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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. 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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    3. 阳江核电厂放射性固体废物最小化实践和探索
    姚志猛, 朱剑锐, 冯金才, 邹晓炜, 刘资平, 李新贤
    辐射防护    2021, 41 (2): 151-156.  
    摘要84)      PDF (911KB)(46)   
    本文总结了阳江核电厂放射性固体废物最小化的实践和经验。通过实施高整体容器(HIC)废物处理工艺、放射性可燃废物外运焚烧等废物最小化管理措施,从设计、技术、管理等方面分析了核电厂固体废物最小化措施的成效和不足,提出了进一步改进核电厂放射性废物管理工作的建议。
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    4. 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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    5. 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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    6. 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。
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    7. 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。
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    8. 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。
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    9. 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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    10. 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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    11. 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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    12. 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94)      PDF (2213KB)(135)   
    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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    13. 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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    14. 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。
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    15. 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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    16. 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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    17. 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。
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    18. 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。
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    19. 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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    20. 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124)      PDF (2597KB)(108)   
    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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    21. 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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    22. 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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    23. HP(10)次级标准电离室几个重要性能测量及模拟计算
    韦应靖, 安世峰, 谢文明, 冯梅, 张庆利, 以恒冠
    辐射防护    2018, 38 (6): 449-455.  
    摘要53)      PDF (2360KB)(114)   
    介绍了T34035型Hp(10)次级标准电离室的结构和技术特性,实验测量了Hp(10)次级标准电离室的校准系数NH和修正因子k(R,α),并评定给出校准系数NH的相对扩展不确定度为4.6%(k=2),修正因子k(R,α)的相对扩展不确定度为6.0%(k=2)。在辐射质入射角≤75 °时,12~1 250 keV范围内能量响应好于±20%;个人剂量当量率非线性在100 μSv/h~3 Sv/h范围内好于±3%。采用 MCNP5模拟计算了该电离室对部分窄谱N系列和低空气比释动能L系列的k(R,α)值,结果表明计算值与实验测量值之间的相对误差在±6%范围内。说明该电离室性能满足次级标准电离室要求,可以直接用于Hp(10)量值的传递。
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    24. 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。
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    25. 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。
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    26. 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。
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    27. 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。
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    28. 一种基于SiPM的具有高能量分辨率的紧凑型溴化镧γ谱仪
    石伯轩, 刘立业, 曹勤剑, 夏三强, 王晓龙
    辐射防护    2020, 40 (3): 193-197.  
    摘要119)      PDF (4664KB)(123)   
    基于光电倍增管(photomultiplier tube,简称PMT)的LaBr3:Ce γ谱仪具有比NaI(Tl)γ谱仪更高的能量分辨率,但具有体积大、对磁场敏感、需要高电压等缺点。硅光电倍增管(Silicon photomultiplier tube,简称SiPM)具有与PMT相近的增益和效率,同时具有诸如高定时分辨率、抗磁场能力强、低偏压和紧凑尺寸等优良特性。本文将LaBr3:Ce晶体与SiPM阵列耦合,设计研制基于SiPM的紧凑型LaBr3:Ce γ谱仪,通过降噪、优化工作电压等措施改善SiPM的缺点对γ谱仪性能的影响。工作电压的噪声会导致能量分辨率发生恶化,通过设计无源滤波电路CLC π型滤波器,利用其对直/交流阻抗的不同特性,滤除高频纹波,工作电压的信噪比从未降噪前的62.6 dB提高到74.64 dB;能量分辨率最优值对应于表示暗噪声、串扰、光电探测效率和SiPM增益之间折衷的最佳工作电压。通过实验给出不同工作电压下的能量分辨率,确定最佳工作电压为54.8 V,该电压下的能量分辨率为3.06%(@662 keV),结果与使用光电倍增管(PMT)测量的2.89%非常接近。
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    29. 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。
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    30. 铀尾矿废渣回填治理区植物中铀放射性水平调查
    姜晓燕, 闫冬, 何映雪, 赵现哲, 丁库克
    辐射防护    2018, 38 (2): 132-136.  
    摘要36)      PDF (1611KB)(47)   
    为了解北方某铀矿尾渣回填区内放射性核素铀在植物体中富集情况,为进一步探讨利用植物修复技术对铀矿区进行土壤修复的可行性,以及寻找放射性核素污染土壤治理的方法提供理论依据,采集矿区内堆浸工位与矿区外尾渣回填治理区常见植物样本,采用ICP-MS测定植物和土壤中放射性铀水平,针对植物对铀的耐受性和富集能力进行评估,筛选出富集能力较强的植物,进一步探索利用植物修复技术对放射性废物治理。结果表明,经对采集的植物中铀含量检测发现植物的地下部分铀含量高于地上部分,铀主要集中在根部,植物各部位铀含量由高到低分别为根、叶、茎。矿区内堆浸工位处的大籽蒿根部铀活度为 64.26 Bq/kg;在矿区外尾渣回填区同一植物根部铀活度为0.86 Bq/kg。所调查的北方某铀矿尾渣回填区内所采集的植物中铀含量极低,远小于矿区内堆浸工位所采植物样品中铀含量。深埋回填铀矿尾渣是切实有效可行的。
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    31. 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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    32. 海岛核电对岛屿非人类物种辐射影响及风险研究
    郝睿,赵锋,沙向东,江君
    辐射防护    2019, 39 (5): 379-385.  
    摘要161)      PDF (1200KB)(91)   
    海岛核电厂址是目前国内核电厂址选择的重要方向之一。《环境影响评价技术导则 核电厂环境影响报告书的格式和内容》(HJ 808—2016)中明确要求估算核电厂对非人类物种的辐射剂量。本文利用国内某海岛核电厂气态设计排放源项,采用ERICA程序,结合海岛生态本底调查结果,估算了核电厂气载放射性流出物对海岛生物的辐射影响和辐射风险,并进行了海岛生物的“三关键”分析。结果表明,核电厂对海岛各生物的辐射剂量率小于欧盟推荐的筛选值10 μGy/h,总体辐射风险较小。针对ERICA程序中部分参数(如剂量率转换因子和核素转移系数)的适用性问题,提出了今后须重点研究的方向。
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    33. 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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    34. 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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    35. 田湾核电基地废物最小化
    刘铁军, 孙学强
    辐射防护    2018, 38 (1): 58-64.  
    摘要62)      PDF (2702KB)(85)   
    田湾核电基地目前有4台WWER核电机组和两台M310改进型核电机组。为了降低待处置固体废物包产生量,满足废物最小化管理目标,田湾核电基地在从源头减少放射性废物的同时,建造了6台机组共用的放射性废物处理中心。采用烘干、超级压实和水泥固定工艺处理放射性废物,配合采用混凝土高完整性容器,在废物包满足近地表处置要求的前提下,各机组每年需要处置的废物量不超过50 m3。具有良好的经济效益和社会效益,对多堆核电厂址的废物最小化有一定的借鉴意义。
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    36. 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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    37. 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。
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    38. 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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    39. 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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    40. 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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    41. 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。
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    42. 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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    43. 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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    44. 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。
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    45. 广州新建住宅室内氡活度浓度与换气率的关系研究
    刘淑波, 梅爱华
    辐射防护    2018, 38 (5): 366-370.  
    摘要37)      PDF (2436KB)(51)   
    选取广州市新建的3套住宅进行室内氡活度浓度与换气率的关系研究。在被测房间处于全封闭、打开空调孔洞、打开空调孔洞的同时打开窗户这三种状态时,测量室内氡活度浓度及房间换气率,研究它们相互之间的关系。此外,用活性炭盒法测量同一楼层和同一朝向不同楼层各房间的室内氡活度浓度。结果表明:广州新建住宅在全封闭的情况下卧室内的换气率都比较低,低于0.2 h-1,而室内氡活度浓度均较高,高于200 Bq/m3;当换气率在0.5 h-1左右时,室内氡活度浓度降到200 Bq/m3以下;当换气率高于1.0 h-1以上时,氡活度浓度显著下降,降到了100 Bq/m3以下。在水平楼层上,室内氡活度浓度无明显的变化规律。垂直楼层方面,室内氡活度浓度随着楼层的升高整体呈现下降的趋势。
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    46. Long-lived neutron-induced radioisotopes in OKTAVIAN facility concrete wall after 38 year-operation
    Fajar Panuntun, Shingo Tamaki, Sachie Kusaka, Fuminabo Sato, Isao Murata
    辐射防护    2020, 40 (6): 577-582.  
    摘要90)      PDF (2384KB)(56)   
    An intense 14 MeV neutron source facility named OKTAVIAN was installed in the A15 building,Osaka University in 1981.Along the operation period,new radioisotopes with various half-life have been produced as neutron activation products in its concrete wall shield.In this work,we investigated the concrete wall in the heavy irradiation room of OKTAVIAN using gamma spectrometry method to discover the presence of radioisotope having large half-life value (long-lived radioisotope) as neutron activation products.Computational simulations were performed prior to measurement to predict the presence of long-lived radioisotopes by employing MCNP5 and FISPACT codes.A pre-calibrated Germanium detector with high energy resolution was employed to measure the concrete.Several long-lived activation products have been observed such as 152Eu,54Mn,65Zn,22Na and 60Co.The activity of each radioisotope was derived after estimating the detector efficiency using MCNP5.As a result of the measurement and analysis,the followings are concluded:(1) Though presence of activation products represents radiological risk to everyone who performs an experimental activity in the irradiation room of the OKTAVIAN facility,the present result shows that past experiments were carried out safely without any significant additional exposure dose coming from the wall for the last 38 years.(2) The approximated total fluence of D-T neutrons to the wall was successfully estimated from the produced radioisotope,152Eu,because it has the longest half-life of 13.5 years among the observed radioisotopes.(3) From the results of (1) and (2),it could be possible to estimate the total activity of the concrete wall in the OKTAVIAN facility,which is very essential and important information,because this would be very valuable for decommissioning or disposal of the facility in the future.
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    47. 基于MCNP对γ射线吸收剂量累积因子的计算与研究
    李华, 赵原, 刘立业, 肖运实, 李君利
    辐射防护    2017, 37 (3): 161-168.  
    摘要16)      PDF (1270KB)(35)   
    使用蒙特卡罗程序MCNP计算了常用材料下的吸收剂量累积因子,计算时采用了较新的截面数据库MCPLIB04及介质材料的衰减参数数据库,并考虑了轫致辐射和相干散射等物理过程,同时将计算结果与相关文献给出的数据进行了比较,分析了造成差异的主要原因。结果表明:利用MCNP计算出的低Z材料的吸收剂量累积因子值在入射光子的中能区部分,平均比文献给出的数据偏小,在高能区部分平均比其偏大;而利用MCNP计算出的高Z材料的吸收剂量累积因子则普遍比文献给出的数据偏大。本文工作可为更新目前使用的较为陈旧的累积因子数据库提供参考。
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    48. 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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    49. 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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    50. 碘吸附器泄漏率检测的方法与影响因素探讨
    梁飞, 张计荣, 张渊, 张崇文, 张昭辰
    辐射防护    2018, 38 (6): 496-501.  
    摘要72)      PDF (3330KB)(134)   
    探讨了用于检验碘吸附器机械泄漏率的几种示踪气体的可行性,包括三氯氟甲烷(R-11)、十氟戊烷(Vertrel-XF)、全氟甲基环戊烷(PMCP)、全氟甲基环己烷(PMCH)及全氟二甲基环己烷(PDCH);在检验碘吸附器泄漏率现场试验期间,分析了示踪剂的分子量和沸点、温度、气流比速、湿度及活性炭含水量等影响因素对示踪气体发生解吸的影响;以R-11为示踪剂分别进行不同湿度环境下碘吸附器机械泄漏率的验证试验和不同含水量活性炭的吸附效率实验;结果表明:Vertrel-XF、PMCP、PMCH和PDCH均满足美国机械工程师协会核空气与气体处理规范(ASME AG-1)中关于替代物的六项标准;气流相对湿度小于20%,活性炭含水量小于15%时,R-11在活性炭上的解吸量很少,因此检测结果更加接近真实值;目前,国内核电厂以R-11测得碘吸附器的机械泄漏率偏结果保守。
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