辐射防护

第44卷第4期中英文目录

2024, 44(4): 0-0.

摘要 ( 69 )

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中国成年参考人体模内照射剂量转换系数计算

鄢书畅, 邱睿, 武祯, 罗熹宇, 张辉, 李君利

2024, 44(4): 323-335.

摘要 ( 100 )

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在核科学与技术、核能、核医学等领域中,对相关公众、职业人员、病人等在工作、核事故以及照射治疗的过程中受到的内照射剂量进行准确的评估是人员健康安全的重要保障。参考国际放射防护委员会(ICRP)生物动力学模型和放射性核素信息,通过计算比吸收分数(SAF),得到内照射剂量转换系数。利用ICRP参考人体素模型验证计算方法的正确性,最后基于中国成年参考人体素体模,系统地建立了中国成年参考人的内照射剂量系数数据库。数据库包括中国成年参考人α、β和γ射线比吸收分数、中国成年参考人体模敏感器官(组织)待积当量剂量转换系数和中国成年参考人待积有效剂量转换系数。将计算的结果与GB 18871—2002提供的内照射剂量转换系数进行了比较分析,结果表明采用中国成年参考人体模内照射剂量转换系数数据库,能更加准确地评估中国成年人摄入放射性核素所致的内照射剂量。本工作为中国成年人内照射剂量评估提供了标准化的方法和全面的数据,具有理论价值和实践意义。

基于全站仪定位的辐射场测量方法研究

赵原, 刘立业, 李华, 刘学刚, 程锦锋, 王晓龙, 龙泽宇, 李会, 陈凌

2024, 44(4): 336-342.

摘要 ( 98 )

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在核设施检修或退役中,往往需要对现场的辐射剂量场进行测量。传统的剂量率仪不支持空间坐标测量,需要额外的坐标测量工具,且剂量测量和坐标测量不同步,使得测量效率受到限制。针对该问题,提出了一种基于全站仪定位的测量方法,可同时测量剂量率和对应的空间坐标,定位精度为mm级,研制了测量系统样机。使用样机对某个水泥固化放射性废物桶进行了测试实验,与蒙特卡罗计算结果进行对比,测量值与模拟值的相对偏差遵循正态分布,平均偏差为12.8%,标准偏差为9.37%,数量大约占96%的测量点位的相对偏差在[-30%,5%]的范围内,体现了较高的测量精度。对某核设施厂房的另外两个较为复杂的场景进行辐射场测量,使用对数变换普通克里金方法对离散的测量点进行辐射场插值计算,三维辐射场重构结果的平均相对偏差可控制在50%左右。结果表明通过基于全站仪的辐射场测量系统可对现场的三维辐射场进行重构,精度可以满足三维辐射场的应用需求。

核测量用裂变电离室宽量程中子注量率测量性能验证

王春池, 肖伟, 刘佳奇, 石云皓, 胡婵, 邱顺利, 葛孟团, 周宇琳, 董进诚

2024, 44(4): 343-348.

摘要 ( 50 )

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分析了堆外核测量系统中间量程裂变电离室工作原理及宽量程测量的多种工作模式,根据其多工作模式特点研究宽量程中子注量率测量技术,探讨了上堆试验方法。对裂变室脉冲模式和均方压模式情况在反应堆进行性能验证,验证结果表明,该探测器具有超宽的量程范围,探测器输出与中子注量率在脉冲计数模式线性度最大值为1.16%,均方压工作模式线性度最大值为2.06%,中子通量测量上限可达到10¹⁰ cm^-2·s^-1量级,符合AP系列堆外核测量系统中间量程通道的宽量程使用要求,可广泛应用于核电及船用堆外核测量监测系统。

核电厂便携式低放废水在线监测设备关键技术探讨

周建旺, 尤成懋, 梅翔杰, 周克波, 张素杰, 尹旺明

2024, 44(4): 349-355.

摘要 ( 76 )

PDF (2713KB) ( 101 )

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结合核电厂的实际情况和需求,梳理了低放废水的特点,明确了其对便携式在线监测设备的技术要求,其中最关键是能同时满足低探测下限(MDAC≤8 Bq/L)和便携性(设备总重≤50 kg)的限制。讨论了测量方式、探测器选型和校准方式等在线监测设备的关键技术,对低放废水进行了放射性在线监测,测量方式选择取样式,探测器选择大体积NaI晶体,校准方式选择代表点法。调研了低放废水在线监测设备的研究现状,现有的在线监测设备重量都在200 kg以上,与核电厂的要求之间存在较大的差距,有必要开展同时具备低探测下限和优异便携性的新型在线监测设备的研制。对新型探测器的应用、结构和新型测量方式的发展这三个研究方向给出了建议。最后,从提高探测效率的角度,提出了一种基于环形NaI晶体的新型探测器结构,初步论证了其探测下限和设备总重指标有望满足核电厂的要求。

基于车载巡测的北京市局部区域电磁环境解析

徐辉, 佟晶, 李飞, 王冠, 李苗, 康晓晗

2024, 44(4): 356-366.

摘要 ( 95 )

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为推进全面监测与评估区域电磁环境质量,利用车载巡测技术开展了北京市800 km²局部区域0.1 MHz~6 GHz的电磁环境水平监测,获取了90万个点位的巡测数据,包括全频段、射频和长中短波的电场强度总值,基站、5G基站等的选频数据,通过SPSS统计软件和ArcGIS制图软件进行了大数据分析,了解区域电磁环境总体水平、空间分布规律、不同环境功能区电磁环境特点、电磁环境贡献源、时间变化趋势及热点集中区域的电磁辐射源溯源。发现巡测区域全频段电场强度总值为(1.08±0.59)V/m,84.00%点位测值<1.5 V/m,射频总值与长中短波总值分别占全频段总值的68.2%和31.8%,而基站电场强度为0.63 V/m,占射频总值的76.70%,因此区域内环境中电磁辐射最大的贡献源为基站;全频段总值和射频总值空间分布特征基本一致,与人口密度、基站建设分布呈显著正相关,长中短波电磁辐射值受大中型长中短波发射源影响较大,但范围较小;基站全天电场强度均值总体上居民区>工业区,说明居民区基站分布相对密集,昼间7:00—18:00工作时段5G基站电场强度值工业区>居民区,而休息时段居民区>工业区;利用热点图可解析发现多家运营商移动基站共址等的电磁辐射设施集中区域,通过频谱解析溯源了除大型广电设施之外的长中短波电磁辐射源及周围受影响区域。

成都地铁氡浓度水平调查研究

徐立鹏, 陈立, 王先良, 黎杰, 彭毅, 刘敏, 李春阳, 杨强, 谷懿, 李健颖

2024, 44(4): 367-373.

摘要 ( 84 )

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为掌握成都地铁环境空气中氡浓度水平,采用瞬时法和累积法对31个地铁站点开展氡浓度水平调查。结果表明:成都地铁279个测量点位的瞬时测量氡浓度范围为(9.1～39.0)Bq/m³,均值(19.7±7.8)Bq/m³;累积测量地铁站点124个测量点位的氡浓度范围为(9.7～32.5)Bq/m³,均值(18.4±4.3)Bq/m³,比较得出成都地铁氡浓度水平显著低于标准规定的参考水平。研究发现地铁车厢内的氡浓度均低于对应线路地铁站点,二者正相关性达0.84(P＜0.05);上层安检处的氡浓度均低于对应站点低层站台,二者正相关性达0.81(P＜0.05);非密闭场所售票厅的氡浓度均低于对应站点同层密闭场所控制室。分析得出,通风对降低地铁氡浓度水平有效果。估算得出地铁环境空气中氡及其子体对地铁工作人员及乘客所致年有效剂量分别为0.15 mSv和0.05 mSv。

华龙一号公众辐射风险评价

王梦溪, 刘新建, 蔺洪涛, 薛娜, 邱林, 赵博

2024, 44(4): 374-382.

摘要 ( 48 )

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福岛核事故后,核电厂公众辐射风险评价受到越来越多的关注。随着我国自主设计的三代核电技术华龙一号“走出去”,阿根廷原子能委员会等国外监管机构明确提出要对核电厂开展三级概率安全评价(PSA)分析,将公众辐射风险评价作为衡量安全的重要指标。本文利用自主开发的三级PSA分析程序PSAL3DPP V1.0,结合源项、人口、气象、地形等数据,对多个厂址事故条件下公众可能受照剂量及风险进行了计算。结果表明,华龙一号严重事故后公众辐射风险均低于10^-8/a,满足阿根廷、美国、英国等国际上主流的风险验收准则。本文为华龙一号后续安全审评及海外市场推广提供了技术支撑,同时为我国监管部门制定定量化风险验收准则提供了参考。

冷却塔热羽对核电厂周围流动与扩散影响的数值模拟研究

裴娟, 李若洁, 张俊芳, 赵丹, 王雪, 浦祥

2024, 44(4): 383-390.

摘要 ( 54 )

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以某核电厂为研究对象,利用计算流体力学(CFD)方法研究了自然通风冷却塔对核电厂周围气流流动与污染物扩散的影响,并与风洞实验结果进行了比对,以验证模式有效性。结果表明:冷却塔背风侧,在近尾流区风速显著减小,湍流强度显著增大。冷却塔位于烟囱下风向时热羽排放对烟囱污染物扩散的影响较大,污染物通过冷却塔自然卷吸,出现二次排放现象,有热羽排放时的地面轴线扩散因子在1 000 m前小于无热羽排放的。

网格尺度对三维水动力模型模拟滨海地区潮流特性影响的数值分析

刘姣男, 韩丽娟, 乔建浩, 郝瑞霞

2024, 44(4): 391-402.

摘要 ( 38 )

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构建了三门湾三维水动力模型,将计算结果与实测资料进行对比分析后设置了不同的网格尺度,对三个断面和四个典型点的潮流特性进行了分析。结果表明:当研究水域为港汊较多、地形复杂的海湾时,数值模拟计算值的相对偏差会随着网格尺度增大而增大,当网格尺度增大到一定值时,相对偏差会由于多种误差的正负累积而趋于稳定。地形是影响潮流计算的关键因素,在地形变化剧烈和水深较小的潮间带水域的潮差和流速值相对变化较大,在水深较大的平坦区域则几乎不受网格尺度的影响;流向对网格尺度的敏感程度较低,与网格尺度无明显关系;水平涡粘系数与网格面积呈正相关,且网格面积对流速变形率S_ij较大处影响较大。综合分析,在进行潮流计算时,需要在地形复杂的岸边、水深较小的潮间带以及岛屿间进行网格的加密处理,考虑计算时间、模型计算的稳定收敛以及计算值的精确度等因素,确定合适的计算网格尺度,使得计算结果满足精度要求。

“华龙一号”余热排出系统氧化运行期间对周边区域的影响分析

李明, 石生春, 庞宗柱, 刘宇, 蒋颜蔓

2024, 44(4): 403-409.

摘要 ( 43 )

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余热排出系统的辐射水平在机组停堆过程中会明显变化,氧化运行期间达到停堆峰值,对周边区域产生影响。对“华龙一号”余热排出系统停堆峰值时刻周边区域的辐射水平进行了计算,对比运行电厂实测最大值,综合分析给出了余热排出系统对周边区域辐射水平的影响,同时提出了相应的优化建议。

压水堆二回路蒸汽外供工业应用的辐射防护探讨

庄亚平, 刘维理, 方圆, 吴放, 缪正强

2024, 44(4): 410-415.

摘要 ( 49 )

PDF (1879KB) ( 45 )

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核电机组具备提供大规模、稳定的工业蒸汽的能力。实验室测量表明,蒸汽发生器传热管无泄漏情况下,二回路蒸汽凝结水中除氚外的放射性核素的活度浓度与环境水样没有差异。本文参考饮用水标准,建议将二回路蒸汽工业应用的放射性核素管理目标值设定为3.0 Bq/kg;在蒸汽发生器排污管线上增设高灵敏度辐射监测仪,对主蒸汽管道N-16辐射监测通道进行技术改造,从而对蒸汽发生器传热管泄漏进行及时、有效及可靠的监测,与外供蒸汽管道出厂区边界的控制阀连锁,避免在运行和事故工况下放射性核素通过供汽管道排出厂区。

完善我国新时代核应急培训和演习工作的思考与建议

刘玉龙, 王优优, 侯雨含, 卞华慧, 刘畅

2024, 44(4): 416-422.

摘要 ( 59 )

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我国政府高度重视核应急培训和演习工作。作为核应急管理体系的重要组成部分,本文以核应急培训和演习为切入点,以国家“神盾”系列核应急联合演习作为案例分析,结合核应急核心能力建设的要点,提出完善我国新时代核应急培训和演习工作的思考与建议。

辐射事故应急响应技术要点及难点分析

张彦, 乔清党, 杨端节

2024, 44(4): 423-429.

摘要 ( 94 )

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辐射事故响应过程包含若干重要的行动环节,本文结合实践经验,对辐射事故应急响应中各主要环节技术要点进行分析,并针对存在的难点给出对策建议,为后续进一步做好辐射事故应急响应工作提供参考。

某核燃料循环火灾事故研究装置及初步研究成果介绍

孙洪超, 连一仁, 李国强, 陈磊, 孟东原, 孙树堂, 庄大杰, 张建岗

2024, 44(4): 430-436.

摘要 ( 49 )

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火灾事故作为核燃料循环设施典型事故,是国际核燃料循环安全领域研究的焦点。中国辐射防护研究院目前建有小、中、大三个尺度的核燃料循环火灾事故放射性源项研究装置。小尺度装置为200 L圆柱体燃烧舱室,主要用于可燃物基础参数测试;中尺度装置和大尺度装置分别为20 m³、120 m³长方体燃烧舱室,主要用于开展可燃物燃烧速率、温度分布、放射性气体与气溶胶释放份额、核素释放份额和过滤效率等科学研究。重点对三套装置各自的特征和研究能力进行总结,结合国际研究热点提出了进一步研究计划。

2024年辐射安全监管工作座谈会在贵州召开

2024, 44(4): 335.

摘要 ( 38 )

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生态环境部(国家核安全局)代表团出席国际原子能机构安全标准委员会第55次会议

2024, 44(4): 348.

摘要 ( 28 )

PDF (612KB) ( 9 )

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国家标准《铀矿冶放射性废物辐射环境管理技术规定》正式发布

2024, 44(4): 373.