辐射防护

第35卷第1期中英文目录

2015, 35(1): 0-0.

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核电厂流出物低水平放射性核素监测问题的探讨

袁之伦, 潘自强, 张艳霞, 陈晓秋, 李宏宇, 黄东辉

2015, 35(1): 1-8.

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核电厂流出物低水平放射性核素监测能力是评价核电厂放射性流出物排放量的保证。为了探讨我国核电厂流出物监测管理存在的问题,通过改变运行核电厂常规采样、测量方式,实验研究了核电厂流出物低水平放射性核素活度水平及其探测限,并探讨了核电厂现行数据处理的计算结果与实际排放之间的差距。研究结果表明,流出物中低水平放射性核素的实际水平远低于其现阶段排放量统计水平,确实成为了我国核电厂统计排放量偏高的因素之一。在此基础上给出了建立核电厂流出物监测探测限指标监管要求和低水平监测结果数据处理的建议。

某厂址沿海大气边界层和大气扩散特征的数值模拟与分析

杨宗甄, 游春华, 鲍昕杰

2015, 35(1): 9-19.

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利用WRF数值模式和随机游动扩散模式对某厂址沿海地区的中小尺度风场和大气扩散特征进行了数值模拟研究与分析。结果表明,该地区受地形和滨海条件的影响,大气扩散输运总体受天气系统和海陆风环流影响,天气系统环流下风场在水平方向的空间变化不大,扩散烟流基本平直;海陆风环流下的风场随时间变化和空间摆动对当地扩散有重要意义。随机游动模拟方法较好地反映出当地大气扩散特征,特别是在复杂地形及中性层结作用下,放射性污染物易在迎风坡出现堆积现象。

SRS-19模型和R&D 128模型在ERICA程序陆生生物辐射影响评价中的应用研究

杜红燕, 白晓平, 郑伟, 毛亚蔚

2015, 35(1): 20-25.

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ERICA程序是广泛应用于非人类物种辐射效应的评估程序。运用ERICA程序对某核电厂正常运行时陆生生物所受到的辐射剂量率进行估算和评价,鉴于ERICA程序中作为程序输入参数的特定场址的核素浓度难以获取,且程序不能对惰性气体进行计算,本文采用SRS-19模型计算核素浓度,并以半衰期较长的⁸⁵Kr为例,初步尝试使用R&D 128模型对惰性气体的辐射生物影响进行估算。结果表明,两模型对ERICA程序能够起到较好的补充作用,厂址周围各类陆生生物所受辐射影响不大。

放射性污染金属废物包装容器的屏蔽设计

邹文华, 董志强, 姚振宇, 许书河, 王文

2015, 35(1): 26-30.

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针对活度较高的放射性污染金属废物包装容器的屏蔽设计进行了研究。重点阐述了计算废物货包外γ剂量率的圆柱体源模型,推导了圆柱体源剂量场分布的计算公式。通过圆柱体源模型对Ⅷ型钢箱废物货包的计算值与监测数据对比分析,表明圆柱体源模型计算结果能较准确地反映废物货包外γ剂量率分布。基于圆柱体源模型的计算结果,对废物包装容器进行了合理的屏蔽设计,满足了放射性物质运输和处置标准的有关要求。圆柱体源模型对单体货包外剂量率的计算方法简单易实现,而且其计算值比监测值稍大,提供了一定的安全裕度,适合应用于放射性工程实践中。

核电站浓缩液桶内干燥装置的研制及可行性验证

梁栋, 柳兆峰, 闫晓俊, 高超, 安鸿翔, 李洪辉, 冯文东, 刘伟, 杨卫兵, 赵帅维

2015, 35(1): 31-35.

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对核电站浓缩液的减容处理是放射性废物最小化内容之一。自行开发了桶内干燥工艺流程以及研制干燥装置,并进行了单机、单元和全流程调试。在此基础上进行了冷试验。结果表明,该装置运行平稳,安全;干燥浓缩液的减容比为4,干燥产物含水率为15%左右。说明该装置用于核电站浓缩液的桶内干燥是可行的。

模拟含硼浓缩液微波桶内干燥初步试验研究

贾梅兰, 高超, 梁栋, 安鸿翔, 柳兆峰

2015, 35(1): 36-42.

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与含硼浓缩液现役水泥固化工艺相比,微波桶内干燥工艺既能减小废物体积,又能减小放射性污染。采用预试验和台架试验对微波桶内干燥模拟含硼浓缩液工艺参数进行了初步试验研究。研究结果表明,微波桶内干燥模拟含硼浓缩液是可行的。在微波桶内干燥过程中,排气口温度可作为干燥终点的判断或再次进料判断的直观指标。在批次加料干燥试验中,首次加料量务必保证适中的模拟液量,否则会引起微波反射;批次补料量越小,越有利于干燥产物性状优化。本试验条件下,推荐排气口温度上升至72 ℃后补料或终止干燥;推荐采用首次加料2 kg,后续补料1 kg的批次加料方式。

阳江核电站废物暂存库(QT)的优化设计

胡雅丽, 史军妍

2015, 35(1): 43-48.

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阳江核电站规划建设6台机组,其废物处理工艺各机组有所不同,产生的废物形式具有多样性。除了阳江1、2号机组采用传统的水泥固化桶外,阳江3～6号机组采用了新型高整体性容器HIC桶贮存废物。因此,阳江核电站的废物暂存厂房(QT)需要进行重新设计。本文从工艺和布置的角度,分别介绍了设计过程中所做的优化和改进工作。

聚乙烯高整体容器多年累积剂量的近似计算方法

王棋赟, 马小强

2015, 35(1): 49-54.

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高整体容器(HIC)是一种经特殊设计制造的具有高强度、高密封性、高化学稳定性和高热稳定性的低、中水平放射性废物处置容器。对于聚乙烯材料制作的高整体容器,其在设计和使用过程中存在一个重要的指标,即辐照稳定性。本文介绍一种高整体容器累积剂量的计算方法,并使用此方法对AP1000核电工程中使用的聚乙烯高整体容器累积剂量进行估算。通过与Micro Shield、MCNP程序计算的结果比较,证明该方法是一种保守的、偏安全的并可用于实践的高整体容器累积剂量计算方法。

海水放射性监测报警装置对¹³⁷Cs直接测量的不确定度分析

苏健, 曾志, 何建华, 马豪, 余雯

2015, 35(1): 55-58.

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不确定度是监测装置性能的重要指标,分析和计算不确定度是海水¹³⁷Cs的监测结果正确表述的必要前提。对一海水放射性监测报警装置直接测量海水中¹³⁷Cs的不确定度来源进行了分析,实测了4个含有不同活度水平¹³⁷Cs的西太平洋海水样品,并与放化分析结果进行了比较。结果显示该仪器的不确定度主要影响因素有海水样品γ计数率的相对不确定度、¹³⁷Cs海水标准源γ计数率和体积的相对不确定度。

核电厂辐射环境本底调查实践中的一些探讨

苏永杰, 李文辉, 王建华

2015, 35(1): 59-64.

摘要 ( 6 )

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根据核电厂辐射环境本底调查中的工作实践,从标准应用和实践过程两方面分析了核电厂辐射环境本底调查工作开展现状,探讨了实际工作中发现的一些问题,如具体监测项目、航测的应用、工作大纲的重要性、本底调查开展时机、监测的衔接,并给出了相应的建议。

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