辐射防护

方岚, 刘新华, 祝兆文, 徐春艳

2020, 40(2): 89-98.

摘要 ( 164 )

PDF (8978KB) ( 65 )

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我国核电机组堆型众多,来源广泛,这些引进堆型的源项在我国应用中还存在一些问题。源项设计是否合理,直接影响到排放源项的准确性和环境影响评价源项的合理性。本文通过分析不同堆型源项在我国应用中存在的问题,研究如何构建我国核电厂通用的一回路源项和排放源项框架体系,为解决国内核电厂源项计算中长期存在的问题,也为我国华龙一号和CAP1400堆型的源项计算提供技术基础。

基于RG 1.183的先进小堆选址源项模型初步研究

胡雨, 方栋, 朱学农

2020, 40(2): 99-103.

摘要 ( 157 )

PDF (1031KB) ( 169 )

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在《用于评估核动力反应堆设计基准事故的替代放射性源项》RG 1.183所述的假想事故场景情况下,考虑目前大多数的先进小型压水堆地上-地下布置的设计特点,对传统大型压水堆选址源项计算模型做了改进:在原安全壳内放射性物质守恒方程的基础上,考虑辅助厂房的阻滞作用,建立辅助厂房内放射性物质守恒方程。并以某先进小型反应堆核电厂为例,利用新模型计算了代表核素的释放,与现有模型进行了对比。

氦-3回路中氚的辐射安全分析

李炳林

2020, 40(2): 104-109.

摘要 ( 177 )

PDF (1695KB) ( 228 )

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氚安全是确保燃料元件堆内功率瞬态试验的关键因素之一。本文首先分析了氚的来源和危害,提出了氦-3回路氚的防护和去污措施,然后讨论了氚在正常运行和事故时释放到包容箱和工艺间的量和处理措施,最后评价了氦-3系统发生不同安全措施失效的事故情况下工作人员的氚内照射剂量。结果表明:系统正常运行时工作人员所受最大剂量为1.27 μSv/d,除了氚安全措施全部同时失效且HT短时间全部被氧化成HTO的极限事故以外,在一般事故情况下氚对工作人员产生的最大剂量小于10 mSv。

蒸压加气混凝土砌块辐射防护屏蔽性能试验研究

陆洋 ,张永贵, 杜中, 陈志, 陶宗硕

2020, 40(2): 110-114.

摘要 ( 131 )

PDF (7852KB) ( 50 )

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本文利用相同管电流(25 mA)不同管电压(70 kV~120 kV)下产生的X射线,对国内4种常用蒸压加气混凝土砌块样品进行照射,并测量射线穿过每种样品后固定点位处的空气吸收剂量率。研究得出:(1)在70 kV～120 kV条件下,蒸压加气混凝土砌块的等效铅当量厚度随着管电压的增加出现先增加后减小的变化趋势,在90 kV时达到最大;(2)4种蒸压加气混凝土砌块的等效铅当量厚度均大于1.0 mm,部分射线装置机房可选用蒸压加气混凝土作为辐射防护材料;(3)蒸压加气混凝土砌块的等效铅当量厚度与材料的干密度、厚度有关,与抗压强度无关,材料的干密度越大、材料厚度越大,等效铅当量厚度越高。

中放废物坑扩孔操作的石英砂屏蔽实践

刘登奎, 张劲松, 李振臣, 徐江

2020, 40(2): 115-119.

摘要 ( 139 )

PDF (5033KB) ( 134 )

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为了回取小坑口废物坑中的废物,利用了石英砂的流动性和吸尘器的抽吸功能,用石英砂屏蔽表面辐射水平为4.28 Gy/h的坑内中放废物,将坑口辐射水平降至4.49 μGy/h 后,安全地实现了扩孔操作,实施屏蔽和拆除屏蔽过程都实现了远距离操作,极大降低了人员所受剂量,屏蔽实施与拆除操作人员的集体剂量仅为0.45人·mSv。

某核电厂潜在表面污染风险管理探讨

任学明,李肖宁,马波阳

2020, 40(2): 120-125.

摘要 ( 143 )

PDF (2906KB) ( 213 )

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某核电厂采用了国际上比较先进的 “EVEREST”进出控制区模式,人员可以穿着普通劳保服进出辐射控制区。为避免或减少辐射控制区内因设备意外泄漏导致的污染扩散和人员沾污,该核电厂控制区采用潜在污染风险管理方式,包括通过分析反应堆回路主要设备的放射性介质包容可靠性以及已发生的污染事件原因,识别潜在污染区域,对控制区进行污染分区,并对潜在污染区和实际污染区设置边界,对进入的人员进行相应的防护。

膨润土-砂混合物缓冲层轴向热传导性研究

刘平 ,赵亮, 焦大丁, 王家杰, 杨鸿锐

2020, 40(2): 126-136.

摘要 ( 98 )

PDF (19037KB) ( 20 )

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膨润土-砂混合物作为高放废物处置库缓冲材料,在高放废物衰变释热作用下,其物理力学性能对处置库的稳定和安全性具有重要影响。本研究采用自行设计的装置,对按比例缩小后的不同干密度、含水率、掺砂率试样进行热传导模拟试验,并对缓冲层热-力耦合过程进行数值模拟分析,得到了缓冲层温度、应力和应变的变化及分布情况,重点分析了温度的影响。结果表明,增大试样干密度、含水率和掺砂率均可提高其导热性,应变也随之增大,应力受温度影响较早达到平衡;缓冲层靠近热源的位置温度、应力和应变最大,沿轴向方向递减,初始时刻变化明显。

放射性废液蒸发器除垢方案设计及验证

邵延江,李莉,穆建波,赵大鹏,龙泊康,车建业

2020, 40(2): 137-143.

摘要 ( 114 )

PDF (5832KB) ( 128 )

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针对放射性废液蒸发器处理能力短时间内明显下降,采用郎格利尔指数(LSI)等方法,对蒸发器结垢和腐蚀趋势进行了判断;重点分析了pH、蒸发温度、Ca²⁺浓度、原液流速对蒸发结垢速率的影响。结果表明:蒸发原液已具备结垢和腐蚀趋势,pH等因素改变增加了蒸发器结垢速率,结垢后蒸发器蒸发强度下降75%。借鉴民用蒸发器常用除垢方法,结合核行业蒸发器除垢具有的放射性安全要求,设计了一套放射性废液蒸发器浸泡式酸性除垢方案,用氨基磺酸进行除垢试验;经实际验证:该方案安全可行,除垢效果明显,除垢后蒸发器处理能力恢复至原设计值0.6 m³/h。

放射性废气处理系统活性炭滞留单元工程规模装置性能研究

李永国, 刘羽, 丘丹圭, 刘群, 于伟跃, 常森, 胡波, 俞杰, 韩丽红, 侯建荣

2020, 40(2): 144-149.

摘要 ( 175 )

PDF (5732KB) ( 122 )

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设计了放射性惰性气体滞留单元工艺流程,建立可模拟核电站不同气流参数条件下的活性炭滞留单元工程样机系统。对主要单元模块进行了性能实验,包括气体冷却器冷凝除湿性能、吸附剂装填实验、干燥单元除湿与再生性能以及活性炭滞留时间测试实验。结果表明:气体冷却器满足除湿性能要求,硅胶干燥单元除湿与再生性能优异,活性炭滞留单元具有良好的惰性气体滞留性能。研制的工程样机满足工程应用要求,具备实际工程应用条件。

两种体系核空气净化系统性能评价试验方法的融合应用

张计荣, 张德山, 吴涛, 李永国, 王坤俊, 李彦樟, 李世军, 韩明, 丘丹圭, 孔海霞

2020, 40(2): 150-155.

摘要 ( 112 )

PDF (2607KB) ( 159 )

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国内开展核空气净化系统性能评价的行业标准是在参考美国、法国两种体系标准的基础上,结合国内的工程实践经验起草的;实际应用中,一般情况下只是采用单一体系内的试验方法开展性能评价试验;本工作结合应用实践提出,将两种标准体系的试验方法灵活地进行融合应用或互相补充,可更好地适应核设施核空气净化系统的特征,对核设施管理的要求和对人员防护的需要等都是必要的和可行的。

新一代多模型迭代算法在70 kVp成人副鼻窦CT扫描中的应用

俞泽阳, 贾迎春, 王昊雨, 胡智军

2020, 40(2): 156-161.

摘要 ( 152 )

PDF (6665KB) ( 127 )

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探讨成人在70 kVp副鼻窦CT检查中降低有效辐射剂量的同时,获取最佳图像质量的新一代多模型迭代算法(Adaptive Statistical Iterative Reconstruction-V,Asir-V)的权重。本研究对20例成人患者进行副鼻窦Revolution CT检查,采用70 kVp、230 mA条件下进行螺旋CT扫描,扫描完成后对每例患者的原始数据采用不同权重(0,20%,40%,60%,80%,100%)的后置新一代多模型迭代算法(Adaptive Statistical Iterative Reconstruction-V,Asir-V)重建的方法,共获得120幅图像,并对每例6组图像进行客观评价及主观评分。客观评价包括噪声(standard deviations, SD)和对比噪声比(contrast noise ratio,CNR),主观评价由2名评价医生对图像质量评分并对两者的主观一致性进行评价。每例患者扫描完成后,记录其剂量长度乘积(dose-length product,DLP)和CT容积剂量指数(CT dose index volume,CTDI_vol),并计算其平均有效辐射剂量(effective dose,ED)。客观评价结果表明不同权重的Asir-V图像噪声随着Asir-V权重的提升而降低,CNR值随着Asir-V权重的提升而升高,且有效辐射剂量ED较常规头颈部CT检查的平均辐射剂量明显减少;主观评价结果表明不同权重的Asir-V图像评分不同,在Asir-V 60% 时评分最高,且2名医生主观评价一致性好。结合主客观评价结果,认为在70 kVp、230 mA成人副鼻窦Revolution CT检查中,Asir-V 60％的图像既可满足临床诊断的需要,也可明显降低有效辐射剂量。

核电厂核事故应急演习新模式的实践

祝贺 ,刘彬, 金莉, 王茂杰, 郝立民, 李浪欣, 王敏, 岳会国, 冯建平

2020, 40(2): 162-167.

摘要 ( 202 )

PDF (6159KB) ( 171 )

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研究核事故应急演习监督评估的现状及存在问题,探索并首次实践了一种“无预先通知、无演习脚本、无专门准备、多重突发事件叠加”的核事故综合应急演习监督评估模式,分析了这种模式的良好实践,并讨论了后续深入开展相关工作的方法。

国际辐射单位与测量委员会（ICRU）发布第92号报告《放射性核素向环境释放后公众防护的辐射监测》

2020, 40(2): 98-98.

摘要 ( 46 )

PDF (636KB) ( 23 )

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