輻射防護(hù)

2023年05期

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《輻射防護(hù)》主要刊登我國(guó)輻射防護(hù)領(lǐng)域中的科學(xué)研究工作論文報(bào)告，并及時(shí)交流國(guó)內(nèi)外學(xué)術(shù)動(dòng)態(tài)?？堑闹饕獌?nèi)容包括：輻射防護(hù)的原... 展開(kāi)

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銥-192源外照射致局部放射損傷臨床診療技術(shù)規(guī)范專(zhuān)家共識(shí) 摘要:瞄準(zhǔn)先進(jìn)的局部放射損傷的基礎(chǔ)研究及臨床診療技術(shù)的國(guó)際前沿,結(jié)合國(guó)內(nèi)尤其是核工業(yè)總醫(yī)院30 余年從事放射損傷基礎(chǔ)研究和臨床救治的實(shí)踐經(jīng)驗(yàn),從多個(gè)維度建立銥-192 源外照射致局部放射損傷的精準(zhǔn)評(píng)估技術(shù)體系,建立局部放射損傷優(yōu)化的救治策略...

少鉛/無(wú)鉛材料對(duì)X射線(xiàn)屏蔽性能的檢測(cè)方法研究進(jìn)展 摘要:為科學(xué)合理地評(píng)價(jià)少鉛/無(wú)鉛材料的防護(hù)效果,需要準(zhǔn)確檢測(cè)該類(lèi)材料的屏蔽性能。通過(guò)文獻(xiàn)調(diào)研,結(jié)合現(xiàn)行相關(guān)標(biāo)準(zhǔn),從X射線(xiàn)輻射質(zhì)、檢測(cè)設(shè)備和檢測(cè)方法3個(gè)方面對(duì)防護(hù)材料屏蔽性能檢測(cè)進(jìn)行介紹。根據(jù)檢測(cè)布局的不同可分為以下5種檢測(cè)方法:窄射束條件下...
后處理廠氣態(tài)流出物中I-129監(jiān)測(cè)技術(shù)現(xiàn)狀研究 摘要:乏燃料后處理廠在后處理過(guò)程中會(huì)產(chǎn)生大量放射性氣體,對(duì)后處理廠氣態(tài)流出物中I-129的主要形態(tài)展開(kāi)調(diào)研,總結(jié)了目前放射性碘所用的監(jiān)測(cè)方法,通過(guò)對(duì)比其優(yōu)缺點(diǎn),分析適用于后處理廠氣態(tài)流出物中I-129的在線(xiàn)監(jiān)測(cè)方法。并得出建立后處理廠氣態(tài)流...

核電廠流出物排放控制值研究 摘要:排放量控制是我國(guó)核電廠環(huán)境輻射防護(hù)和流出物排放管理的重要內(nèi)容。通過(guò)對(duì)比國(guó)內(nèi)外壓水堆核電廠流出物排放量水平,分析了我國(guó)現(xiàn)行標(biāo)準(zhǔn)中排放控制值對(duì)國(guó)外同類(lèi)核電廠流出物排放量的包絡(luò)率,同時(shí)與法國(guó)流出物排放控制值進(jìn)行了比較。結(jié)果表明,除流出物中3...

核電廠不應(yīng)被忽視的一個(gè)輻射照射源項(xiàng) 摘要:放射性惰性氣體是核電廠在運(yùn)行過(guò)程中產(chǎn)生的一種放射性物質(zhì)。由于其存在的物理形態(tài)和特性,以及對(duì)這類(lèi)放射性輻射監(jiān)測(cè)技術(shù)的限制和在特定工況下對(duì)核電廠工作人員可能會(huì)產(chǎn)生相應(yīng)的輻射照射風(fēng)險(xiǎn)缺乏認(rèn)知等因素,使得目前在運(yùn)的核電廠基本上都還沒(méi)有關(guān)注到該...
SOI硅微劑量計(jì)物理結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)中的電荷收集及能量沉積特性模擬研究 摘要:采用TCAD 軟件和蒙特卡羅方法對(duì)SOI 硅微劑量計(jì)的電荷收集特性與能量沉積特性進(jìn)行了研究。分析了電場(chǎng)分布隨探測(cè)單元形狀、尺寸、電極注入深度、入射粒子種類(lèi)和能量的變化情況以及微劑量譜隨探測(cè)單元形狀以及聚甲基丙烯酸甲酯( PMMA) 轉(zhuǎn)...
EAST聚變裝置長(zhǎng)脈沖輻射監(jiān)測(cè)及研究 摘要:EAST(ExperimentalAdvancedSuperconductingTokamak)全超導(dǎo)托卡馬克核聚變實(shí)驗(yàn)裝置主要利用氘氘為燃料進(jìn)行等離子體聚變反應(yīng),聚變反應(yīng)會(huì)釋放大量中子與次級(jí)γ射線(xiàn)。為了能夠準(zhǔn)確掌握EAST聚變裝置在...
水中浸沒(méi)γ外照射劑量率轉(zhuǎn)換系數(shù)計(jì)算方法研究 摘要:采用蒙特卡羅軟件建立點(diǎn)源球殼模型,快速計(jì)算得到能量在10keV~10MeV區(qū)間的30種單能γ射線(xiàn)在水中的有效作用距離;采用蒙卡軟件程序的F6卡、F4卡結(jié)合FM4卡、?F8卡三種方法,計(jì)算得到參考人在水中浸沒(méi)外照射條件下的單能γ射線(xiàn)和1...
應(yīng)急輻射防護(hù)用定向劑量當(dāng)量率儀研制 摘要:為了準(zhǔn)確測(cè)量應(yīng)急條件下的場(chǎng)所H′·(0.07)數(shù)值,基于塑料閃爍體半導(dǎo)體光電二極管(SiPM),研制了一種應(yīng)急輻射防護(hù)用定向劑量當(dāng)量率儀。分別選取2層3μm的鍍鋁聚酯膜、厚度50μm和直徑35mm的塑料閃爍體、厚度5mm的有...
鈾燃料芯塊表面及操作人員弱貫穿輻射劑量監(jiān)測(cè) 摘要:鈾燃料中238U和235U衰變時(shí)伴隨著大量的β射線(xiàn)發(fā)射,操作鈾燃料芯塊的人員可能存在較大弱貫穿輻射風(fēng)險(xiǎn)。使用β譜儀和定向劑量當(dāng)量率儀,對(duì)燃料芯塊表面的β發(fā)射譜和β輻射劑量率進(jìn)行了測(cè)量,測(cè)得燃料芯塊發(fā)射的β射線(xiàn)最大能量為2.3MeV,燃...
全國(guó)發(fā)電用煤天然放射性核素含量調(diào)查分析 摘要:通過(guò)對(duì)煤礦實(shí)地調(diào)查獲取的數(shù)據(jù)及相關(guān)文獻(xiàn)進(jìn)行綜合分析,發(fā)現(xiàn)2013年我國(guó)發(fā)電用煤中天然放射性核素含量按煤的年產(chǎn)量加權(quán)均值,238U為29.2±2.9Bq/kg、226Ra為25.2±2.1Bq/kg、232Th為26...
海水中137Cs和90Sr分析的實(shí)驗(yàn)室間比對(duì) 摘要:為提高海洋環(huán)境放射性核素監(jiān)測(cè)水平,開(kāi)展了海水中137Cs和90Sr的實(shí)驗(yàn)室間測(cè)量比對(duì)活動(dòng)。137Cs測(cè)量結(jié)果與參考值的相對(duì)偏差為-2.99%~5.97%,測(cè)量結(jié)果的準(zhǔn)確度、精密度和正確度均滿(mǎn)足比對(duì)要求,比對(duì)評(píng)價(jià)結(jié)果均為“合格”;90S...
基于溴化鑭( LaBr3 ) 探測(cè)器的無(wú)人機(jī)在口岸貨場(chǎng)放射性檢測(cè)中的應(yīng)用 摘要:詳細(xì)介紹了配備溴化鑭探測(cè)器的無(wú)人機(jī)放射性檢測(cè)系統(tǒng)的組成,并對(duì)能量進(jìn)行校準(zhǔn),對(duì)能量分辨率、本底進(jìn)行了測(cè)試。應(yīng)用蒙特卡羅方法計(jì)算系統(tǒng)測(cè)量點(diǎn)源探測(cè)效率和土壤體源轉(zhuǎn)換系數(shù),計(jì)算了其測(cè)量時(shí)間1500s對(duì)點(diǎn)源和體源的最小可探測(cè)活度。結(jié)果表明,該系...
天津市大氣氣溶膠中7Be、210Pb和210Po活度濃度水平及輻射劑量評(píng)估 摘要:為了研究天津市大氣氣溶膠中7Be、210Pb和210Po活度濃度水平及其對(duì)公眾產(chǎn)生的輻射劑量,預(yù)防輻射損傷的發(fā)生,本文對(duì)天津市2018—2020年總懸浮顆粒物(TSP)中7Be、210Pb和210Po進(jìn)行檢測(cè)分析。結(jié)果表明,天津市TS...
核醫(yī)學(xué)科醫(yī)務(wù)人員輻射防護(hù)知信行現(xiàn)況調(diào)查及影響因素分析 摘要:為調(diào)查核醫(yī)學(xué)科醫(yī)務(wù)人員輻射防護(hù)知信行現(xiàn)狀并分析影響因素,以規(guī)范醫(yī)務(wù)人員輻射防護(hù)行為,為豐富輻射防護(hù)培訓(xùn)內(nèi)容提供依據(jù)。采用自行設(shè)計(jì)的輻射防護(hù)知信行問(wèn)卷,對(duì)便利選取的核醫(yī)學(xué)科醫(yī)務(wù)人員進(jìn)行調(diào)查,應(yīng)用多元線(xiàn)性回歸分析影響輻射防護(hù)知信行的因素。...
華龍一號(hào)核島廠房氣載放射性濃度計(jì)算及其監(jiān)測(cè)閾值分析 摘要:吸入內(nèi)照射是壓水堆核電廠工作人員所受職業(yè)照射內(nèi)照射部分的主要來(lái)源之一。為確保工作人員的受照劑量滿(mǎn)足法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)要求,并處于可合理達(dá)到的盡量低水平,必須對(duì)核島廠房?jī)?nèi)氣載放射性濃度進(jìn)行評(píng)估、監(jiān)測(cè)和控制。本文基于核電廠正常運(yùn)行狀態(tài)下核島廠房氣載...

長(zhǎng)時(shí)間尺度下放射性廢物處置設(shè)施水流特征模擬研究 摘要:為詳細(xì)刻畫(huà)放射性廢物處置設(shè)施關(guān)閉后長(zhǎng)時(shí)間序列下的水流特征,通過(guò)Porflow軟件對(duì)放射性廢物處置設(shè)施關(guān)閉后水流場(chǎng)進(jìn)行模擬。結(jié)果顯示伴隨覆蓋層及處置設(shè)施系統(tǒng)部件性能逐步退化,在處置設(shè)施關(guān)閉后第150~170年處置單元底部及兩側(cè)存在局部水...

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輻射防護(hù)

專(zhuān)家共識(shí)

綜述

輻射防護(hù)標(biāo)準(zhǔn)與規(guī)定

輻射防護(hù)監(jiān)測(cè)

放射性廢物管理