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辐射防护

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本刊主要刊登我国辐射防护领域的科学研究工作论文报告，并交流国内外学术动态。报道内容包括：辐射防护的原理，概念、标准及其应用中的问题，放射性监测，生物效应，医学监护及救治，防护的设施与设计、技术、措施及管理，核电安全分析，放射性污染的传输转移规律，以及辐射环境保护和三废治理等。
  • 发文量：3006
  • 被引量：6788
  • H指数：28
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  • 创刊时间：
  • 国内刊号/CN：14-1143/TL
    国际刊号/ISSN：1000-8187
  • 发行周期：双月刊
    邮发代号：22-173
  • 主管单位：中国辐射防护学会
    主办单位：中国核工业集团有限公司
辐射防护-联系信息
  • 主编：潘自强
  • 电话：0351-2203446;2203448
  • 邮箱：fushefh@vip.sina.com
  • 地址：太原市120信箱
  • 邮编：030006
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辐射防护 >2024年第5期
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共4384条结果
  • 摘要：鉴于国际原子能机构的安全标准有着重要的国际性影响,特此概要介绍该机构不断组织制定安全标准的相关信息;并收集整理了至今有效的各类安全标准一览,以方便读者借鉴参考。
  • 摘要：本文采用ＭＣＣ－１静态浸出实验方法对动力堆模拟高放废液钛酸盐陶瓷固化体浸出影响的因素进行了研究。实验表明，钛酸盐陶瓷固化体的浸出过程是一个受许多因素影响的复杂过程，浸出时间、浸出温度、浸出剂组成及ｐＨ值等都会对包容核素的浸出率产生一定的影响。在本实验范围内，钛酸盐陶瓷固化体的浸出率与浸出时间之间可以用经验方程ｌｎＲ＝ａ＋ｂｌｎｔ（Ｒ为浸出率，ｔ为浸出时间，ａ、ｂ为常数，浸出剂为去离子水，浸出温度为９０℃，浸出时间为３～２８ｄ，浸出率为Ｃｓ、Ｓｒ、Ｍｏ、Ｂａ的元素浸出率及固化体的质量浸出率）来描述。浸出温度对固化体浸出性能的影响程度表现在浸出过程的表观活化能上，钛酸盐陶瓷固化体质量和各元素浸出过程的表观活化能仅约为１０～２０ｋＪ／ｍｏｌ，小于硼硅酸盐玻璃固化体。
  • 摘要：位于美国新墨西哥州的废物隔离试验厂(WIPP)开始挖掘新的通风竖井。该项目是美国能源部环境管理办公室今年的重点优先项目,价值7500万美元,目的是增加该设施的地下通风。新竖井直径26英尺(近8米),深度2275英尺,完工后将成为新墨西哥州场址上最大的竖井。将在竖井2150英尺的深度挖掘水平通道,通往WIPP地下其他部分。竖井的挖掘采用小型挖掘机和吊车吊桶进行,现在已经达到56英尺深度。
  • 摘要：本文简要介绍秦山核电厂（一期）场外应急计划与应急准备的实践及其经验。
  • 摘要：本刊文后参考文献著录格式参考国家标准GB/T 7714—2015《信息与文献参考文献著录规则》执行,采用顺序编码制,各篇文献应按正文中引用的文献出现的先后顺序连续编码,将序号置于方括号中,在文后参考文献表中按序列出各篇参考文献。
  • 摘要：介绍了IAEA DS468安全导则《过去活动和事故影响区域的整治过程》的制定过程及主要内容。
  • 摘要：详细介绍了评定核级水过滤器滤芯过滤性能的多次通过法试验台的设计和主要设备、部件、仪表的选择。通过大量的性能验证试验得出:本试验台满足标准滤芯最大水通量4.0 m3/h和最大抗破裂强度0.4 MPa的试验要求;试验系统颗粒分布均匀且稳定,基本满足每一取样间隔内给定尺寸颗粒数的测量值与平均值的偏离≤±15%的标准要求;试验尘注入系统所取各个样品的重量污染度与平均值的偏差基本控制在±5%以内,且平均值与理论值的偏差≤±10%,满足试验平均注入流量与预定注入流量的偏差≤5%的标准要求。
  • 摘要：结合冷却塔的工作原理,简要分析比较了ORFAD、KUMULUS、ISCST3、ANL/UI、CFD等预测冷却塔水汽抬升与液滴沉降规律的数值模型的优缺点。结果表明:使用三维流体雷诺运动方程的CFD模型是目前预测冷却塔水汽抬升与液滴沉降规律的较好模型。其它模型均没有考虑水汽轨迹流线偏差与速度的变化对水汽上升的影响,同时不能用于预测当冷却塔下风向有大型建筑物且粒径较大的粒子的抬升与沉降规律。
  • 摘要：核电站辐射防护的目的是建立并维持对放射性危害的有效防御,其主要任务是辐射剂量控制、放射性污染控制和放射性材料控制三个方面。本文结合WANO(世界核营运者协会)同行评审中辐射防护领域的业绩目标和准则以及国内典型核电站停堆换料大修期间的辐射防护指标体系,详细阐述核电站辐射防护的主要任务。
  • 摘要：为研究不同示踪源层材料对水份运移和核素迁移的影响 ,开展了以石英砂和黄土分别为示踪源层载体时 Sr、Nd、Ce在包气带中迁移的对比试验。试验历时 4 70 d,在两种源层条件下各取土芯样 4次。试验结果表明 :在喷淋强度为 5 mm/h、3h/d条件下 ,Nd和 Ce无论在石英砂示踪源层还是黄土示踪源层中浓度峰位均没有明显向下迁移 ;对于 Sr,在黄土示踪源层中 ,4 70 d后其峰位向下迁移约 15 cm(按质心计算为 10 cm左右 ) ,而从石英砂示踪源层中向下迁移不明显 (按质心计算 ,迁移约 2 .7cm) ,只是峰位有些展宽。上述结果表明 ,极薄 (7mm)的细石英砂层也能对非饱和入渗水产生明显屏流作用 ,使得核素从石英砂示踪源层中向下迁移速度减慢。
  • 摘要：设计了一种用于运输和储存医疗用密封放射源的运输容器,外形尺寸为φ1 141 mm×1 206 mm,质量约3 600 kg,满载444 TBq(12 000 Ci)60Co放射源时属于B型货包,根据GB 11806和SSR-6的要求进行验证货包经受事故能力的自由下落试验Ⅰ(冲击试验)。采用三维非线性显式动力分析软件ANSYS/LS-DYNA对货包顶角下落冲击试验进行了计算分析,结果表明在冲击部位约200 mm×200 mm范围内受力较大,2条螺栓可能断裂,冲击部位最大变形量为45. 9 mm。进行了顶角下落试验,测量了外容器外壳的应力和容器的变形。将计算结果与试验结果进行了比较,其结果相互吻合,表明了有限元算法应用于大冲击的破坏性试验中,可很好地预测应力最大区和形变量。
  • 摘要：采用高纯锗γ谱仪和活性碳盒法对选取的26个来自不同产地的建筑材料样品中的放射性核素比活度和氡析出率进行了测量。结果表明,建筑材料中镭含量与氡析出率之间并不完全相关。我国现行国家标准"建筑材料放射性核素限量"(GB 6566-2001)中仅以内外照射指数作为控制指标,没有对氡析出率进行控制,而建筑材料中氡析出率与室内氡浓度密切相关。因此建议国家建筑材料放射性核素限量标准中增加氡析出率控制指标。
  • 摘要：探讨了国内不同堆型核电站放射性废气处理系统技术使用现状,不同影响因素对活性炭滞留惰性气体性能的影响以及活性炭性能试验验证可行性。结果表明,系统压力越高、温度及气流相对湿度越低,动态吸附系数越大;一定范围的气流比速、炭床长径比与惰性气体、CO2、氟利昂以及甲烷浓度对动态吸附系数的影响可以忽略;可采用活性炭样品动态吸附系数测定法进行系统性能评价。
  • 摘要：本文介绍了原子能院研制的口处理量为140—160L 的放射性有机废液焚烧装置的设备、工艺流程和第一阶段试验结果(焚烧物料为后处理厂废溶剂模拟料液),给出了该装置的工艺操作参数及尾气净化效果。
  • 摘要：绝缘体上硅(SOI)硅微剂量测量系统可以通过测量中子和伽马混合辐射场的线能谱来获取不同类型辐射的剂量当量贡献。本文根据SOI硅微剂量探测器物理设计,采用GEANT4软件建模对Cf-252中子和伽马混合辐射场及Co-60伽马辐射线能谱测量进行蒙特卡罗模拟,并进一步分析了SOI探测器转换层对伽马线能谱测量的影响。结果表明,SOI硅微剂量探测器能够区分中子和伽马的剂量贡献,并且伽马线能谱峰值随着转换层厚度发生变化,有可能利用该特性实现不同贯穿深度下伽马辐射剂量贡献的测量。模拟分析结果可为SOI硅微剂量探测器设计及应用提供参考。
  • 摘要：放射性甲基碘法是碘吸附器试验的重要方法之一 ,甲基碘气体发生装置是该方法的核心设备。本文介绍了我们研制的一台可携式甲基碘气体发生装置的结构、技术指标以及性能试验结果。发生装置由甲基碘发生器、气动控制系统、负压箱及附件三部分构成。热试验结果表明 ,样机各操作参数均可维持在正常范围内 ,发生过程平稳。甲基碘的发生量及纯度均满足碘吸附器试验要求。装置设置了安全保护系统和排气净化系统 ,可有效防止放射性气体外逸。装置为可携式 ,体积小、重量较轻 ,现场使用方便。
  • 摘要：实验研究了BR 1 0 0 0A型LiF(Mg ,Cu ,P)热释光探测器的测量和退火方式对剂量测量的影响。结果表明 ,当测量和退火方式分别在热释光探测器两个不同表面下进行时 ,其分散性将比测量和退火在同一表面下进行时增大 ,使测量精密度下降。所以在高精度要求的测量中 ,应使测量和退火面保持一致。热释光探测器受灰尘或手触摸等污染后 ,对其读出值和测量精度有一定影响 。
  • 摘要：在国际原子能机构(IAEA)的援助下,日本政府部门和其它组织正在共同努力实施福岛第一核电站的最终去污和退役。从1~3号机中去除所有乏燃料和碎片的进展正在进行中,同时面临着从场内去除大量废水的挑战。
  • 摘要：以铝皂石胶体为原料,用静态吸附的方法,通过计算吸附量和吸附率,探讨铝皂石胶体吸附Cs^+时,吸附时间、胶体溶液pH值、溶液中的离子浓度、腐殖酸(HA)的投加量以及吸附时的温度对吸附效果的影响。结果表明:1 mL 300μg/mL的Cs^+溶液加入9 mL饱和铝皂石胶体溶液,吸附时间为20 min、溶液pH值为7,腐殖酸(HA)的投加量为3 mg,温度为45℃时,铝皂石胶体对Cs^+的吸附效果最好。溶液中阴阳离子对吸附的抑制作用顺序分别为:CO3^2->HCO3^->NO3->SO4^2-,Ca^2+>Mg^2+>K^+。铝皂石胶体对Cs^+的吸附过程符合准二级动力学方程和Langmuir热力学模型,是一个自发吸热的过程。
  • 摘要：本文系统地介绍了大亚湾核电站 (GNPS)放射性固体废物的管理体系和处理方法以及近 1 0年来的持续改进。由于重视并在实践中努力实施废物最少化原则 ,从废物的源头控制、处理工艺、测量估算技术和监督管理等方面不断改进 ,大亚湾核电站自 1 994年投产以来 ,放射性固体废物产生量连年下降 ,2 0 0 2年每台机组减少到 63 .5m3,约为 1 995年 1 2 7m3的 5 0 % ,达到法国同类核电机组的先进水平 ;从1 994至 2 0 0 2年的 9年间两台机组累计的放射性固体废物产生量为 1 5 63 .5 1m3,仅为设计值的 1 8% ,废物货包符合安全处置的标准和要求。另外 ,本文还就进一步减少废物产生量的一些新工艺进行了分析 。
  • 摘要：田湾核电站环境监测系统于2003年底前建成,为了检验田湾核电站环境监测的仪器设备、规程文件、质控措施和人员的技术水平是否满足运行时的要求,扩大和改善运行前的环境本底数据,并通过实践的经验反馈发现存在的问题,提出改进方案和措施,田湾核电站在2004年对核电站周围进行了(运行前)的环境监测。本文主要介绍2004年环境监测的方案、质量保证和主要监测结果及其与2000年4月~2002年3月二年的本底调查结果的比较。2004年监测结果表明,除海水中137Cs活度浓度与本底调查有明显差异外,其余监测结果与本底调查结果基本吻合。
  • 摘要：本文介绍１９９８年９月由国际原子能机构（ＩＡＥＡ）、欧洲委员会（ＥＣ）、国际刑警组织（Ｉｎｔｅｒｐｏｌ）和世界海关组织联（ＷＣＯ）联合召开的《放射源安全和放射性物质安全保障国际会议》简况。并就我国加强这方面工作提出建议。
  • 摘要：由国际原子能机构（IAEA）组织的核与辐射应急沟通国际会议将于2018年10月1—5日在奥地利维也纳举行。与公众和媒体就核与辐射应急进行有效沟通是一项全球挑战,需要全球范围内的协作行动。组织正确信息并利用相关渠道适时发布至适当听众以支持防护行动的有效执行和减少恐惧需要有力的计划和准备。
  • 摘要：本文主要介绍兰州重离子研究装置(HIRFL)周围环境中子和γ辐射监测系统的组成及其性能、测点的布置和初步的运行情况。该系统设4个本地站,每个站内各有一台中子和γ探测器及数据采集器,能自动连续给出结果。运行结果表明,该系统能够区分加速器运行和“雨雪冲刷”对环境本底造成的变化。
  • 摘要：2017年1月国际放射防护协会（IRPA）发布关于工作人员眼晶体剂量监测和防护的实施导则。这一成果是国际放射防护协会（IRPA）的一个任务组完成的,其目的在于阐明国际放射防护委员会（ICRP）2011年4月推荐的眼晶体剂量修订限值实施中存在的关键问题。
  • 摘要：蒸汽发生器一次侧水室装拆堵板是核电站大修的一项重要操作 ,具有较大的辐射风险。本文主要介绍了大亚湾核电站在安装和拆卸堵板工作中 ,实施辐射防护最优化 (ALARA)的方法和效果。通过风险分析、简化工作内容 (采用假堵板 )、合理安排人力、强化模拟培训等工作前的ALARA计划和准备 ,以及改进和完善防护措施、加强现场监督和跟踪、注重经验反馈等工作过程的ALARA控制 ,大大地提高了工作效率 ,缩短了作业时间 ,使装拆堵板工作 (按照三台蒸汽发生器 ,6个一次侧水室统计 )的集体剂量约降低至原来的 1 / 5 ,最大个人受照剂量约降低至原来的 1 /
  • 摘要：本文用^(51)Cr 标记细胞方法,研究了经^(60)Coγ射线整体照射后小鼠肠系膜淋巴结(MLN)淋巴细胞在同系受体小鼠体内的原发移行。结果表明,供体小鼠经0.5—4Gy^(60)Coγ射线整体照射后,其 MLN 淋巴细胞在同系正常受体体内的原发移行有很大改变。在4Gy 照射组,受体肝脏的标记细胞显著增多;脾脏的标记细胞量在各剂量组均无显著性改变 MLN、肺、回肠的标记细胞量分别在0.5Gy、1Gy、1Gy 照射后开始出现显著性降低。
  • 摘要：利用数值模拟的方法,考察了树脂裂解反应器上部进气方式的效果,发现存在空气利用率低的问题,同时空气还会带走反应器内的大量热量,削弱树脂裂解反应区域的温度,由此证明了试验推论的正确性。同时,利用数值模拟的方法,对设备进气方式进行优化改进:当采用下部进气后,空气的利用率得到明显的提升,空气分布也较为均匀。但此时,空气对反应区域内温度的削弱作用也更为明显。此外,随着设备进气口直径的减小和进气口数量的增加,能够较为明显地提高树脂反应区域的空气分布均匀度,而提升设备的加热功率,对提高反应区域内的温度有显著的作用。
  • 摘要：本文针对包气带黄土-石英砂介质中出现的水分绕流现象,采用了剖面二维水流数值模式进行了模拟;利用黄土对3H几乎不吸附的特点,采用3H的野外迁移试验资料验证流场。随后模拟了90Sr在黄土包气带中的迁移,模拟过程中将源直接放在石英砂周围的黄土结点上。对90Sr在包气带迁移的数值模拟结果显示了与实验结果相符的双峰现象,表明介质的差异可能是导致90Sr浓度双峰现象的主要原因。

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