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文献检索:
  • 核电厂运行现场高能γ射线的剂量调查
  • 在核电厂正常运行期间,反应堆冷却剂系统内存在能够发射高能γ射线的^16N等放射性核素。为了初步掌握核电厂运行期间不同区域内高能γ射线的辐射水平,利用NaI(Tl)谱仪在国内某核电站测量了反应堆厂房内的γ能谱,并根据γ测量谱和测量系统的响应函数计算了能量大于3 MeV的γ射线的场所剂量率。结果显示:在15个测量位置中,6个位置的γ测量谱中存在明显的高能成分,其对应的剂量率在1.02-30.14μSv/h范围内。
  • 高放玻璃固化体深地质处置过程中溶解机理分析与计算
  • 对高放玻璃固化体在地质处置过程中由于地下水的侵蚀而导致玻璃体溶解的溶解机理进行了分析,利用水解反应动力学模型对不同温度、不同pH条件下的玻璃固化体溶解速率进行了计算。计算结果表明:玻璃在酸性或高温情况下溶解速率较大,60℃、pH值6时平均溶解速率在0.35 g/a左右,120℃、pH值8.5时平均溶解速率在0.8 g/a左右;在100万年这个时间尺度上,120℃、pH值8.5时玻璃的最大溶解量是80%。考虑到地下处置库中温度一般要低于60℃,地下水的pH值范围在6-10,所以最保守估计100万年玻璃固化体的溶解侵蚀分数不大于50%。
  • 我国南方某核厂址蟾蜍剂量率评估的比较研究
  • 选择我国南方某核厂址两栖动物——蟾蜍作为参考生物,建立了蟾蜍的生物解剖学模型和外照射环境模型。采用蒙特卡罗模拟技术计算源介质中放射性核素^137Cs、^90Sr和^239Pu对靶组织/器官的辐射剂量率,由此计算蟾蜍整体的辐射剂量率。采用ERICA程序和RESRAD-BIOTA程序计算蟾蜍的剂量率,并与解剖学模型进行比较。结果表明:三种方法计算的蟾蜍内照射剂量率基本一致;由于外照射环境模型的不同,外照射剂量率估算结果并不相同,ERICA程序与解剖学模型计算的外照射剂量率结果更接近;解剖学模型关注生物组织/器官的辐射剂量,对于核素分布不均匀的生物个体研究具有重要的意义。
  • 田湾核电站气态流出物对环境γ剂量率的影响
  • 对田湾核电站2号机组压力容器开盖期间气态流出物释放导致电站周边环境γ剂量率的变化从实测值和理论计算值进行比较分析。分析结果表明,实测值和理论计算值基本上是吻合的;同时验证了核电站正常运行期间排放的气态流出物对于环境γ剂量率的影响基本在天然本底波动范围之内。即使在低风速的情况下,气态流出物对于环境γ剂量率的影响也主要在下风向,随距离的增加迅速减小;对于上风向和侧风向的影响则小的多。
  • HPRT基因用于γ射线和苯并芘鉴别诊断的初步研究
  • 为了解γ射线和苯并芘对细胞次黄嘌呤鸟嘌呤磷酸核糖基转移酶(hypoxanthine guanine phosphoribosyl transferase,HPRT)基因突变的影响,探索一种用于鉴别诊断γ射线和苯并芘引起的细胞损伤的早期检测敏感指标,采集了3名健康人血液,每人16 mL,分为16组,其中,10个组分别进行^60Coγ射线照射(0-5 Gy),另外6个组分别进行苯并芘染毒(0-10μg/mL),使用荧光定量聚合酶链式反应(quantitative polymerase chain reaction,qPCR)方法分析γ射线和苯并芘对细胞HPRT基因突变位点频率的变化情况,从而筛选γ射线和苯并芘对细胞损伤的HPRT差异突变位点。结果表明,0-5 Gy剂量范围内,HPRT的外显子2和外显子5突变频率随照射剂量增加而上调,通过拟合建立了突变频率与照射剂量间的剂量-效应直线方程,外显子2:y=0.360 3+0.110 68x,R^2=0.99,p〈0.01,外显子5:y=0.429 8+0.082 3x,R^2=0.93,p〈0.01;而0-10μg/mL苯并芘染毒后,HPRT基因的外显子2和外显子5突变频率随染毒浓度增加没有发生明显改变。γ射线所引起的外显子5突变频率与苯并芘相比有显著性差异(p〈0.05),HPRT基因外显子5有望成为一种γ射线和苯并芘的鉴别点。
  • 我国乏燃料运输现状探讨
  • 随着我国经济的持续发展,核能作为安全、清洁能源在我国能源战略中地位日益突出。在保证安全的前提下,我国核电机组按照国家规划合理增加,乏燃料的产量也将逐步增加。根据我国核电站乏燃料贮存及外运规则,以及我国核电站主要位于东部沿海,而乏燃料后处理厂处在西北腹地这一国情,必将面临乏燃料的大量、长距离及安全运输的问题。乏燃料运输作为联接核电站与后处理厂或最终处置场的纽带,在维持核燃料循环体系的正常运行上发挥至关重要的作用。对国内外乏燃料运输涉及的运输方式、运输容器、运输安全监管及事故应急体系等问题进行了分析和讨论,对我国乏燃料运输中存在问题的解决提出了建议。
  • 镅在北山地下水中赋存形态及溶解度分析
  • 使用PHREEQC软件及OECD/NEA出版的镅热力学数据,利用相关矿物的沉淀饱和指数,计算了镅在北山地下水中的赋存形态,探讨了pH值、方解石、CO2分压及腐殖酸对镅的形态分布与溶解度的影响。结果表明,在近中性条件下镅主要以AmCO3^+和AmSiO(OH)3^2+形式存在,在碱性条件下易形成AmOHCO3·0.5H2O(cr)和Am(OH)3(cr)沉淀,因此偏碱性的北山地下水有利于阻滞镅的迁移。围岩中存在的方解石对镅的溶解度和迁移性影响较复杂,在pH 6-8条件下,方解石能微弱地降低镅的溶解度;在pH 8-9.7时,方解石会提高Am(CO3)2^-离子的浓度,进而提高镅的溶解度,增强其可迁移性;而在pH9.7-11时,方解石有利于AmOHCO3·0.5H2O(cr)沉淀形成,从而降低镅的溶解度。当固定pH为7.56时,镅的溶解度随二氧化碳分压升高先降低而后增大,在10-2.25bar时达最低值。由于易与腐殖酸形成络合物,在弱酸性至弱碱性条件下腐殖酸能提升镅的溶解度,从而增强其可迁移性,应引起重视。
  • 我国含微量放射性物质照明产品运输和仓储环节的监管建议
  • 根据新版《放射性物品运输安全管理条例》和《放射性物品分类和名录》(试行),将含有放射性物质的仪器或制品的例外货包纳入第三类放射性物品,需要对运输过程进行监管。作为需求量大、覆盖面广的含微量放射性物质照明产品,如果对其运输和仓储环节进行审批管理显然不利于整个照明行业的发展,也不利于审管部门的监管。目前世界多数国家在分析论证的基础上对这类照明产品的运输和仓储环节进行了豁免;本文收集和分析了我国含微量放射性物质照明产品的现状,采用相应的评价方法,对其运输和仓储环节的环境影响进行了分析,根据GB 18871—2002中的豁免准则要求,对我国含微量放射性物质照明产品运输和仓储环节的监管提出了建议。
  • 放射性废水远红外蒸发处理装置研制
  • 为解决现有可移动式废水处理装置无法处理含盐量高、含油量高的放射性废水,以及净化系数不高等问题,基于远红外蒸发处理技术研发了一套移动式放射性废水处理装置。装置主要由运输车、保温舱、废水处理系统、控制系统及外部管路组成,具有可移动、净化系数高、适用性强等优点。本装置设计处理能力为24 L/h,蒸残液最大含盐量为300 g/L。冷调试结果表明装置设计安全可靠,结构合理,性能稳定,满足设计要求。
  • 煤渣砖居室内放射性水平初步调查
  • 介绍了我国5个不同省、市共28间居室的放射性水平调查结果。采用就地γ谱仪Falcon 5000、连续测氡仪器RAD7和瞬时γ剂量率仪FHZ672E-10分别测量了居室墙体中^226Ra、^232Th、^40K的活度浓度、室内^222Rn浓度和γ剂量率。结果表明,24间煤渣砖居室墙体内^226Ra、^232Th、^40K的活度浓度均值分别为(86±30)Bq/kg、(83±20)Bq/kg、(759±207)Bq/kg,4间红砖居室墙体测量数据均值分别为(51±6)Bq/kg、(54±5)Bq/kg、(632±59)Bq/kg;两类墙材室内^222Rn浓度均值分别为(96±42)Bq/m^3和(40±4)Bq/m^3,γ剂量率均值分别为(133±25)nGy/h和(120±8)nGy/h。通过分析室内222Rn浓度及γ剂量率与墙体中^226Ra、^232Th、^40K活度浓度的关系,可知煤灰渣的综合利用,导致了室内的辐射水平升高;初步估算了所测实心煤灰渣和加气块或空心砌块墙材所建居室所致居民年有效剂量,范围分别为1.6-4.9 mSv/a和1.8-5.4 mSv/a。
  • [论文报告]
    核电厂运行现场高能γ射线的剂量调查(陈法国;游兆金;王斌;张庆利;沈华亚;韩毅)
    高放玻璃固化体深地质处置过程中溶解机理分析与计算(李洪辉;李鹏;崔增琪;万亚平;贾梅兰;刘建琴;赵帅维;毛亮;刘伟)
    我国南方某核厂址蟾蜍剂量率评估的比较研究(韩宝华;李建国;黄鹏;韩学垒;郜燕;马炳辉;尚红莲;王慧娟)
    田湾核电站气态流出物对环境γ剂量率的影响(郭英来;姜孔华;牟晋德;姜羲元;高陶)
    HPRT基因用于γ射线和苯并芘鉴别诊断的初步研究(刘建功;张忠新;党旭红;刘红艳;王超;段志凯)
    [综述]
    我国乏燃料运输现状探讨(李越;肖德涛;刘新华;丘寿康;何正忠)
    [工作简报]
    镅在北山地下水中赋存形态及溶解度分析(郭辉;康明亮[1,2];陈万良;龙俊辰;赵准)
    我国含微量放射性物质照明产品运输和仓储环节的监管建议(程卫亚;杨宏伟;许慧萍;严源)
    [经验交流]
    放射性废水远红外蒸发处理装置研制(张永康;沙沙;陈莉;唐杨;赵乾)
    煤渣砖居室内放射性水平初步调查(宋卫杰;陈凌;段娓桢;郭金森;董迁;郭庐阵)
    《辐射防护》封面

    主管单位:中国核工业集团公司科技与国国际合作部

    主办单位:中国核学会辐射防护分会

    主  编:李德平

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