辐射防护

第45卷第S1期中英文目录

2025, 45(S1): 0-0.

摘要 ( 9 )

PDF (971KB) ( 3 )

相关文章 | 多维度评价

放射性混凝土烟囱退役关键技术研究

华正韬, 鲍芳, 郑莉, 姜星斗

2025, 45(S1): 1-6.

摘要 ( 16 )

PDF (6224KB) ( 9 )

参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

随着老旧核设施退役工作的开展,配套的混凝土排风烟囱也即将面临退役工作。目前国内尚未有大型放射性烟囱退役的工程经验。本文针对国内某待退役放射性排风烟囱结构和源项特点,对放射性烟囱退役技术路线进行分析,对烟囱内部工艺管遥控拆除及内壁遥控去污技术开展研究,研制出了关键设备,并对放射性烟囱退役技术难点问题提出了解决方案。

核设施退役虚拟仿真平台构建与应用研究

钟香斌, 张振楠, 刘帆, 梁玮伦, 霍明

2025, 45(S1): 7-11.

摘要 ( 17 )

PDF (5652KB) ( 3 )

参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

核设施退役是涉及辐射和工业风险的复杂系统工程,本文结合国际核设施退役虚拟仿真调研,基于最新虚拟仿真技术,进一步探讨了平台退役协同设计和退役施工管理中的关键技术问题,提出了一套退役仿真平台的构建方案,开发了中广核退役仿真平台,并应用于核电厂反应堆压力容器顶盖退役项目。结果表明,虚拟仿真技术以其低成本、可视化表达和智能化分析的优势,在核设施退役领域具有显著的应用价值,能够有效减少施工变更、降低工程风险,并提高工程质量。

一种基于放射性泥浆的振动脱水筛参数寻优方法

孙浩宾, 康劲扬, 钱昱衡, 侯少寒, 马其钊, 李厚霖, 谭凤鸣

2025, 45(S1): 12-17.

摘要 ( 12 )

PDF (4865KB) ( 3 )

参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

振动脱水筛作为我国核设施退役行业中高放液体贮罐泥浆回取工作中固、液分离的重要设备,其作用是筛分放射性泥浆中的固体和液体。本文以提高振动脱水筛对放射性泥浆的脱水效率为生产要求,提出了一种在不改变振动脱水筛结构的前提下,通过寻找最优振幅、振频和振动方向角3个参数来实现提高振动脱水筛脱水效率的方法。该方法结合正交试验法并使用离散元分析软件对放射性泥浆在振动脱水筛中的脱水过程进行数值模拟,对模拟结果进行多元非线性拟合后,使用遗传退火算法寻找最高脱水效率所对应的震动参数。研究结果表明,振动脱水筛筛网目数为25目时,选取振幅为8 mm、振频为30 Hz、方向角为60°可以取得最优脱水效率。研究结论可为放射性泥浆振动脱水筛的优化设计提供一定指导意义。

用于压水堆一回路去污的Ce（Ⅳ）+超声去污技术研究

杨蕊, 曲啸虎, 郑开元, 田春平, 郭晋汉, 王钊, 刘婷婷, 周羽, 高杨

2025, 45(S1): 18-25.

摘要 ( 12 )

PDF (8314KB) ( 2 )

参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

针对压水堆一回路运行过程中生成的腐蚀产物,开展Ce（Ⅳ）加超声协同去污技术研究。选用304不锈钢作为样片,利用高压反应釜模拟压水堆一回路的腐蚀环境,制作出用于去污的腐蚀样片。探究不同的Ce（Ⅳ）浓度、硝酸浓度以及超声因素对去污效率的影响,研究不同条件下的去污液对金属基体材料的腐蚀情况。结果表明：高压反应釜制作出的腐蚀层表面形貌致密均匀,无明显的空洞开裂。去污实验中,Ce（Ⅳ）浓度对去污效果影响显著,当硝酸铈铵浓度为25 mmol/L时,去污液对氧化膜的去污效率最高;硝酸浓度对去污效果的影响并不显著,不同硝酸浓度下去污效率相差不大,但随着硝酸浓度的增加,去污效率呈现先上升后下降的趋势,当硝酸浓度为1.5 mol/L时去污效率达到最高;超声因素的加入会使去污效果显著提高;去污液与金属基体材料的相容性好,金属基体材料的腐蚀量最大为6.25 g/m²,远低于行业标准中规定的基体材料腐蚀量上限和精密部件腐蚀量上限。

ICRP辐射防护体系在放射性废物地质处置中的应用

刘旭东

2025, 45(S1): 26-31.

摘要 ( 9 )

PDF (5225KB) ( 4 )

参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

通过回顾国际放射防护委员会（ICRP）第46、64、77、81、122号出版物中的相关内容,系统介绍了放射性废物地质处置辐射防护中的重要概念及其发展历程以及ICRP 2007年建议书中辐射防护体系在放射性废物地质处置中的应用。结合国际基本安全标准相关内容和我国地质处置标准导则现状,讨论了辐射防护体系和地质处置标准导则之间的内在联系及其相互促进的支撑关系。

飞凤山低中放固体废物处置场安全全过程系统分析研究进展

陈运利, 相秀娟, 罗国洲

2025, 45(S1): 32-37.

摘要 ( 11 )

PDF (5214KB) ( 3 )

参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

参照国际原子能机构（IAEA）安全导则SSG-23要求,在2019年至2023年开展了飞凤山处置场安全全过程系统分析研究。研究形成了适合飞凤山处置场的特征、事件和过程（FEPs）清单和评价景象,完成了处置场场址区域未来气候变化预测,构建了处置场处置单元混凝土演变模型和地下水位长期动态模型,并给出了代表性核素在混凝土和原状土中迁移参数。该研究成果一方面作为我国制定安全全过程系统分析导则的一个试点,另一方面为其他近地表处置设施开展安全全过程系统分析研究提供参考。

废放射源近地表处置工艺设计及工程验证

龚杰, 吕钢, 董志强, 周兆宇, 吴宏, 李思洋, 闫旭, 张佩佩, 相秀娟, 姚振宇

2025, 45(S1): 38-43.

摘要 ( 14 )

PDF (7835KB) ( 1 )

参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

依托国家废放射源集中贮存库和西北低中放固体废物处置场,开展了废放射源处置工程验证,通过对 1 102枚Ⅳ、Ⅴ类放射源的回取、核查、封装和桶内固定,形成满足处置场接收要求的废源废物包并进行处置。建立了以处置安全为目的的废放射源整备及处置工艺,从工程角度验证了废放射源回取、核查、整备及处置工艺流程的可行性及合理性,为我国下一步开展大批量和更高活度废放射源处置奠定了技术基础。

某低中放固体废物处置场一期二阶段建设项目工艺方案设计优化

周文波, 郭倚天

2025, 45(S1): 44-51.

摘要 ( 10 )

PDF (10970KB) ( 2 )

参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

某低中放固体废物处置场一期一阶段工程即将完成全部处置单元低中放固体废物处置任务,为保障以某厂为代表的西南地区涉核单位生产的低中放固体废物得到及时妥善处置,开展一期二阶段建设项目十分必要,也是十分紧迫的。一期二阶段建设项目在设计阶段,针对一期一阶段运行中存在的接收废物检查设备自动化水平不高,功能不全,废物处置效率较低,处置单元容积利用率不高,人员辐照风险较高等问题,开展了工艺方案研究。通过优化工艺流程、废物检查、关键设备参数、废物码放及控制室等设计,有效解决了一期一阶段运行中存在的问题,将某低中放固体废物处置场设计成高度数字化、智能化的近地表放射性废物处置场,有力提高了我国放射性废物处置能力的建设。

放射性废过滤器芯减容装置的研制

徐卫, 李欢, 阮佳晟, 张禹, 郑博文

2025, 45(S1): 52-56.

摘要 ( 11 )

PDF (4755KB) ( 2 )

参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

针对废弃的放射性高效过滤器芯（以下简称废滤芯）处理需求,开发了两套废滤芯减容装置。第一套装置采取“整体破碎压缩”的工艺,对废过滤器进行整体破碎压缩处理,大幅减少了废物体积,为废物最小化提供了技术支持。鉴于过滤器在使用过程中,大部分带有放射性的粉尘和气溶胶被截留在过滤器的滤材（芯材）上,而金属壳体主要为表面轻度沾污,可通过去污实现解控再利用,在此基础上开发了第二套减容装置,对金属框架和芯材采取差异化的处理措施,采用“分离-压缩”的分步处理工艺,即先将芯材和金属框架分离,滤材通过压缩实现减容,而金属框架通过除胶、擦拭等工艺清洁外表面后进行解控或整备。芯壳分离再压缩式废滤芯减容装置能够实现对废滤芯的有效减容处理,且具有自动化程度高、减容效果好、辐射防护程度高等优势。

陶瓷电熔炉供料循环链控制算法及数据管理模块

朱凌佳, 孟祥达, 赵利美, 宝音, 张博, 张俊龙

2025, 45(S1): 57-66.

摘要 ( 12 )

PDF (6892KB) ( 2 )

参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

高放废液玻璃固化的流程自动化要求高,本文针对其中的熔炉供料流程设计了一套供料循环链控制算法及其相关数据管理模块。通过该设计,实现了熔炉的自动连续稳定进料,提高了玻璃固化流程的自动化水平,并在数据管理模块中对熔炉进料过程中物料流控制和供料等重要参数信息进行了记录,为设施运行的稳定性和可靠性提供了必要的保障。

含¹³⁷Cs、⁹⁰Sr双核素的土壤废物测量分拣限值的确定

施海江, 朱欣研, 杜晓慧, 韩红臣, 吕海雷, 初丽丽, 苗彩霞, 王辰宇, 孙琦

2025, 45(S1): 67-70.

摘要 ( 16 )

PDF (3050KB) ( 2 )

参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

针对多种核素共存且各核素废物分类比活度指导值不同的情况,以¹³⁷Cs、⁹⁰Sr为代表核素制备放射性土壤标准样品确定测量分拣限值。详细介绍了方法原理、实现步骤、该方法的检验判断以及应用实践。

核设施通风系统现状及对策探讨

王怡康, 窦义昌, 吴庆东, 段宇建, 薛向明, 战景明

2025, 45(S1): 71-75.

摘要 ( 9 )

PDF (4837KB) ( 2 )

参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

目前,国内核设施通风系统问题时有出现,为了解我国核设施通风系统现状,降低放射性粉尘和气溶胶、化学有害因素、高温等危害对人体健康的影响,本文以核燃料元件厂为例综述了我国核设施通风系统全流程各阶段（设计审核阶段、施工安装阶段、调试阶段及运行维护阶段）可能存在的几点问题,并提出了改善对策。现阶段国内核设施的环境质量仍有待进一步提升,企业需要更加重视厂房通风管理,对可能发生的隐患尽快整改,保证通风设施高效运行,从而改善厂房内空气环境,降低职业病发病率。

辐射防护基本标准中应急照射情况及其防护

张建岗, 李国强, 杨亚鹏, 冯宗洋, 贾林胜, 王宁, 梁博宁

2025, 45(S1): 76-81.

摘要 ( 13 )

PDF (5117KB) ( 4 )

参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

介绍了国际辐射防护与辐射源安全基本标准中应急照射情况的总体要求、应急管理体系、公众照射、应急人员照射、从应急照射情况向现存照射情况的转变等方面的要求,介绍了国际核与辐射应急准备和响应安全标准的变化,提出了修订我国辐射防护基本标准的建议。

基于人工智能技术的辐射防护标准学习平台构建设想

毛延哲, 马跃峰, 刘凯, 赵凯杰, 王晓峰, 高佳欣, 吴尧, 韩方杰, 孔晓娜, 刘晓明, 郑建国, 赵怀璞

2025, 45(S1): 82-84.

摘要 ( 14 )

PDF (2718KB) ( 1 )

参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

提出了基于人工智能算法的智能化学习平台建设构想,旨在提升辐射防护标准学习的效率、理解深度和应用效果。人工智能（AI）驱动的学习平台利用自然语言处理技术将标准文本转化为更易懂的语言,提供图表、视频和互动案例等多形式资源。生成式人工智能可以支持对话式学习,帮助学员更好理解内容。学习平台可根据学员背景、岗位需求和学习进度,自动生成个性化学习路径,实时跟踪学员学习情况,提供个性化的反馈和评估,动态优化学习内容和策略。随着人工智能技术的不断进步,平台可持续优化。

当期目录