辐射防护

第43卷第S1期中英文目录

2023, 43(S1): 0-0.

摘要 ( 65 )

PDF (201KB) ( 54 )

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不同数据库中⁵⁶Fe评价截面对屏蔽计算影响研究

池晓淼, 韩毅, 陈法国, 马翔宇, 沈华亚

2023, 43(S1): 1-7.

摘要 ( 70 )

PDF (5811KB) ( 32 )

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为了对各类评价库中⁵⁶Fe截面在屏蔽计算方面的适用性和精确度进行评估,选用FE DIA100 R150代表性基准题对不同评价库及同一评价库不同版本中⁵⁶Fe截面数据质量进行评价;并基于CENDL-3.2评价库,开展了对⁵⁶Fe的敏感性分析工作,主要对其关键反应道截面在屏蔽计算方面的影响进行研究。研究结果表明:(1)由于⁵⁶Fe的弹性散射截面和非弹性散射截面数据准确度的缺失,导致1.20~1.70 MeV、10.00~17.00 MeV等能区,各类评价库计算值与实验测量值差异均较大;(2)⁵⁶Fe中的(n, n)和(n, n′)d反应截面对屏蔽计算影响最为敏感;(3)CENDL-3.2中⁵⁶Fe(n, n)反应截面值在0.01~0.10 MeV能区较真实值截面值偏高。

空间辐射粒子致航天员辐射剂量的蒙特卡罗模拟计算

沈江燕, 闫聪冲

2023, 43(S1): 8-13.

摘要 ( 83 )

PDF (3533KB) ( 47 )

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空间辐射是航天员执行空间站飞行任务过程中面临的主要风险之一。空间辐射粒子组成复杂,能量范围广泛,研究空间辐射粒子能谱对航天员的辐射剂量能够更好地辅助研究空间辐射粒子效应,进一步完善航天员安全保护机制。采用山东高等技术研究院阿尔法磁谱仪(AMS)测量的空间辐射粒子能谱和ICRP成人男性体素模型,基于蒙特卡罗工具包Geant4构建“天和”核心舱等比例模型,完成了模拟计算空间辐射粒子能谱对核心舱内航天员的辐射剂量,并通过粒子能谱通量数据估算了航天员于近地轨道空间站长期飞行所受到的空间辐射剂量。结果表明,空间辐射163天后皮肤剂量吸收率达到2.22 mGy·d^-1,空间辐射粒子谱中占比仅0.5%的高能重离子贡献了空间辐射剂量的14.6%。该研究对航天员长期飞行辐射剂量的模拟计算、航天员健康风险评估和高能重离子辐射生物效应具有一定指导和参考意义。

三代非能动核电厂乏燃料贮运系统衰变热计算及关键因素研究

王梦琪, 彭超, 黎辉, 郑征, 梅其良

2023, 43(S1): 14-19.

摘要 ( 42 )

PDF (2617KB) ( 20 )

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本文以三代非能动核电厂国和一号乏燃料组件为研究对象,基于ANS5.1—2005和ORIGEN-S软件的衰变热计算开展对比研究,分析了不同冷却时间下裂变产物、锕系元素衰变热变化规律。结果显示,对于冷却时间在5年以上的乏燃料,锕系元素占总衰变热的贡献接近20%甚至更高,锕系元素的主要贡献来自于Cm-244、Pu-238和Am-241。ANS 5.1-2005对锕系元素仅考虑了U-239和Np-239,对于冷却时间较长的乏燃料贮运系统,相对ANS 5.1—2005,ORIGEN-S衰变热计算结果更加保守。建议在三代非能动核电厂乏燃料的贮运系统衰变热计算中采用基于ORIGEN-S等类似功能的专用程序进行计算。

基于严格两步法的停堆剂量率计算程序的基准分析

张显, 刘仕倡, 卢棚, 张小康, 全国萍, 陈义学

2023, 43(S1): 20-24.

摘要 ( 39 )

PDF (2938KB) ( 7 )

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基于蒙卡程序cosRMC的网格计数功能,开发了以严格两步法为核心的停堆剂量率计算程序,通过耦合粒子输运计算和活化分析计算,精确求解停堆剂量场。其中,采用ALARA程序开展活化分析计算,将程序应用于ITER诊断窗口计算基准题上,开展了充分的计算分析,并与其他严格两步法程序计算得到的停堆剂量率结果有较好的一致性。另外,由于聚变装置几何十分复杂,结构网格难以准确描述几何结构,往往一个网格包含多个栅元,此时网格的通量平均对停堆剂量率的精度会带来不好的影响,而非结构网格具有良好的几何适应性,因此,基于非结构网格对停堆剂量率程序作了进一步开发,并在基准题上开展计算分析,验证了程序基于非结构网格计算停堆剂量率的可靠性。

阶梯退火法进行复杂热释光发光曲线分析的数值模拟

纪云龙, 李大伟, 张宇心, 王晓宁, 宁静

2023, 43(S1): 25-32.

摘要 ( 38 )

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在热释光发光动力学分析中经常会遇到多个发光峰共存且有一定重叠的发光曲线,阶梯退火法利用前置加热逐渐清除低温峰成分的影响,在一定程度上实现多峰的分离,在复杂热释光发光曲线分析中具有重要作用。采用MatLab编程,按一阶动力学模型模拟生成各种条件下的热释光发光曲线,同时根据阶梯退火法模拟生成经过前置加热并冷却后二次加热的发光曲线。对二次加热的发光曲线进行初始斜率分析,获得其陷阱深度,计算结果与设定的动力学参数取得了很好的一致性。

异常环境因素对热释光剂量计的影响

黄铭, 张辉, 康宁, 胡玉新, 侯利娜, 王兵, 朱国平, 邓艳丽

2023, 43(S1): 33-38.

摘要 ( 40 )

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研究TLD2000C型LiF(Mg,Cu,P)热释光剂量计(TLD)在受到异常环境因素影响时的相对响应变化规律,确保热释光剂量测读准确性。通过热释光剂量计受高温高湿、浸水、强电磁辐射等异常环境因素影响后的响应与常规环境条件下的响应对比实验,分析TLD受到异常环境因素影响时的相对响应变化规律。高温高湿条件下,TLD的相对响应变化约为-7%,短时间浸水和强电磁辐射环境对TLD的相对响应变化影响较小。高温高湿环境会使TLD的相对响应产生较小的负变化,在使用、存储、运输TLD的过程中应加以注意;短时间浸水或雨淋对TLD相对响应变化影响较小,测读结果具有参考价值;置于强电磁辐射环境下的TLD可正常测读与使用。

关于规范我国运行核电厂集体剂量数据管理的建议

王亮, 黄倩倩, 叶远虑, 刘志远, 陈鲁, 刘福东

2023, 43(S1): 39-43.

摘要 ( 62 )

PDF (1031KB) ( 52 )

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目前国内在役核电厂在剂量数据收集、统计,标准化分类管理,信息公开等方面存在不足,存在同一个核电基地的不同反应堆之间,甚至同机组不同换料周期间的剂量数据的标准化、规范化程度较低,导致数据可比性较差,不利于实现辐射安全最优化的要求。本文通过国内以及国外核电厂剂量数据管理情况,分析我国核电厂集体剂量数据管理的不足和存在的问题,进而提出改进建议。

“华龙一号”机组大修期间反应堆厂房多源射线探伤辐射风险控制

徐卓群, 江致远, 田秋鑫

2023, 43(S1): 44-51.

摘要 ( 54 )

PDF (14025KB) ( 23 )

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射线探伤是各核电厂应用广泛的无损检测手段之一,由于使用的放射源活度较高,若探伤操作或管理不当,可能引发辐射事件或辐射事故。基于“华龙一号”机组设计布局与首修实践,秉持反应堆厂房多源探伤分区管控理念,创新设计“三段式”代码,结合自主研发判定逻辑,保障“华龙一号”机组大修期间反应堆厂房多源探伤安全高效实施,完善国内外辐射防护领域管控体系,为国内外同类型机组提供借鉴与参考。

气载流出物中碳-14对氚测量的干扰分析

保莉, 杨有坤, 廉冰, 郭琛, 马旭媛, 杨海兰

2023, 43(S1): 52-55.

摘要 ( 50 )

PDF (2581KB) ( 25 )

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氚是核设施气态流出物中重要的放射性核素,作为低能纯β核素,目前多采用累积取样、实验室分析的方式进行监测。气载流出物中的氚取样后未经纯化的制样测量,可能会存在其他核素干扰的问题。对气载流出物中的碳-14对氚的测量干扰进行定量分析,可为气载流出物中氚的准确测量提供参考。通过氚、碳-14取样特点分析确定取样阶段的干扰,制备并测量单核素和氚碳双标记样品,明确碳-14对氚测量阶段的干扰影响。取样阶段,碳-14在氚的水捕集液中的吸收量随温度变化而变化,在10 ℃时CO₂在300 mL氚捕集液中的溶解度为0.70 g。测量阶段,碳-14对氚的影响会因液闪谱仪的设计工作原理而异,如Quantulus1220型超低水平液闪谱仪,在氚测量模式下不能忽略碳-14的计数贡献;而LSA2000A型低水平液闪谱仪,在氚测量模式下可以不考虑碳-14的计数贡献。

活性炭盒法测量建材氡析出率方法研究

刘淑波, 梅爱华

2023, 43(S1): 56-60.

摘要 ( 37 )

PDF (3612KB) ( 15 )

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采用活性炭盒法测量蒸压砌块和混凝土块的表面氡析出率,研究了采样时间和样品密封方式对测量结果的影响。实验结果表明,不同的密封材料对实验结果有一定影响,但无显著差异;混凝土块的密度大,放射性核素比活度比蒸压砌块高很多,表面氡析出率也相对较高;在实际测量中蒸压砌块的表面析出率随着采样时间的变化结果相差较大,而混凝土块的结果相对稳定。综上所述,活性炭盒法成本低、方便操作且易于大批量使用,对于工程检测具有较强的实用性。

2019—2020年我国部分非铀矿山氡浓度监测结果与分析

武云云, 宋延超, 张庆召, 崔宏星, 侯长松

2023, 43(S1): 61-66.

摘要 ( 52 )

PDF (1259KB) ( 38 )

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2019—2020年,选择我国黑龙江等11个省(自治区)的75座非铀矿山,采用固体核径迹探测器累积测量矿山氡浓度,结果显示,金属矿山55座(N=416),井下氡浓度算术均值(AM)为(1 334±3 301)Bq/m³,几何均值(GM)为(317±4.6)Bq/m³,范围 22~28 314 Bq/m³;非金属矿山16座(N=113)AM和GM分别为(162±151)Bq/m³和(125±2)Bq/m³,范围22~971 Bq/m³。井下529个测量点,氡浓度超过300 Bq/m³的测量点占测量总数的31.8%,超过1 000 Bq/m³和2 700 Bq/m³的测点分别占测量总数的19.8%和9.3%。21座金属矿山井下氡浓度超过1 000 Bq/m³,占调查总矿山的28%。金属矿山矿工的年有效剂量均值为8.38 mSv,非金属矿山矿工的年有效剂量均值为1.01 mSv。可以看出,我国金属矿山井下氡浓度高的问题很突出。建议今后加强金属矿山工作场所氡的监测和矿工氡个人剂量监测,加强通风工程防护,并借鉴国际机构的管理模式,尽快实行分级管理。

基于参加者公议值的能力验证样品指定值的探讨

王瑞俊, 保莉, 李鹏翔, 宋沁楠, 马旭媛, 杨有坤, 李周, 高泽全

2023, 43(S1): 67-70.

摘要 ( 41 )

PDF (1402KB) ( 9 )

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能力验证是实验室质量保证的重要手段,能力验证样品指定值的确定直接影响到能力验证结果评判的准确性,采用参加者公议值作为指定值是一种常见的指定值确定方法。该方法的准确程度受限于参加者的数量,在参加者数量较少时,由该方法确定的指定值不确定度较大,如参加者数量过少,甚至不能进行能力验证结果的判定。

辐致光伏效应同位素电池中辐致荧光换能材料的辐照损伤效应研究

许志恒, 梁冬冬, 吴益水, 姜同心, 汤晓斌

2023, 43(S1): 71-77.

摘要 ( 47 )

PDF (8138KB) ( 9 )

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辐致光伏效应同位素电池具有结构紧凑、可小型化、换能材料可选范围宽等独特优势,被视为辐射粒子转换型同位素电池的典型代表。辐致荧光换能材料是影响辐致光伏效应同位素电池性能的关键一环,其辐照稳定性是确保电池能够长期高效服役的前提。基于此,本文选取辐致光伏效应同位素电池中的典型辐致荧光换能材料——ZnS:Cu作为研究对象,重点探讨了ZnS:Cu荧光层在经受不同强度与类型的射线粒子辐照前后的发光性能,对比辐致荧光光谱、发光强度及相应同位素电池电学性能的变化情况。经测试研究,ZnS:Cu荧光层的耐辐照性能较为良好,在分别经受200 keV、1.25×10¹⁴ cm^-2的质子和100 keV、4.32×10¹⁶ cm^-2的电子辐照后,其发射光谱的峰值光强相比于未辐照时仅衰减了15.23%和13.94%。同时发现辐照损伤效应会引起辐致荧光强度衰减,这也是导致电池电学性能下降的内在原因。而一定强度的伽马辐照可以促进ZnS:Cu荧光层的辐致发光性能,其中基于丙烯薄膜的ZnS:Cu荧光层受辐照剂量为871.0 kGy的伽马辐照后,相应的辐致光伏效应同位素电池的最大输出功率提升了24.59%。本工作对辐致荧光换能材料及相关器件的辐照稳定性评估与性能优化等方面的研究具有积极的促进作用。

容器泄漏检测中的橡胶圈氦渗透

王鹏毅, 庄大杰, 陈磊, 孙洪超, 李国强

2023, 43(S1): 78-83.

摘要 ( 34 )

PDF (2720KB) ( 9 )

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放射性物品运输容器通常使用O型橡胶密封圈来实现对内容物的包容和气密性要求,在气密性定量检测方法中最常用的是以氦气作示踪气体,搭配氦质谱仪作气体探测器,使用包层充气法或包层抽真空法进行检测。在泄漏检测时,除了由于端盖与密封圈之间的裂隙或缺陷造成的氦泄漏,氦气还会经由橡胶圈内部向压差小的一侧进行渗透,从而对真实泄漏率造成干扰。氦气渗透过程经过了溶解、扩散和解吸三个过程,衡量橡胶透气性的参数是渗透系数,由溶解系数和扩散系数组成,均会受到气体种类、橡胶种类和环境温度影响。实测过程中氦气渗透导致的泄漏率大小还会受到橡胶两侧压差、裸露面积、厚度、压缩率和压差存在时间等因素影响。本文从减小压差存在时间的角度出发,提出了一种采用氦质谱仪进行泄漏检测的方法,可用于密封容器的气密性定量检测,检测步骤主要分为管路连接系统的定性检漏、测量前仪器本底表征、测量前仪器校准、实际漏率测量、测量后仪器校准和测量后仪器本底表征共六步。在某容器出厂前泄漏检测充氦后8 min观察到了明显的氦渗透,泄漏率达1.2×10^-7 Pa·m³/s,更换被氦沾污的密封圈后采用本文所述方法再次检测,因减少了氦渗透泄漏率,相同容器情况下测得泄漏率为7×10^-10 Pa·m³/s。

探月工程同位素热源运输安全监管要求研究

张亮, 韩国胜, 刘彩霞

2023, 43(S1): 84-88.

摘要 ( 33 )

PDF (1029KB) ( 9 )

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嫦娥四号任务中,我国首次采用国产同位素热源为航天工程提供能源。为确保任务安全实施,需要对其从研制到发射全过程进行安全监管,热源相关的放射性物质运输活动作为一种移动的放射性风险源尤其需要重视。本文从分析热源的放射性特性入手,通过调研国内外已有的核安全监管要求,特别是国际原子能机构、俄罗斯、美国的监管资料,对热源运输各监管环节进行拆解,筛选分析出适合我国同位素热源运输监管的具体要求,并运用于热源核安全监管的实践中。

放射性物品装运审批研究

包捷, 詹乐昌, 张礼楠, 王悦

2023, 43(S1): 89-94.

摘要 ( 43 )

PDF (1647KB) ( 17 )

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调研了放射性物品装运批准基本情况,主要包括国际原子能机构以及美国、英国、法国、德国以及我国的装运批准机构、批准装运的放射性物品范围和批准主要内容等情况,总结对比了批准范围和批准内容异同,结合国内放射性物品装运监管实际,给出了放射性物品装运管理建议。

我国油(气)田测井用放射源运输和使用管理情况分析

潘玉婷, 曹芳芳, 李多宏, 刘念

2023, 43(S1): 95-98.

摘要 ( 37 )

PDF (2370KB) ( 9 )

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对我国油(气)田测井用放射源运输和使用管理情况开展了全面调查。目前全国共60余家测井源持有和使用单位,各单位共持有测井源约3 340枚,其中属于二类放射性物品的测井源约697枚。二类运输容器有126种型号,共697台。调查发现40%测井源存在超期服役;测井源运输容器大部分不合规,仅有22.5%的容器按法规要求备案;部分运输容器存在表面剂量率超出国家标准要求,高达标准限值的7倍;测井操作实践不规范等。针对上述问题,提出了相应建议。

低放废物处置场辐射防护设计关键问题研究

王雅霄, 李卓然, 王炳衡, 王晓霞, 高桂玲

2023, 43(S1): 99-105.

摘要 ( 42 )

PDF (4886KB) ( 50 )

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低放废物处置场辐射防护设计一般主要涉及废物处置单元和废物接收厂房。废物处置单元根据处置场接收准则、废物码放处置方案等进行辐射防护设计,废物接收厂房的辐射防护设计主要关注废物装卸区、开箱倒装区、无损检测区等。本文主要介绍了低放废物处置场辐射分区准则的制定,辐射防护设计原则的考虑,废物处置单元及废物接收厂房辐射防护设计等方面的内容。重点关注了废物处置单元废物分层、分隔断码放处置情景,不同分隔码放方式所允许码放处置的放射性废物表面剂量率限值,码放层数限制,处置单元侧墙直接照射、处置单元天空散射、水泥砂浆及封顶的辐射防护设计考虑,以及废物接收厂房开箱倒装区的辐射防护设计关键问题。介绍了低放废物近地表处置场辐射防护设计相关的问题处理及经验,为相关设施辐射防护设计提供了参考。

废机油包容量对水泥固化体性能的影响

刘艳, 赵庆凯, 余达万, 万小岗, 王东文, 周辰昊

2023, 43(S1): 106-110.

摘要 ( 35 )

PDF (2948KB) ( 12 )

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本文采用硫铝酸盐水泥结合乳化固化法对模拟放射性废机油进行固化处理,以固化体中不同机油包容量为变量,参照国标GB 14569.1—2011分析了固化体的力学性能、抗浸出性能及冻融性能。结果表明,当机油包容量小于25%(质量比)时,固化体性能满足国标GB 14569.1—2011相关要求。在此基础上,采用梯度升温法、TG、XRD、静态氮吸附仪考察了不同机油固化体的热稳定性能、孔隙率及物项组成,实验结果表明,固化体中机油包容量小于16.67%时,固化体热稳定性性能优良,机油包容量为12.5%时,固化体微观孔隙和孔径最小,故该包容量下固化体强度最高,当机油包容量小于25%时,机油不会抑制硫铝酸盐水泥的水化过程及水泥固化体的孔径分布微分曲线。

云南城市放射性废物库建设、运维与辐射环境监测分析

罗晶, 喻亦林

2023, 43(S1): 111-122.

摘要 ( 43 )

PDF (4152KB) ( 21 )

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云南放废库是国家建设的首批城市放射性废物库,运行34年来,共收贮(处)放射源3 650枚、放射性废物12.2 t。库区安保建设历经多次升级,满足核安全导则《城市放射性废物库安全防范系统要求》;核安全文化建设方式多样、辐射事故应急演习已成常态。库区辐射环境质量良好,环境空气、水环境、土壤环境、生态环境各项放射性监测指标均属区域环境背景水平。

核设施退役职业病危害监管思考

战景明, 薛向明, 杨雪, 姜霞, 武晓燕

2023, 43(S1): 123-128.

摘要 ( 46 )

PDF (1037KB) ( 16 )

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本文通过调研核设施退役职业病危害监管有关出版物、标准及文献,对核设施退役过程中职业病危害因素种类、特点及其监管现状进行了分析,认为与正常运行阶段及建筑施工作业相比,核设施退役具有辐射源项复杂、放射性活度强、环境辐射场分布不均匀、尘毒危害因素突出等特点,其职业病危害监管措施类似于建筑施工作业,职业病危害监管难度较大,不论是正常退役或是事故后退役,参与核设施退役的工人面临的健康风险仍是各国重点关注的问题。有鉴于此,我国应在IAEA及国内退役相关运行经验基础上,结合核设施退役作业特点及职业病危害管理现状,提出我国核设施退役现场职业病危害预防及管理措施,为我国日益壮大的核设施退役工程提供职业卫生监管依据,促进我国核设施退役的健康稳定发展。

世界高本底辐射地区流行病学、剂量学和放射生物学问题的回顾

薛惠元, 高锦, 涂彧

2023, 43(S1): 129-138.

摘要 ( 55 )

PDF (1168KB) ( 22 )

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世界上各地区辐射水平不尽相同,自然形成的高本底辐射地区由于其辐射剂量及居住人群的独特性,一直吸引着各国研究者的关注。早期流行病学研究中并未显示高本底地区癌症发病率有增加趋势,这引起了对线性无阈值假设有效性的一些争议。本文介绍并讨论了在中国、巴西、印度和伊朗等一些主要世界高本底天然辐射地区进行的放射性水平测量、放射生物学和辐射流行病学研究的主要结果,以期引起人们对与世界高本底地区相关的剂量学、流行病学和放射生物学等热点问题的研究兴趣。针对现阶段面临的问题提出建议,得以更好地进行高本底地区的相关研究,同时保护高本底辐射地区居民免于可能受到的辐射影响。

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