辐射防护

2021, 41(1): 0-0.

摘要 ( 64 )

PDF (193KB) ( 58 )

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“华龙一号”核电厂的辐射防护最优化设计

毛亚蔚, 米爱军, 王晓亮, 刘新建, 陈巧艳, 邱林, 高桂玲

2021, 41(1): 1-8.

摘要 ( 203 )

PDF (4877KB) ( 218 )

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辐射防护最优化是核电厂辐射防护设计中的关键问题之一。本文结合国际原子能机构(IAEA)提出的辐射防护最优化设计策略,围绕核电厂辐射防护最优化设计过程中的设计目标、设计内容与评估、确保持续改进等几个方面对华龙一号核电厂的辐射防护优化设计进行了概述,对华龙一号设计中涉及的辐射源项优化、辐射分区优化、事故后辐射防护设计优化、职业照射剂量评价、环境排放设计优化等方面开展的工作进行了介绍。辐射防护最优化原则在 “华龙一号”(HPR1000)的设计工作中得到了有效的贯彻与执行。

我国铀矿通风降氡的发展历程

李先杰, 张哲, 胡鹏华, 陈刚, 任建军

2021, 41(1): 9-16.

摘要 ( 186 )

PDF (963KB) ( 181 )

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通风降氡是铀矿辐射防护的主要内容之一。根据我国铀矿通风技术的发展,以及通风与氡析出规律研究的不断深入,将我国铀矿通风技术发展划分为5个阶段:1958—1965年期间通风降氡技术学习建立阶段,主要为学习引进前苏联的压入式通风方式;1966—1977年期间技术发展平台阶段,体现在以抽出式通风代替压入式通风的应用验证与经验积累;1978—1989年期间理论与技术发展阶段,提出了氡析出渗流-扩散规律与通风方式的相互作用理论,推动了铀矿通风防护技术的发展;1990—2002年期间停滞阶段,以减少通风防护投入来降低生产成本为目的,使铀矿通风防护技术研究处于停滞;2003—2016年期间强化发展阶段,以氡析出渗流-扩散规律指导不同采矿方法下的通风防护技术研究与应用。目前,中国铀矿通风正在向形成具有中国特色的通风降氡技术体系发展。

基于ICRP 141号报告的²⁴¹Am吸入后滞留份额计算及新旧模型异同

陈倩兰, 骆志平, 刘森林

2021, 41(1): 17-26.

摘要 ( 171 )

PDF (5433KB) ( 126 )

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采用Matlab Simulink建立一个基于ICRP 141号报告的超铀核素生物动力学模型(简称新模型)的滞留份额计算程序,用此程序计算了工作参考人(平均呼吸道速率1.2 m³/h)吸入AMAD 5 μm的镅气溶胶后的滞留份额,并对ICRP新旧模型进行了比较。新模型滞留份额计算结果表明:(1)不同镅吸收入血类型、不同AMAD粒径对肺、骨骼、肝脏滞留份额影响显著,内照射评价前需重点确认这两项源项参数;(2)S类镅气溶胶吸入后,1 000天以后主要滞留在肺部、骨骼;F类镅主要富集在骨骼、肝脏器官中;M类镅在早期肺部、骨骼、肝脏中滞留份额相当,因此对于不同吸收类型,内照射直接测量的重点应有所针对性。新旧模型的异同为:(1)对于肺部滞留份额,S类、M类镅气溶胶吸入后肺部滞留在短期(1 000天以内)接近,中长期(1 000天及以上)新模型的计算值显著高于(高数倍及更大)旧模型,长期滞留M类比S类的新旧模型差异更大;对F类镅从第一天开始新、旧模型计算的肺部滞留份额差异巨大。(2)对于骨骼、肝脏滞留份额,S镅气溶胶吸入后,中长期计算值新模型显著高于旧模型;短期计算值新、旧模型相近;对于M、F类镅,新模型计算的骨骼、肝脏滞留份额明显低于旧模型,且F类镅新旧模型差异比M类镅更显著。

气溶胶直接进样装置样品引入流量优化及气溶胶损失率研究

吴昊, 汪传高, 郑国文, 庞洪超, 骆志平, 陈然, 陈凌, 王仲文

2021, 41(1): 27-32.

摘要 ( 139 )

PDF (5534KB) ( 107 )

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由于空气中的氧气会影响电感耦合等离子体质谱(ICP-MS)的测量,空气直接进样测量会导致待测核素的离子化程度降低,从而使灵敏度大大降低甚至于熄火停机。因此为了实现ICP-MS直接对空气气溶胶样品测量,设计了一套气溶胶直接进样装置以实现空气和工作氩气的交换,保证气溶胶由氩气载带进入ICP-MS进行测量。针对该进样装置进行了置换效率测定与分析,通过与ICP-MS联机测量系统本底结果以及整套测量系统的运行成本分析,选择了最优化的空气样品引入流量为0.8 L/min,氩气引入流量为10 L/min。通过气溶胶损失率研究,证明气溶胶经过该直接进样装置时基本无需考虑气溶胶损失的问题。基于气溶胶直接进样装置的研制和性能测试,实现了ICP-MS直接快速测量场所空气中气溶胶,为后续ICP-MS快速定量测量空气气溶胶中的各种长寿命放射性核素奠定了基础,为场所和流出物中气溶胶的快速连续测量提供了一种新的方法。

中国核动力研究设计院外围氚分布特征及所致公众年有效剂量评价

杜云武, 邓晓钦, 毛万冲, 张莉

2021, 41(1): 33-38.

摘要 ( 183 )

PDF (953KB) ( 145 )

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基于2014—2017年中国核动力研究设计院核基地外围环境空气中和水中氚的监督性监测数据,对周围关键居民组各种途径的待积有效剂量进行了粗略的估算。结果表明:地表水上游、下游和饮用水中氚活度浓度差异无统计学意义,表明地表水采样时间可能与液态流出物排放时间错位,或者排放口下游1 km处液态流出物中氚已稀释到本底水平;空气和雨水中氚活度浓度随距离核基地增加而减小。综合楼监测采样点附近居民组中成人、青少年、儿童、幼儿、婴儿经各途径的平均氚摄入量分别为1.52、1.44、1.05、0.681、0.562 kBq/a,待积有效剂量分别为0.027 4、0.026 1、0.024 2、0.021 1、0.026 9 μSv/a。成人组成员所致待积有效剂量最大为0.027 4 μSv/a,但此待积有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.25 mSv/a)的1‰以下。由此可以得出,核基地的核设施在正常运行工况下,对核基地外围环境的影响很小。

硼铝复合材料热中子屏蔽性能分析

李长园, 夏晓彬, 杨仲田, 刘宇辰, 张志宏, 王建华, 蔡军, 胡继峰

2021, 41(1): 39-43.

摘要 ( 162 )

PDF (2093KB) ( 151 )

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硼铝复合材料因制备工艺简单,力学性能良好,原材料价格低廉等诸多优点被广泛研究,并被用作诸多领域的热中子吸收材料。本文采用理论计算、MCNP软件模拟、实验测量等多种方法对硼铝复合材料的热中子屏蔽性能进行了评估分析。通过理论计算发现,对于相同配比的硼铝复合材料,从材料的热中子吸收性能方面,添加硼单质的效果优于添加碳化硼。通过MCNP程序模拟计算和实验测量发现,硼铝复合材料对能量低于10^-7 MeV的中子吸收效果比较显著。

三门核电AP1000机组辐射防护设计分析

李辉, 臧义坤, 胡屹鹏

2021, 41(1): 44-49.

摘要 ( 183 )

PDF (1627KB) ( 143 )

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三门核电AP1000机组为第三代核电机组,在辐射防护设计中采用了一回路加锌、较高pH值运行、停堆氧化操作、蒸汽发生器一回路水室电解抛光、优化设备维修、优化屏蔽设计、无线剂量监测等措施,以期降低机组辐射水平和职业照射剂量。本文介绍了三门核电AP1000机组在功率运行及大修期间的辐射水平和职业照射剂量数据,并与国内CPR1000机组的相关数据进行了对比,对AP1000机组的辐射防护设计进行分析,给出了三门核电AP1000机组在辐射防护运行管理及技术改进方面的建议。

低中放废物玻璃固化体性能要求及测试方法探讨

甘学英, 徐春艳, 方岚, 汪世军, 何玮, 刘新华

2021, 41(1): 50-57.

摘要 ( 188 )

PDF (975KB) ( 249 )

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为了减少废物体积,提升废物处置安全,将玻璃固化技术用于低中放废物的处理。低中放废物玻璃固化体性能要求及测试方法,我国目前缺少相应的标准。本文通过废物固化体标准和公开发表的相关测试数据对比分析,给出了低中放废物玻璃固化体的性能要求和测试方法的建议。

放射性废物超级压缩装置研制及性能试验

郑伟, 乔宝权, 林鹏, 周东升, 邹利平, 王朝晖, 陈俊杰, 刘夏杰

2021, 41(1): 58-63.

摘要 ( 156 )

PDF (6492KB) ( 102 )

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为实现放射性废物压缩设备国产化,设计、研制了超级压缩装置,并针对核电站多种典型废物进行了试验研究。结果表明:在累计运行200小时后,装置完好无渗漏,生产能力达到7桶/h。研制的超压装置可用于核电站产生的可压缩放射性废物的处理。

高放废液储罐氢气爆炸事故试验研究

陈磊, 王鹏毅, 孙树堂, 庄大杰, 孟东原, 连一仁, 闫峰, 张建岗, 李国强

2021, 41(1): 64-70.

摘要 ( 135 )

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高放废液在贮存过程中会产生氢气,若未能及时排出或被稀释,当混合气体中氢气的浓度达到爆炸临界点时,有可能发生爆炸,导致放射性物质释放。本文利用建立的高放废液储罐氢气爆炸事故试验装置,通过试验研究了氢气在储罐内的爆炸压力及壁面温度。测试结果表明,氢气浓度为30%,点火位置在储罐顶部中心附近时,约在点火后70 ms达到最大爆炸压力,最大爆炸超压值约为0.596 5 MPa,最高壁面温度约为110 ℃。

湖南省2016年度临床核医学和放射治疗频度调查与分析

彭俊哲, 李植纯, 谭雄, 陈东辉, 许志勇, 朱国祯

2021, 41(1): 71-75.

摘要 ( 171 )

PDF (926KB) ( 145 )

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为了了解湖南省临床核医学和放射治疗的基本现状与其相应的频度水平,采用普查与抽样调查相结合的形式,对湖南地区所有开展临床核医学和放射治疗的医疗机构进行基本情况调查,对抽样医院进行分性别、年龄段及诊疗类型的频次调查。结果表明,湖南省临床核医学诊断与治疗年频率分别为1.37和0.139人次/千人口,放射治疗年频率为0.412人次/千人口。与1998年进行的全省医疗照射频度调查进行对比,湖南省临床核医学和放射治疗的频度水平有大幅度的增长,并且随着社会经济的发展必将继续增加。做好患者与工作人员的放射防护,做好诊断和治疗过程中的质量控制是需重点关注的问题。

2003—2018年我院处置的辐射事故病例分析

上伟, 王守正, 张惠生, 李丽, 凌燕, 杜治国, 温文, 卢耻桥

2021, 41(1): 76-80.

摘要 ( 160 )

PDF (1731KB) ( 134 )

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本文报道2003—2018年间,我院参与的40起辐射事故的医学处置情况。共接诊和观察了152例放射损伤病人,其中过量照射者4例,局部急性放射性皮肤损伤Ⅰ度1例、Ⅳ度1例。通过对这些辐射事故原因分析和患者医学观察,进一步了解不同事故所造成的辐射危害,总结了核和放射损伤的医学诊治经验,同时提示应加强对重点职业人群的辐射防护管理,防止辐射事故的发生。

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

2021, 41(1): 81-87.

摘要 ( 109 )

PDF (1471KB) ( 183 )

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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。

美国能源部将资助新型反应堆研究

2021, 41(1): 16-16.

摘要 ( 72 )

PDF (545KB) ( 17 )

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加拿大公布新的小型模块化反应堆行动计划

2021, 41(1): 26-26.

摘要 ( 66 )

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国际组织发布《2020 年铀资源、生产和需求》报告

2021, 41(1): 43-43.

摘要 ( 49 )

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全球各国希望通过小型模块堆技术扩大核电产业

2021, 41(1): 49-49.

摘要 ( 51 )

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美国能源部公布核科学技术战略

2021, 41(1): 63-63.

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英国与欧洲原子能共同体签署核合作协议

2021, 41(1): 70-70.

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切尔诺贝利核电站 ISF-2 乏燃料干式贮存设施已完成热试

2021, 41(1): 80-80.

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2021, 41(1): 87-87.

摘要 ( 46 )

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美国《保健物理》(Health Physics)杂志英文摘要(2020 年 119 卷第 5 期)

2021, 41(1): 88-93.

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美国《保健物理》(Health Physics)杂志英文摘要(2020 年 119 卷第 6 期)

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