辐射防护

姜子英, 张燕齐, 陈晓秋, 廖海涛, 潘自强

2018, 38(3): 177-184.

摘要 ( 62 )

PDF (1178KB) ( 49 )

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选取不同装机容量等级的典型燃煤机组作为研究对象,按照不同地理区域划分滨海北方、滨海南方、内陆北方、内陆南方等4个评价区,采用一批新的调查数据和参数,评价当前我国燃煤发电排放的放射性环境影响。结果表明:(1)全国燃煤电厂放射性排放所致80 km范围公众的归一化集体剂量平均值为2.2人·Sv/GWa。(2)小火电机组所致剂量约为6.0人·Sv/GWa,主流燃煤机组约为1.8人·Sv/GWa,小火电机组是主流燃煤机组的约3倍。(3)剂量贡献最大的核素是²¹⁰Po,其次是²¹⁰Pb。食入和吸入内照射是主要照射途径。(4)不同燃煤电厂周围的人口密度差别很大,使得集体剂量相差可达1个数量级。基本结论:与天然辐射源所致公众照射剂量相比,燃煤发电的辐射环境影响仍然很小;煤电的辐射环境影响是核电的34倍。淘汰小火电机组、实施超低排放改造,我国燃煤发电所致公众归一化集体剂量仍有进一步降低的空间。目前电厂除尘技术难以高效去除和有效控制²¹⁰Po排放,有必要进一步研究。

IAEA第三届核能项目人力资源发展大会

2018, 38(3): 185-185.

摘要 ( 42 )

PDF (617KB) ( 18 )

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压水堆核电厂液态流出物排放量统计方法研究

杨端节, 魏新渝, 方圆, 李洋

2018, 38(3): 186-189.

摘要 ( 62 )

PDF (883KB) ( 19 )

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本文主要针对压水堆核电厂液态流出物排放的除³H和¹⁴C外的其余核素,从监测核素的种类、核素的探测限,以及小于探测限测量结果的统计等方面,比较分析我国与欧美国家的取样监测和统计要求,提出合理可行的改进建议,以更好反映我国运行压水堆核电厂液态流出物的排放现状。

国际放射防护委员会(ICRP)第 137号出版物——《职业放射性核素摄入:第三部分》

2018, 38(3): 190-190.

摘要 ( 43 )

PDF (759KB) ( 23 )

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核电厂主控室取风口监测仪表设置研究

薛娜, 刘新建, 蔺洪涛, 毛亚蔚, 邱林

2018, 38(3): 191-196.

摘要 ( 64 )

PDF (1573KB) ( 33 )

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核电厂主控室取风口监测仪表是为了监测取风口处的放射性核素浓度或环境剂量率,并与通风系统联动,进行取风口的切换。在事故后根据正常取风口处的剂量率监测仪表的监测数据可从正常通风系统切换至带过滤功能的应急通风系统,根据两个应急取风口处的β活度监测仪表的监测数据选择污染物浓度较低的应急取风口。因此取风口处监测仪表的设置对事故后保证主控室区域的可居留性至关重要。本文针对主控室通风系统正常取风口和应急取风口的监测仪表的设置进行研究,利用某厂址一整年气象数据,根据华龙一号机型典型事故源项、通风系统设计性能及主控室建筑结构特征对事故情况下从正常通风系统切换到应急通风系统的报警阈值进行分析计算,并结合监测仪表的响应特征,针对大气释放阀释放、安全壳释放和高架释放3种释放类型,分析了相应事故工况下主控室双取风口在不同的切换间隔条件下主控室工作人员所受剂量,最后给出推荐的主控室双取风口最短切换时间间隔。本文对取风口监测仪表设置方法的探索和研究为未来同类主控室通风系统监测的设计和优化提供了参考。

北京市气溶胶放射性核素分析(2013—2016)

武永伟, 曾志, 马豪

2018, 38(3): 197-204.

摘要 ( 65 )

PDF (2285KB) ( 42 )

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利用中国锦屏地下实验室(CJPL)低本底γ谱仪对北京地区近4年34组气溶胶样品中长寿命放射性核素进行研究。发现气溶胶样品中含有²³⁸U、²²⁶Ra、²¹⁰Pb、²³²Th、²²⁸Ra、⁴⁰K、⁷Be、¹³⁷Cs,其活度浓度均值分别为17.47 μBq·m^-3、21.19 μBq·m^-3、2.39 mBq·m^-3、11.12 μBq·m^-3、14.43 μBq·m^-3、226.64 μBq·m^-3、6.98 mBq·m^-3、2.36 μBq·m^-3,且均在本底范围之内。同时,放射性核素活度浓度与环境参数存在相关性,⁷Be、⁴⁰K、¹³⁷Cs、²²⁶Ra均与季节负相关,²¹⁰Pb与季节正相关;⁴⁰K与空气质量指数(AQI)正相关。

美国核学会第20届辐射防护与屏蔽专题会议

2018, 38(3): 205-205.

摘要 ( 36 )

PDF (929KB) ( 20 )

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湘江衡阳段天然放射性核素水平调查

肖峰, 肖德涛, 丘寿康, 刘攀, 苏家豪, 王环宇

2018, 38(3): 206-210.

摘要 ( 57 )

PDF (1373KB) ( 27 )

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为了掌握湘江衡阳段天然放射性核素水平及来源,分别于枯水期(11—12月)、丰水期(4—6月),对湘江衡阳段和该段4条主要支流(舂陵水、蒸水、耒水、洣水)水中的U、Th、²²⁶Ra、⁴⁰K、²¹⁰Po、²¹⁰Pb 6种天然放射性元素/核素进行了调查。测量结果表明:与长江水系及洞庭湖水系历年放射性水平均值相比,湘江衡阳段6种天然放射性核素中²²⁶Ra、²¹⁰Po、²¹⁰Pb明显偏高,说明湘江衡阳段的确受到了放射性污染。4条支流中,舂陵水及蒸水放射性核素浓度异常,明显高于汇入前后的湘江水体的放射性活度浓度。因此,这两条支流区域可能存在放射性污染源头,应对这两条支流区域进行更深入的取样调查,找出其污染源。

国际放射防护委员会(ICRP)第 138号出版物——《放射防护体系的伦理基础》

2018, 38(3): 211-211.

摘要 ( 54 )

PDF (978KB) ( 20 )

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基于PET/CT中心的辐射监测及放射防护评价

陈梦, 张菊红, 张杰, 王琤, 李海兵

2018, 38(3): 212-216.

摘要 ( 62 )

PDF (1667KB) ( 50 )

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PET/CT中心使用¹⁸F-FDG作为正电子放射性诊断药物,为此研究该中心的辐射水平,为临床辐射防护提供参考依据。利用X、γ辐射剂量率仪测量各工作区的辐射剂量率,利用热释光剂量仪估算工作人员的年有效剂量,并进一步研究了作为放射源的受检者离开前,周围人员与其保持不同距离时的辐射剂量率。结果表明:PET/CT中心各工作区及工作人员的辐射剂量符合国家标准。当周围人员与受检者保持3 m以上距离时,所测辐射剂量率近似环境本底值。

G类稳定度在PAVAN软件计算内陆厂址大气弥散因子应用中的探讨

张延乐, 王超

2018, 38(3): 217-220.

摘要 ( 64 )

PDF (1327KB) ( 25 )

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本文探讨了在获取气象数据三维联合频率时,使用美国核管会导则RG 1.23中提供的大气稳定度划分方法,即包括G类极端稳定度,对PAVAN程序计算静风频率较高、平均风速较小的内陆厂址大气弥散因子的影响。分析表明,与采用HAD 101/02根据温度梯度和风速确定的大气稳定度的方法获取的计算输入相比,该方法处理计算输入,得到的大气弥散因子约减小了1/2。由于RG 1.23大气稳定度划分方法对于稳定类天气的划分更加精细,在利用PAVAN软件计算时,可充分考虑到小风情况下的风摆效应,得到适当保守且较为适用于内陆厂址条件的大气弥散因子。

国际放射防护委员会(ICRP)第139号出版物——《干预程序中的职业放射防护》

2018, 38(3): 221-221.

摘要 ( 35 )

PDF (1130KB) ( 21 )

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环己烷在碘吸附器活性炭床上的解吸行为研究

俞杰, 杜建兴, 王龙江, 李永国, 马英, 乔太飞, 李彦樟

2018, 38(3): 222-227.

摘要 ( 88 )

PDF (1919KB) ( 28 )

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对环己烷气体在碘吸附器用浸渍活性炭上的动态解吸行为进行了实验研究。考察了不同的载气温度、相对湿度、流速、炭床厚度以及进气中环己烷浓度对环己烷在活性炭床上解吸行为的影响,为环己烷试验方法在碘吸附器现场泄漏率试验的研究及推广提供了一定的理论支撑。试验结果表明:(1)在40 ℃,30%相对湿度条件下环己烷在活性炭床上可滞留约500 min,增大气流温度、湿度、浓度和载气流速可以减少滞留时间,其中温度对滞留时间的影响最为显著。(2)在气流相对湿度为80%时,浓度为100 ppm(10^-6)的环己烷在活性炭床上的滞留时间仍达到90 min,这有利于高湿度条件下进行碘吸附器泄漏率试验。

一种调控氡子体平衡因子的高浓度单分散性气溶胶发生器的研制

李斌, 梁珺成, 颜拥军, 杨志杰

2018, 38(3): 228-233.

摘要 ( 58 )

PDF (2278KB) ( 30 )

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为了满足氡室内氡子体辐射场的调控要求,结合蒸发冷凝法的原理,利用电子烟发生器产生的癸二酸二辛酯(DEHS)与雾化器产生的NaCl颗粒结合再冷凝的方法,研制了高浓度单分散的气溶胶发生器。将该发生器应用于中国计量科学研究院20 m³氡室,充胶1分钟后气溶胶浓度最高可达到2.26×10⁵ cm^-3,平均粒径156.8 nm,单分散性1.38,氡室内氡子体平衡因子可调控达到0.65。

基于ORIGEN2的西安脉冲堆堆芯核素存量自动跟踪程序

杨宁, 唐秀欢, 朱磊

2018, 38(3): 234-239.

摘要 ( 80 )

PDF (2005KB) ( 24 )

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针对反应堆事故源项研究中功率运行史统计繁冗的难题,以西安脉冲堆为对象,建立了脉冲堆功率参数计算数学模型,开发了基于ORIGEN2程序的堆芯核素存量自动跟踪功能示范程序ORBITER,并进行了验证。结果表明,堆芯核素存量跟踪迭代算法技术路径是可行,计算精度可接受。在基准算例66.5 MW·d/tU的燃耗深度下,与ORIGEN2传统算法比较,三个典型核素中⁸⁵Kr偏差最大,其值为2.00%,偏差主要来自于算法对辐照/衰变过程的微分化处理。堆芯核素存量跟踪迭代算法借助计算机自动化技术自动跟踪反应堆功率运行史,实时输出堆芯内核素存量,不仅显著降低了人工统计所需的时间和体力成本,也大幅提高了源项数据获取时效性。

我国核事故应急演习工作研究与建议

陈荣

2018, 38(3): 240-244.

摘要 ( 103 )

PDF (1454KB) ( 46 )

参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

对2009年以来的2次国家级核应急联合演习和13次省级核事故应急联合演习的主要经验和暴露的问题进行了总结。给出了增强演习的实战性、加强技术研判和决策分析的演练、重视海上核应急演练、重视针对涉核舆情与群体恐慌的专项演练与研究的建议。

更正

2018, 38(3): 245-245.

摘要 ( 25 )

PDF (1337KB) ( 8 )

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辐射防护最优化参数α值的最新估算

贾林胜, 冯宗洋, 杨亚鹏, 徐潇潇, 张建岗, 王宁

2018, 38(3): 246-251.

摘要 ( 91 )

PDF (1734KB) ( 30 )

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通过对个人生命经济价值与辐射导致的平均预期寿命缩短相结合的思路来估算辐射防护最优化参数α值。考虑中国实际,采用4种方法进行估算:(1)国内生产总值法;(2)国家法规规定赔偿;(3)重大事件赔偿;(4)意愿支付法。通过分析估算,建议我国α基础值(α_base)取值范围为人民币5～61万元/(人·Sv)。

核医学含碘废水排放管理的一些问题

邓飞, 周睿东, 蒋岚, 陈文涛, 程晓波, 马曦, 韩静, 孔令丰, 余慧婷

2018, 38(3): 252-257.

摘要 ( 59 )

PDF (1732KB) ( 33 )

参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

介绍ICRP第94号出版物中对含¹³¹I药物使用的辐射防护和环境影响相关内容,比较国内现有标准对核医学应用含碘废水排放的规定及含碘废水排放存在的问题,讨论了含碘废水的分析方法,分析计算实现达标排放所需衰变池的大小,并给出了含碘废水排放管理的建议。

过去活动和事故影响区域的整治过程——IAEA DS468安全导则介绍

王永仙, 梁宇, 梁栋, 邓少刚, 李宁

2018, 38(3): 258-262.

摘要 ( 93 )

PDF (2048KB) ( 21 )

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介绍了IAEA DS468安全导则《过去活动和事故影响区域的整治过程》的制定过程及主要内容。

核与辐射应急沟通国际会议

2018, 38(3): 263-263.

摘要 ( 28 )

PDF (1410KB) ( 8 )

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缅怀《辐射防护》期刊前副主编、主任胡逢全研究员

2018, 38(3): 264-264.

摘要 ( 35 )

PDF (1418KB) ( 10 )

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