB)(174)   
    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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    9. 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215)      PDF (2597KB)(314)   
    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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    10. 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179)      PDF (4961KB)(220)   
    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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    11. 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240)      PDF (3813KB)(280)   
    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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    12. 典型贵金属元素在玻璃固化体中的溶解度及其对玻璃性质的影响
    卢嘉炜, 林鹏, 李丽丽, 赵星, 王怡, 翁汉钦, 林铭章
    辐射防护    2023, 43 (1): 17-30.  
    摘要96)      PDF (4667KB)(123)   
    本文主要针对高放废液中贵金属(PGMs)的含量、存在形态,玻璃固化体中PGMs的溶解度、存在形态、颗粒大小等化学行为进行归纳,同时针对玻璃固化过程中PGMs对玻璃性质(流变、粘度、热导、电阻)的影响进行总结。该文为研究典型贵金属元素在玻璃中的溶解度及其变化规律、典型贵金属元素在玻璃中的化学行为及沉淀机理以及典型贵金属元素对玻璃性质的影响研究提供调研基础,可为我国玻璃固化技术的研发提供前期的理论依据。
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    13. 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177)      PDF (2213KB)(305)   
    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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    14. 氦-3回路中氚的辐射安全分析
    李炳林
    辐射防护    2020, 40 (2): 104-109.  
    摘要173)      PDF (1695KB)(224)   
    氚安全是确保燃料元件堆内功率瞬态试验的关键因素之一。本文首先分析了氚的来源和危害,提出了氦-3回路氚的防护和去污措施,然后讨论了氚在正常运行和事故时释放到包容箱和工艺间的量和处理措施,最后评价了氦-3系统发生不同安全措施失效的事故情况下工作人员的氚内照射剂量。结果表明:系统正常运行时工作人员所受最大剂量为1.27 μSv/d,除了氚安全措施全部同时失效且HT短时间全部被氧化成HTO的极限事故以外,在一般事故情况下氚对工作人员产生的最大剂量小于10 mSv。
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    15. 某核电厂潜在表面污染风险管理探讨
    任学明,李肖宁,马波阳
    辐射防护    2020, 40 (2): 120-125.  
    摘要142)      PDF (2906KB)(185)   
    某核电厂采用了国际上比较先进的 “EVEREST”进出控制区模式,人员可以穿着普通劳保服进出辐射控制区。为避免或减少辐射控制区内因设备意外泄漏导致的污染扩散和人员沾污,该核电厂控制区采用潜在污染风险管理方式,包括通过分析反应堆回路主要设备的放射性介质包容可靠性以及已发生的污染事件原因,识别潜在污染区域,对控制区进行污染分区,并对潜在污染区和实际污染区设置边界,对进入的人员进行相应的防护。
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    16. 基于还原体系的气溶胶中铀同位素分析方法研究
    李周, 张静, 马旭媛, 李鹏翔, 师琦琦, 韩玉虎, 任晓娜
    辐射防护    2021, 41 (3): 223-228.  
    摘要103)      PDF (1667KB)(155)   
    铀的同位素分析对铀的辐射剂量评价和环境污染源调查工作有重要意义。本文建立了以抗坏血酸为还原剂的气溶胶样品铀同位素分析方法,将气溶胶样品全融处理,离子交换法对铁、钚等干扰元素的去除效果良好,铀同位素的放化回收率为74.5%~93.6%,平均值为81.5%,能够满足气溶胶样品铀同位素常规分析的要求。
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    17. ICRU 95号报告:外照射实用量及其对剂量学的影响
    Hans Menzel, Thomas Otto
    辐射防护    2023, 43 (1): 11-16.  
    摘要165)      PDF (2752KB)(120)   
    国际放射防护委员会(ICRP)提出了“防护量”这一概念。最常用的防护量,即有效剂量E,用于设定照射限值,并在实用辐射防护中使用,以实现最优化原则。然而,有效剂量不是一个可测量的量,基于此国际辐射单位与测量委员会(ICRU)为外照射的剂量测定提出了一个可测量的量,即实用量,用于估计有效剂量。目前使用的实用量定义于20世纪80年代,当时核工业是职业辐射防护的主要关注点。当前,在其他辐射领域,特别是高能辐射,实用量的不足之处变得很明显:可能高估或低估有效剂量。因此,ICRU和ICRP在全面研究的基础上,为外照射的剂量测定提出了新的实用量,以克服上述缺点。实用量的新定义与防护量(包括有效剂量)的定义更具相关性,特别是使用了相同的仿真体模。当前提出的实用量通过缩小防护量与实用量之间的定义差异简化了辐射防护量体系,并从整体上改进了对有效剂量的估计。本文讨论了提出的新实用量对实际剂量测定的影响。
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    18. 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210)      PDF (3941KB)(369)   
    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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    19. 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178)      PDF (3281KB)(200)   
    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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    20. DNA甲基化在钚辐射损伤机制中的研究进展
    刘晓明, 古晓娜, 苏丽霞, 张艳娜
    辐射防护    2023, 43 (2): 122-127.  
    摘要58)      PDF (909KB)(105)   
    常规辐射流行病学在评价低剂量辐射生物效应方面存在一定的局限性,利用分子生物学方法研究辐射人群远后健康效应是目前辐射流行病学研究的主要趋势。本文对DNA甲基化、生物学意义、应用及其与电离辐射的关系进行综述,介绍了其在钚辐射损伤中的机制。从DNA甲基化方面对辐射致癌流行病学进展进行研究,为我国钚接触人群的流行病学研究提供思路和借鉴。
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    21. 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99)      PDF (985KB)(157)   
    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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    22. 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311)      PDF (3708KB)(537)   
    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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    23. 简述安全报告系列第19号(SRS 19)修订版中筛选系数的变化
    陈佳辰, 王彦, 廉冰, 杨洁, 岳琪, 武翡翡, 蒙滨驰
    辐射防护    2023, 43 (1): 72-76.  
    摘要72)      PDF (855KB)(104)   
    本文对安全报告系列第19号(SRS 19)及其修订版进行了介绍,阐述了修订的必要性,并归纳总结了SRS 19修订版中地表水排放、大气排放和污水管道系统排放这三种排放途径的筛选系数所发生的变化,为放射性物质排放造成的公众照射和环境影响进行前瞻性评估提供参考。
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    24. 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177)      PDF (2889KB)(208)   
    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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    25. 我国核设施退役治理标准化现状及建议
    刘立坡, 李国青, 靳立强, 罗峰
    辐射防护    2016, 36 (5): 326-334.  
    摘要45)      PDF (1444KB)(105)   
    回顾了我国核设施退役治理标准化现状,总结了我国核设施退役治理标准存在的问题,对核设施退役治理标准规划和体系、核设施退役治理管理标准、技术标准以及标准的实施和监督等方面提出了标准化工作的建议。
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    26. 核电站三维剂量场评价系统的开发及应用
    唐邵华, 吕炜枫, 刘杰, 熊军, 黄倩倩
    辐射防护    2017, 37 (5): 347-354.  
    摘要39)      PDF (2925KB)(129)   
    基于核电站营运单位和设计单位对三维剂量场评价系统的需求分析,得出并解决了三个核心技术问题,即:三维剂量场计算、显示和基于三维剂量场的剂量优化问题,进而开发了核电站三维剂量场评价系统(RPOS)。基于在役核电厂控制区内典型区域的系统测试结果表明:三维剂量场评价系统能够较准确地模拟所测试的核电站典型区域的三维剂量场,并实现测试区域内三维剂量场的虚拟显示以及核电站内工作人员操作的剂量优化。
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    27. 核电厂气态流出物监测样品分析中的核素衰变校正应用探讨
    尹旺明, 尤成懋, 梅翔杰, 周克波
    辐射防护    2023, 43 (1): 55-63.  
    摘要85)      PDF (1977KB)(102)   
    在放射性样品分析工作中,样品测量阶段、闲置阶段、采样阶段都涉及到核素衰变校正。根据放射性核素的衰变规律,阐明了这三种类型的衰变校正方法原理及其系数的计算。针对核电厂气态流出物中短半衰期的放射性惰性气体和碘核素的监测分析工作,研究了对监测样品分析结果进行衰变校正的必要性。基于实验测量结果,探讨了衰变校正对γ能谱分析法中核素的活度浓度探测下限的影响。介绍并分析了核电厂气态流出物监测样品分析工作中的衰变校正方案,对于短半衰期放射性惰性气体和碘核素,采用合理保守的衰变校正方案,可减少监测分析中的偏差,同时又可保证统计排放量的偏保守性。
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    28. 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184)      PDF (1033KB)(232)   
    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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    29. 常见双层介质材料γ射线照射量累积因子的计算与分析
    李华, 魏子洋, 赵原, 刘立业, 李会, 韦加富
    辐射防护    2022, 42 (5): 395-401.  
    摘要136)      PDF (4258KB)(145)   
    使用蒙特卡罗开源程序包Geant4设计并开发了用于双层介质材料累积因子计算程序,计算并建立了核设施现场常见材料水、铁、铅和混凝土两两组合下的照射量累积因子数据库,同时选取了部分计算结果与可靠性较好的经验公式相应模拟数据进行了比较,并分析了造成差异的主要原因。结果表明:基于Geant4模拟计算的双层介质材料照射量累积因子数据与经验公式计算结果相对吻合较好,其偏差大多数在10%以内,验证了累积因子数据计算结果的可靠性。此研究工作可为辐射防护相关模拟计算提供底层数据基础。
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    30. Ca2+盐溶液在高庙子膨润土中的扩散研究
    杨婷, 杨成艳, 郑举功, 查文化, 梁海安, 冯岩岩
    辐射防护    2022, 42 (2): 146-154.  
    摘要123)      PDF (4640KB)(114)   
    高放废物地质处置库近场地下水可能会对处置库内的屏障体系产生影响,降低处置库的安全稳定。为研究地下水中盐离子在处置库内缓冲回填体系的扩散规律,本文开展了静态无外荷载条件下内蒙古高庙子(GMZ)膨润土在Ca2+盐溶液中自发渗吸的吸附扩散室内试验。从土的微观结构和经典扩散理论对Ca2+在不同干密度和初始饱和度的膨润土试样中的自发扩散规律进行了分析。研究结果表明,在膨润土初始饱和度相同的情况下,试样阻滞系数随其干密度增加而增大,此时Ca2+的扩散能力减弱;当膨润土干密度相同时,随着初始饱和度的增加基质吸力作用减弱,阻滞系数减小,Ca2+的扩散能力减弱。
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    31. 辐射科学中的量、单位和辐射测量
    辐射防护    2023, 43 (3): 279-279.  
    摘要75)      PDF (532KB)(88)   
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    32. 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89)      PDF (1471KB)(154)   
    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。
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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184)      PDF (3565KB)(202)   
    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. 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279)      PDF (1573KB)(224)   
    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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    35. 基于时间序列分析的环境γ辐射剂量率数据预处理方法研究及评估
    白帆, 李雪贞, 马国学, 杨勇
    辐射防护    2023, 43 (2): 128-136.  
    摘要85)      PDF (6548KB)(82)   
    环境γ辐射剂量率数据处理与利用已经成为目前环境质量监测领域的热点之一。本文通过对γ辐射剂量率数据进行统计学分析、清洗及降噪等处理,提出了基于时间序列分析的γ辐射剂量率数据预处理方法,设置了基于长短期记忆网络(Long Short-Term Memory,LSTM)的有监督特殊数据检测模型,并评估包含数据集成、数据分析、数据清洗、数据变换、数据转换的数据预处理方法对特殊数据检测模型的影响。结果表明,经数据预处理后,数据质量提高,特殊数据识别在准确率、精确率、召回率、F1-分数方面得到了明显改善,数据预处理为后续进一步的数据挖掘及特殊数据研究奠定了良好基础。
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    36. 中国东北某核电基地流出物排放致公众剂量评价(2013—2020年)
    李玉鑫, 张蔚华, 王忠杰, 田显朋, 郭海峰, 丁志博, 岳会国, 王仁科
    辐射防护    2023, 43 (2): 155-165.  
    摘要68)      PDF (3138KB)(82)   
    本文介绍了气载流出物与液态流出物排放所致公众剂量的计算模式与方法,分析了2013—2020年中国东北某运行核电厂流出物排放对周围公众造成的最大个人有效剂量、关键居民组、关键照射途径、关键核素与核电厂80 km范围内集体有效剂量以及各年度流出物归一化排放量,并与相关标准要求进行了对比。结果表明:通过对各年度《辽宁红沿河核电厂流出物与环境监测评价年报》和《辽宁红沿河核电厂辐射剂量影响评价报告》的数据分析及核算,该核电厂流出物排放致公众剂量远低于国家标准、环境影响报告书及生态环境部批复的年排放限值,各年度流出物排放对周围公众造成的影响很小。
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    37. 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150)      PDF (2658KB)(225)   
    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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    38. 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75)      PDF (3643KB)(134)   
    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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    39. 放射性废物焚烧技术的发展历程和展望
    郑博文, 唐灿, 杨丽莉, 徐卫, 褚浩然, 何小平, 张禹
    辐射防护    2020, 40 (5): 379-386.  
    摘要215)      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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    40. 胞外超氧化物歧化酶(EC-SOD)抗辐射作用的研究进展
    朱梦梅, 欧阳涛, 华天桢, 李琨, 于兵
    辐射防护    2022, 42 (2): 102-110.  
    摘要156)      PDF (2331KB)(108)   
    电磁辐射、电离辐射、光辐射等辐射导致的组织器官损伤过程中常伴有活性氧(ROS)的激活和DNA损伤,而超氧化物歧化酶(SOD)是生物体内广泛存在的一种抗氧化金属酶,在氧化-抗氧化平衡调控中发挥着重要的作用,并且参与了众多疾病的发生与发展,其中胞外超氧化物歧化酶(EC-SOD)主要分布于细胞外基质中。大量研究表明EC-SOD在多种组织器官的辐射损伤中发挥着抗辐射的作用,其主要通过降低ROS水平、抗血管生成,抗趋化和抗炎等方式防止细胞和组织的进一步损伤。因此,本文将对EC-SOD及其模拟物或类似物在辐射防护中的保护作用及其机制进行综述,为EC-SOD应用于辐射防护提供理论参考。
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    41. 核电厂通风系统碘吸附器效率试验安全性分析
    姚岩岩, 高琳锋, 吴振龙, 赵高昕
    辐射防护    2020, 40 (1): 45-51.  
    摘要118)      PDF (1463KB)(165)   
    概述了核电站通风系统碘吸附器效率试验的两种方法:氟利昂法和放射性甲基碘法,并分析了每种方法实现方式及应用过程中的优缺点。对碘吸附器现场效率试验安全性进行了详细分析,并对不安全因素提出了相应的预防和处理措施,具体包括试验过程相关的安全性、系统运行条件相关的安全性以及防止除碘回路失效三个方面。
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    42. 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146)      PDF (2238KB)(145)   
    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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    43. 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151)      PDF (1873KB)(179)   
    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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    44. 核电厂流出物排放量统计方法研究
    党煜钦, 王文海, 郑国峰, 朱琨
    辐射防护    2023, 43 (4): 300-310.  
    摘要123)      PDF (5576KB)(76)   
    运行核电厂放射性流出物排放量统计是一项重要工作,然而在实践中发现,核电厂排放的流出物中很多核素的活度浓度并不高,在流出物排放量统计中经常会面临分析结果低于探测限的情况,深入研究如何处理监测数据才能使排放量统计结果更接近实际排放量是一个挑战。本文收集了近年来秦山核电基地流出物监测数据,对其数值分布特点进行分析研究,提出了基于核素检出率的流出物排放量统计方法和策略,给出了流出物探测限取值系数的推荐值。通过与传统方法的统计结果进行比较,并对差异性进行分析,认为基于核素检出率的统计方法和策略现实可行,统计结果更接近于实际排放情况,有进一步深入研究的价值。
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    45. 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194)      PDF (4630KB)(166)   
    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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    46. 基于复杂接续面的蒙特卡罗接续计算方法研究
    余鸿, 吕焕文
    辐射防护    2023, 43 (1): 77-82.  
    摘要69)      PDF (2975KB)(78)   
    为了提高大型复杂问题的计算效率,提出一种适用于具有多个空间区域表面与复杂曲面型表面结构体的蒙特卡罗接续计算方法。该方法以结构体外边界面作为接续面源进行接续计算,将写源过程的计算结果与接续过程的计算结果之和作为计算的最终结果;该方法通过一次写源计算与多次接续计算,避免直接计算过程中对相同结构的重复计算,大大提升了计算效率。以MCNP程序建立典型反应堆结构计算模型,以该接续计算方法进行4种结构方案的计算,并与直接计算方法的计算结果进行对比。结果表明,该接续计算方法的计算结果与直接计算的计算结果一致,且使用该方法比直接计算方法在效率上取得了约3倍的提升效果。因此,本研究提出的蒙特卡罗接续计算方法对于涉及大量重复计算的大型复杂问题可以取得显著的效率提升。
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    47. ISO 2889新、老标准混合均匀处取样代表性的数值分析研究
    沈福, 张贞, 侯杰, 蒋婧, 刘新华
    辐射防护    2022, 42 (6): 585-592.  
    摘要504)      PDF (5136KB)(139)   
    本文针对设计的核动力排放设施,按照ISO 2889—2010标准规定采用数值建模计算分析的方法对符合ISO 2889—1975混合均匀要求和“二八”原则设置的取样位置的代表性进行了评估研究。研究结果显示,除了基本流动满足要求外,以具有排放代表性的放射性碘核素评估的放射性气体与气溶胶的混合均匀性无法满足要求,表明不能直接使用老标准的定性混合均匀处替代新标准的混合均匀性定量的要求。本文同时使用程序和实验对结果做了验证,结果显示使用的Graphene计算程序较对比验证程序的一致性好,且这种方法更接近实验结果。研究方法和结果可为核能的安全排放控制及其法规执行提供重要参考与借鉴。
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    48. 干冰喷射去除表面放射性污染技术研究
    李烨, 谭昭怡, 张东, 卢传霞, 张鹏昊, 杨杨
    辐射防护    2018, 38 (2): 142-147.  
    摘要150)      PDF (2321KB)(146)   
    为有效去除需复用部件表面放射性污染,开发了一种去污效率高、对基材损伤小且二次废物产生量小或二次废物易于处理的去污装置和方法。将干冰清洗技术移植用于放射性表面污染的去除,对干冰去污技术从喷射去污到去污后二次废物收集、处理进行闭环设计,形成了一整套干冰去污—气体净化的系统装置。采用该系统装置开展了去污条件实验,获得了既可实现高效去污又不损伤基材的去污参数,通过测量被去污物件表面温度、压力变化,干冰喷射后表面形貌表征等方法验证了去污过程对基体材料损伤轻微。将干冰喷射+尾气净化这一新型去污技术应用于现场复用金属部件去污,验证了该技术既具有高效的去污及气溶胶净化效果,同时又具有二次废物产生量小的特点。
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    49. 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69)      PDF (4289KB)(207)   
    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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    50. 基于遗传算法的中子屏蔽材料组分优化研究
    陈法国, 李国栋, 杨明明, 韩毅, 梁润成
    辐射防护    2020, 40 (1): 38-44.  
    摘要153)      PDF (5420KB)(203)   
    基于快速非支配排序遗传算法NSGA-II,开展了多目标屏蔽优化设计研究,建立了中子复合屏蔽材料组分的自动优化设计程序。以屏蔽剂量和材料密度最小化为目标,以聚乙烯、铅、硼、锂、铁、铝等材料均匀混合组成30 cm厚平板屏蔽结构为例,验证了优化算法程序的有效性。将基于遗传算法的屏蔽优化方法与设计人员的经验相结合,可更高效地实现多目标屏蔽优化设计。
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