辐射防护

李静晶, 刘森林, 李金凤, 张燕齐, 廖海涛

2018, 38(2): 89-94.

摘要 ( 110 )

PDF (1005KB) ( 141 )

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以往放射性废物处置的安全评价中通常使用放射性安全指标(即剂量和危险),随着放射性废物处置安全全过程系统分析这一概念的提出,辅助指标已成为评价中的一个重要组成部分。本文介绍了安全全过程系统分析中所使用指标的发展、分类和相应标准等。依评价对象不同,辅助指标通常分为安全指标和性能指标,有些组织还提出了安全功能指标;与上述指标相对应的用于比较的标准分别为参考值、指标标准和安全功能指标标准。将处置系统划分为不同库室时,指标还可分为“包容物和浓度”相关指标、“通量”相关指标和“屏障状态”相关指标三类。建议我国尽快开展放射性废物处置的安全全过程系统分析工作,建立完善的指标体系,选取适当的评价指标,并基于我国放射性废物处置的场址特性确定相应的标准,以期实现安全和防护的最优化。

放射性废物处置安全全过程系统分析及有关问题的探讨

邱国华, 李金凤, 刘森林, 范仲, 陈运利

2018, 38(2): 95-100.

摘要 ( 95 )

PDF (1059KB) ( 180 )

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本文根据IAEA第SSG-23号安全导则,对放射性废物处置安全全过程系统分析及其在英国、法国、美国、芬兰、瑞士、瑞典等国家放射性废物处置中的应用情况作了概括性的介绍。结合我国放射性废物处置管理的现状,对我国处置场的环境影响评价和安全分析中存在的主要问题进行了探讨。为促进我国安全全过程系统分析工作的全面开展,建议加快制定相关标准,将“安全全过程系统分析”作为我国放射性废物处置的许可条件,在景象开发、长期演变、坚稳性、不确定性、管理系统等方面加强研究。

高放废物地质处置安全全过程系统分析研究进展

凌辉, 王驹, 陈伟明, 陈亮

2018, 38(2): 101-109.

摘要 ( 119 )

PDF (1524KB) ( 269 )

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高水平放射性废物(以下简称“高放废物”)地质处置安全全过程系统分析是对处置库长期安全的综合性系统分析。本文论述了安全全过程系统分析的概念及近20年发展情况,强调了其在高放废物地质处置库规划、选址、设计、建设、运行、关闭和关闭后等各阶段的重要性。以国际原子能机构(IAEA)和经合组织核能署(NEA)技术文件为主,阐述了安全全过程系统分析的背景、安全策略、评价基础、安全评价及综合等核心组成部分,列举了其应用中管理和技术方面的12个关键点,分析了芬兰、瑞典、美国和法国的研究应用现状,并对我国放射性废物地质处置安全全过程系统分析的发展及应用现状进行了探讨。

ICRP第136号出版物:非人类生物种群环境照射剂量系数

2018, 38(2): 109-109.

摘要 ( 43 )

PDF (741KB) ( 20 )

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类铀矿岩材料制备及氡扩散系数测定的实验研究

蒋复量, 黎明, 李向阳, 洪昌寿, 张帅, 杨文超, 王小丽

2018, 38(2): 110-118.

摘要 ( 75 )

PDF (2092KB) ( 138 )

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扩散过程是主导氡在铀矿岩中运移与析出的主要方式。铀矿原岩辐射较大且取样困难,不利于开展有关室内实验。为了解决以上问题,依据相似理论,以某花岗岩为原型,选取石英砂、铀尾砂、水泥、精铁粉和微硅粉等为原材料,制备了3种不同材料配比的圆柱形类铀矿岩试样,并测定了原型和试样的物理力学参数;然后采用密闭腔体法测量了原型和试样在不同包裹方式下的累积氡浓度,推导氡的扩散性能参数的计算公式,通过计算获得了原型和试样的氡扩散长度和扩散系数。实验结果表明:花岗岩原型与所制备的类铀矿岩的颗粒密度、抗压强度、抗拉强度、内聚力和内摩擦角相似比的均值分别为1.09∶1、3.93∶1、4.28∶1、3.47∶1和1.00∶1;花岗岩原型的扩散系数为0.146×10^-6m²·s^-1,类铀矿岩的扩散系数介于0.114×10^-6～0.594×10^-6m²·s^-1之间,两者的相似比介于0.25∶1～1.28∶1之间。研究认为所制备的试样3在一定程度上可用来模拟花岗岩型铀矿岩,以满足室内实验的需求。

NERIS 2018研讨会及第九次大会

2018, 38(2): 118-118.

摘要 ( 25 )

PDF (927KB) ( 19 )

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环境空气中^239+240Pu的分析测定

梁勇, 杨秀玉, 王志军

2018, 38(2): 119-122.

摘要 ( 74 )

PDF (1099KB) ( 135 )

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建立了环境空气中^239+240Pu的测量方法。该方法采用NF-2型滤膜采集空气样品5 000～10 000 m³,干法灰化,硝酸加热浸取钚,氨基磺酸亚铁和亚硝酸钠将钚转化为四价态,用三正辛胺—聚三氟氯乙烯粉萃取色层柱分离纯化钚,0.025 mol/L草酸—0.15 mol/L硝酸解吸,最后电沉积制源,在α谱仪上测量^239+240Pu计数。通过实验确认了测量方法的主要条件和参数:电沉积制源极间距为4.0 mm,pH值为2.0;溶液萃取分离色层柱高度为6.0 cm,溶液流速2 mL/min;氧化还原时间为10 min。方法全程回收率为52.5%~82.5%,平均值68.3%;气溶胶样品量为10 000 m³时,方法探测下限为1.31×10^-7Bq/m³。该方法可用于环境气溶胶中^239+240Pu测量,采用本方法测定了我国西北某地区气溶胶中^239+240Pu活度浓度, 结果平均值为3.25×10^-6Bq/m³。

中国实验快堆气载放射性物质释放路径研究

杨佳音, 王勇

2018, 38(2): 123-131.

摘要 ( 118 )

PDF (2232KB) ( 267 )

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中国实验快堆是我国建设的第一座钠冷快中子反应堆,2014年实现满功率运行。本文主要阐述中国实验快堆气载放射性物质的来源、堆内迁移以及向环境释放的路径,得出正常工况以及事故工况下放射性物质通过哪些路径向环境排放,目的是有助于了解中国实验快堆通过哪些路径对环境产生放射性影响,从而建立并保持对放射性危害的有效防御,以保护人员、社会和环境免受危害,防止工作人员和公众接受超剂量的放射性照射。

第五届IRPA亚太地区辐射防护大会

2018, 38(2): 131-131.

摘要 ( 38 )

PDF (1127KB) ( 20 )

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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

2018, 38(2): 132-136.

摘要 ( 82 )

PDF (1611KB) ( 102 )

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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。

国际辐射防护协会IRPA关于眼睛剂量监测的导则

2018, 38(2): 136-136.

摘要 ( 40 )

PDF (1159KB) ( 24 )

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用放射性甲基碘做示踪剂测量核通风系统除碘效率不同试验方法的比较研究

高琳锋, 姚岩岩, 王雷, 张渊, 俞杰

2018, 38(2): 137-141.

摘要 ( 99 )

PDF (1551KB) ( 120 )

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研究了硫酸二甲酯法、三甲基氯硅烷-磷酰基乙酸三甲酯法和同位素交换法在碘吸附器性能试验及核通风系统除碘效率试验中应用的优缺点。对三种方法的试验产率、试剂及残液毒性、试验可靠性及设备稳定性等方面进行了综合研究。研究结果表明:硫酸二甲酯法由于试剂毒性而在应用上受到一定限制;三甲基氯硅烷-磷酰基乙酸三甲酯法作为低毒性试验方法总体满足现场试验要求,但由于该方法所用试剂对试验设备会造成一定侵蚀,因此需要作一些改进;同位素交换法作为一种新颖的试验方法具有毒性低、产率高、操控简单稳定、风险较低等优点,推荐使用。

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

2018, 38(2): 142-147.

摘要 ( 185 )

PDF (2321KB) ( 195 )

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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。

ICRP出版物将可免费获取

2018, 38(2): 147-147.

摘要 ( 52 )

PDF (1339KB) ( 23 )

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核电站滞留床用活性炭的性能研究和选择

李永国, 王龙江, 史英霞, 王坤俊, 吕阳, 张继荣, 丘丹圭, 侯建荣, 刘群, 徐洋洋

2018, 38(2): 148-154.

摘要 ( 80 )

PDF (2620KB) ( 117 )

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建立可模拟核电站不同气流参数条件下的活性炭吸附剂性能评价系统,对不同活性炭样品分别进行了物理性能表征测试和放射性氪与氙滞留性能实验。同时针对不同影响因素条件下活性炭滞留惰性气体性能的影响进行了研究,包括系统气流压力、温度、气流比速及辐照强度。试验结果显示系统气流压力越高、温度越低,氪动态吸附系数越大;一定范围的气流比速、辐照强度对活性炭动态吸附系数的影响可以忽略。得到的活性炭吸附剂样品具有良好的物理性能与惰性气体滞留性能,可应用于核电站废气处理系统活性炭滞留单元。

国内核电厂水过滤器滤芯标准现状与讨论

乔太飞, 孔海霞, 史英霞, 侯建荣, 王佳, 韩丽红

2018, 38(2): 155-160.

摘要 ( 80 )

PDF (1737KB) ( 239 )

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介绍了核电厂水过滤器滤芯产品技术标准和性能检测标准及其现状,分析了核电厂水过滤器滤芯标准的发展趋势,指出了滤芯性能检测标准制定中亟待解决的难题,为核电厂水过滤器滤芯产品技术标准和性能检测标准的制定和完善奠定了基础。

荷兰辐射防护协会

2018, 38(2): 160-160.

摘要 ( 27 )

PDF (1387KB) ( 10 )

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球床高温气冷堆核电站放射性废物最小化策略研究

姜子英, 张燕齐, 温保印, 廖海涛, 李红

2018, 38(2): 161-170.

摘要 ( 103 )

PDF (3020KB) ( 168 )

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放射性废物最小化是放射性废物管理的基本原则之一。高温气冷堆核电站放射性废物最小化策略研究对于优化设计与运行实践和全寿期放射性废物管理,以及高温气冷堆产业化发展具有重要意义。通过对世界上主要球床高温气冷堆运行历史和放射性废物数据的调研和论证,分析了球床高温气冷堆技术及其放射性废物特点,总结了高温气冷堆放射性废物管理值得借鉴经验及相关研究进展,提出了高温气冷堆核电站全寿期放射性废物最小化的策略和建议。

澳大拉西亚辐射防护学会

2018, 38(2): 170-170.

摘要 ( 28 )

PDF (1402KB) ( 13 )

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TGF-β1对放射性肺纤维化作用的研究进展

陈志远, 董卓, 魏威, 吕亚慧, 王蕊, 袁铭成, 金顺子

2018, 38(2): 171-176.

摘要 ( 160 )

PDF (1572KB) ( 198 )

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转化生长因子-β1(TGF-β1)在肺纤维化发展过程中介导复杂的促进纤维化信号通路,特别是在肺组织的损伤修复中,TGF-β1作为重要的细胞生长因子起到重要作用,它可激活成纤维细胞,促进基质合成,产生大量胶原蛋白。放射性肺损伤是在肺部疾病的放射治疗中常见的并发症,早期表现为放射性肺炎,晚期表现为放射性肺纤维化。了解和掌握TGF-β1在肺纤维化的发生、发展中的分子机制,对防治肺纤维化,减少并发症的发生具有重要意义。本文对TGF-β1在放射性肺纤维化中作用的分子机制及治疗进展进行综述。

IRPA关于辐射防护体系的征询活动

2018, 38(2): 175-175.

摘要 ( 26 )

PDF (1442KB) ( 17 )

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缅怀我国放射卫生专家魏履新教授

2018, 38(2): 176-176.

摘要 ( 38 )

PDF (1470KB) ( 13 )

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