辐射防护

第35卷第4期中英文目录

2015, 35(4): 0-0.

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核动力厂选址假想事故源项的探讨

张琳, 陈晓秋, 李冰

2015, 35(4): 193-198.

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介绍了美国核审管部门对核动力厂选址假想事故源项确定的历史演变以及相关研究进展。推荐了一套核动力厂选址假想事故源项,以及确定非居住区边界的评价分析方法和假设条件。计算了M310和AP1000核动力厂厂址的非居住区的最大径向距离。计算结果表明:(1)对于M310和AP1000核动力厂,采用确定论方法估算大气扩散因子,安全壳泄漏率(体积分数)取0.3%/d,非居住区最大径向距离分别不超过1.4 km和1.9 km;(2)在厂址选址阶段,考虑核动力厂的技术路线尚未明确或采用新技术路线,采用“不考虑安全壳喷淋系统等能动安全设施对核素的去除作用”的选址假想事故源项来确定厂址非居住区的边界基本上是可行的。

三门核电一号机组新燃料组件在冲洗井中临时存放的临界安全计算

李雪松, 马鹏勋

2015, 35(4): 199-203.

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新燃料贮存主要涉及到的核安全问题是临界安全。对新燃料组件临时存放的方案进行临界安全计算时必须考虑两项独立事件的情况下组件的临界安全。采用SCALE对三门核电将首炉新燃料组件存放于冲洗井中的方案进行了临界计算。计算结果显示,即使在极限的两项独立事件同时发生的前提下, 三门核电首炉机组的燃料组件在冲洗井中存放的临界安全也是有保障的。

FCTC10型工业辐照⁶⁰Co运输容器屏蔽测量与评价

李国强, 庄大杰, 孙洪超, 罗晓渭, 杨哲, 王盼

2015, 35(4): 204-208.

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FCTC10型容器设计用于装载工业辐照⁶⁰Co源,在装载18万居里(Ci) ⁶⁰Co放射源时属B(U)型、Ⅲ级(黄)货包。FCTC10型容器由屏蔽容器、吊篮、防护罩与运输托架组成,主要利用屏蔽容器主体和铅塞的钢壳层及其中间填充的钨合金、铅屏蔽层实现货包的屏蔽功能。采用蒙特卡罗方法模拟计算和实验测量相结合的方法给出FCTC10运输容器在满载时的辐射水平,结果表明FCTC10容器满足GB 11806—2004对货包辐射水平的规定。根据运输实践经验假设了工作人员和公众的受照情景,计算出的单次运输工作人员和公众的受照剂量小于设计考虑的剂量约束值,也低于GB 18871—2002对工作人员和公众的剂量限值。在设计基准事故情况下,容器外部局部区域辐射水平增加量不超过1倍,对事故处理人员的剂量很小。

不同剂量率的低剂量X射线诱导早熟染色体断片的剂量效应关系

马娅, 刘伟, 信亚周, 侯殿俊, 李洁清, 乔建维, 贾喜明, 李卫国

2015, 35(4): 209-213.

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为了解决低传能线密度辐射诱发的染色体畸变存在剂量率效应的问题,以便较为准确地估算不同剂量率受照人员的吸收剂量。用3种不同照射剂量率的低剂量X线照射离体人外周血,CA诱导染色体早熟,收获早熟凝集染色体,采用盲法阅片,计数染色体断片数和畸变细胞数,分析畸变率与照射剂量之间的关系,分别拟合不同剂量率的剂量效应曲线和数学模型。结果表明,在剂量率一定的情况下,各剂量点的染色体断片率随吸收剂量增加而增加。同一剂量点不同剂量率射线诱发的染色体断片率随剂量率的增加而增加,剂量率效应明显。因此在估算低传能线密度辐射的吸收剂量时,应该考虑剂量率效应,根据受照情况尽量选择剂量率相近的剂量-效应关系曲线进行估算,从而使结果更为准确。

富勒烯衍生物对X射线所致小鼠肝线粒体损伤的保护作用

陈琪萍, 何佳恒, 马宗平, 王关全, 刘国平

2015, 35(4): 214-220.

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采用不同剂量(12、20、40、80 Gy)X射线照射昆明种小白鼠,于照前或照后给予富勒烯多大环多胺衍生物(CB),研究富勒烯衍生物对X射线所致小鼠急性肝线粒体损伤的保护作用。结果表明,不同剂量X射线照射可使小鼠肝线粒体氧化受损,表现为线粒体肿胀,发生脂质过氧化反应,产生脂质过氧化物——丙二醛等物质,用富勒烯大环多胺衍生物干预的小鼠可明显减少线粒体肿胀及脂质过氧化物的形成。说明富勒烯大环多胺衍生物有助于减轻辐射引起的线粒体受损,维护线粒体结构和功能的完整性。

地下水模型系统GMS在核电厂地下水核素迁移数值模拟中的应用

刘永, 毛亚蔚, 郑伟, 白晓平

2015, 35(4): 221-226.

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福岛事故后,核电厂地下水环境影响评价逐渐成为人们关注的焦点。本文针对某内陆核电厂,基于地下水模型系统GMS,对某厂址及其附近区域地下水进行三维数值模拟,并对重要核素H-3、Cs-137和Sr-90在地下水中的迁移行为和影响范围进行预测和评价。结果表明:一旦发生放射性废液泄漏事故,H-3迁移速度较快,会影响厂址及其附近区域地下水,但不会对厂址北部河流造成影响;Cs-137和Sr-90迁移速度缓慢,影响范围仅局限在泄漏点周围100 m范围内,不会造成厂外影响。

活性炭结构改性对氡吸附能力差异的分析研究

王孝娃, 万骏, 涂彧

2015, 35(4): 227-231.

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活性炭是吸附氡的主要吸附剂,但对于活性炭吸附氡的研究目前主要集中在外界环境条件、氡浓度的改变等对其吸附氡效率的影响。为了从活性炭自身结构分析其对氡吸附的影响程度,通过对普通活性炭进行氧化活化,比较二者的氡吸附能力,最后从二者自身结构的差异分析其与氡吸附能力的关系。

群堆运行模式下核电厂的控制区出入监测及其系统联网改造

王立芳, 何俊男

2015, 35(4): 232-238.

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探讨了核电厂群堆运行模式下的辐射控制区出入监测及其防护管理,分析了群堆模式下控制区进出人员授权、个人剂量、污染监测与控制等辐射防护实践中面临的新需求;以秦山第二核电厂为例,介绍了其为实现群堆模式下控制区出入监测的统一管理而进行的联网技术改造,同时阐述了技术改造方案及实施过程中遇到的问题和解决方法。

气溶胶中钋-210的分析

张晔, 曹钟港, 王克斌, 郁丹炯

2015, 35(4): 239-242.

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采用α 能谱示踪法进行了大气气溶胶中的²¹⁰Po分析方法研究。气溶胶滤膜样品经剪碎后加入²⁰⁹Po示踪剂,在硝酸-硫酸-高氯酸体系中湿式消化, 用0.5 mol/ L盐酸反复浸取,在高温高速搅拌的水浴中置入银片自沉积,样品源银片在α能谱仪上测量。建立的分析测量方法,对于采样体积大于500 m³的气溶胶样品,探测下限可达0.01 mBq/m³,回收率接近95%。本方法经多项质量控制措施验证,现已在国家辐射监控点大气气溶胶测量和铀矿污染源监测项目中得到应用。

CPR1000机组固体废物处理系统及其调试

陆科峰, 钟香斌, 李超, 张鹏, 卢忠诚

2015, 35(4): 243-247.

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CPR1000核电机组固体废物处理系统负责电站运行期间产生的各类固体放射性废物的收集、贮存及处理,系统涉及水泥固化、混凝土固定、超级压缩处理等废物处理工艺。本文就系统处理源项、系统工艺流程、系统调试启动进行介绍,并着重就CPR1000机组固体废物处理系统与目前国内其它电站的差异性进行论述,对其存在的不足及后续系统改进优化提出合理化提议。

我国2004—2013年工业γ射线探伤辐射事故回顾与分析

彭建亮, 陈栋梁, 姜文华, 李雪琴, 周晓剑, 于涛

2015, 35(4): 248-252.

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为了从已发生的工业γ射线探伤辐射事故中吸取经验教训,预防辐射事故发生,对于2004—2013年全国发生的工业γ射线探伤辐射事故进行总结整理,分析事故类型、级别、探讨其后果及原因,以期为以后的同类实践提供技术参考。调查结果显示: 2004—2013年我国共发生17起工业γ射线探伤事故,以放射源丢失、被盗事故为主,其中3起事故造成了人员受超剂量照射。17起事故中94%为较大或重大事故,事故原因主要是人为因素导致的安全措施缺失。建议使用工业γ射线探伤装置的单位须严格遵守《关于γ射线探伤装置的辐射安全要求》,加强安全监管,积极培育辐射安全文化,预防事故发生。

新疆伊犁铀矿冶退役场所辐射环境影响现状调查

赵其文, 王国全

2015, 35(4): 253-256.

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以新疆伊犁4个铀矿冶退役场所为研究对象,调查其辐射环境影响,包括退役场所的γ吸收剂量率、土壤表面氡析出率以及土壤及水体中的天然放射性核素含量。结果表明,部分退役场所超标情况严重,亟需进一步治理。

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