大亚湾核电站辐射防护和最优化(ALARA)管理体系十年的实践和经验

大亚湾核电站在近10年的安全运行实践中建立并不断完善了以“全员培训、全体参与、全过程管理“为基本内容的辐射防护和最优化(ALARA)管理体系,同时在“基础结构(infrastructure)“上下功夫,努力构筑该体系有效运作的平台.本文综合介绍了大亚湾核电站辐射防护和最优化管理体系的内容和特点及其有效实施的基本经验.为了有效实施这一管理体系,核电站必须加强辐射防护责任制和辐射防护人员的主导作用,尤其是在高辐射风险作业中的技术支持和监督作用;必须强调该体系与核电站安全运行管理体系的有机结合和积极互动;必须重视安全文化建设,坚持经验反馈和透明度,保证该体系在实践中持续改进.     

辐射防护最优化方法及其应用

最优化原则是辐射防护体系中最重要的基本原则.本文阐述了辐射防护最优化的概念和最新进展,介绍了目前辐射防护最优化主要采用的几种方法,给出了辐射防护最优化的应用.强调了辐射防护最优化过程是不断进行的循环过程.     

核电厂典型放射性热点的管理控制与优化

放射性热点的管理是核电厂辐射防护管理核心项目之一。基于秦二厂多年的实践经验,本文从放射性热点的清单建立、分析和处理制度、协作管控机制等方面进行了阐述,并总结建立了一套有效的压水堆核电厂放射性热点管控优化体系。这套体系在秦二厂进行了应用,有效地提升了电厂对热点的管控能力,降低了热点管控的成本,提高了辐射防护运行业绩。相关方法和措施可为其他核电厂的放射性热点管理提升提供参考。     

非人类物种电离辐射防护的进展

电离辐射防护不仅要保护人而且要保护非人类物种,这是辐射防护概念的一个重大变化.本文综述和讨论了非人类物种辐射防护问题的提出,研究和建立非人类物种放射防护体系的基点,非人类物种的辐射生物效应,评价非人类物种放射影响方法以及非人类物种放射影响的管理.为了适应保护非人类物种的要求,有必要制定我国"非人类物种放射效应评价和防护"计划,制定我国电离辐射非人类物种影响评价管理模式.在辐射安全标准系统中,增加电离辐射非人类物种防护的要求.     

IRPA关于辐射防护体系的征询活动

正国际辐射防护协会(IRPA)在过去的两年里组织了一次咨询活动,目的是就辐射防护体系当前的问题征询各协作学会的意见。这些意见形成报告以备忘录的形式发表在放射防护期刊上(Coates,et al.2017,J.Radiol.Prot.https://doi.org/10.1088/13616498/aa9e5c)。此次咨询的重点是就辐射防护体系的有效性以及该体系是否能够在当事相关各方中得到广泛的交流和理解两方面,     

大亚湾核电站辐射防护和最优化(ALARA)管理体系十年的实践和经验

大亚湾核电站在近 1 0年的安全运行实践中建立并不断完善了以“全员培训、全体参与、全过程管理”为基本内容的辐射防护和最优化 (ALARA)管理体系 ,同时在“基础结构 (infrastructure)”上下功夫 ,努力构筑该体系有效运作的平台。本文综合介绍了大亚湾核电站辐射防护和最优化管理体系的内容和特点及其有效实施的基本经验。为了有效实施这一管理体系 ,核电站必须加强辐射防护责任制和辐射防护人员的主导作用 ,尤其是在高辐射风险作业中的技术支持和监督作用 ;必须强调该体系与核电站安全运行管理体系的有机结合和积极互动 ;必须重视安全文化建设 ,坚持经验反馈和透明度 ,保证该体系在实践中持续改进     

大亚湾核电站辐射防护和最优化(ALARA)管理体系十年的实践和经验

大亚湾核电站在近10年的安全运行实践中建立并不断完善了以“全员培训、全体参与、全过程管理”为基本内容的辐射防护和最优化(AIARA)管理体系,同时在“基础结构(infrastructure)”上下功夫,努力构筑该体系有效运作的平台。本文综合介绍了大亚湾核电站辐射防护和最优化管理体系的内容和特点及其有效实施的基本经验。为了有效实施这一管理体系,核电站必须加强辐射防护责任制和辐射防护人员的主导作用,尤其是在高辐射风险作业中的技术支持和监督作用;必须强调该体系与核电站安全运行管理体系的有机结合和积极互动;必须重视安全文化建设,坚持经验反馈和透明度,保证该体系在实践中持续改进。     

EGIR简报:辐射防护体系审议北大核心CSCD

经合组织核能署(OECD/NEA)国际建议专家组(EGIR)于2022年3月11日举行了第二次会议,该专家组是由辐射防护和公共卫生委员会(CRPPH)于2021年10月重新建立的。该委员会的任务是评估国际放射防护委员会(ICRP)在103号出版物《国际放射防护委员会2007年建议》中所述的辐射防护体系的审查和修订工作。这些建议是协调和管理在各种情况下对公众、患者、职工和环境的辐射照射的关键环节。这类具有战略意义的审查大约每15~20年进行一次,以确保已有的辐射防护体系切合现实需求。     

浅析核电站辐射防护的主要任务

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.     

联邦机构面临的辐射防护挑战

在美国,联邦机构负责制定辐射防护计划的国家政策和实施目标.国家政策确立了既能使社会实现辐射的有益利用,同时又保护工作人员、公众和环境免受潜在辐射危害的审管体制.联邦机构面临的挑战仍然是围绕在有利的和不利的影响之间寻求恰当的平衡中作出决定,要求联邦机构所支持的研究团体为辐射防护政策的决策过程提供坚实的科学基础.进一步的挑战是考虑国际放射防护委员会(ICRP)和国家辐射防护与测量委员会(NCRP)的思想,ICRP和NCRP集中了该领域的最优秀技术人才研究最新的科学资料,为建立全面的、连续的辐射防护计划提供建议.科学研究的固有不确定性以及ICRP和NCRP模型与建议的保守性应当是透明的和进行交流的,因为在制订以业绩为基础的公共卫生与辐射防护政策时,确定不确定度水平和社会可接受的保守程度既是对联邦机构的挑战,也是联邦机构的责任.只有通过联邦政府公开、广泛和民主的过程,才能制定充分的辐射防护政策,建立公众信任,使辐射防护专业人员充分履行和运用这个政策,达到社会平衡.     

医源性电离辐射损伤及其生物医学防护

随着核与辐射技术在医学检查、诊断和治疗领域运用的增加,世界范围受照人群不断增多,医源性辐射已成为人类最主要的人工辐射来源之一。医疗机构和个人在选择利用放射手段获取诊断和治疗利益的同时,需要注意和防护伴随的辐射损伤效应。本文介绍了医源性辐射及其危害、机体组织的辐射损伤特性和类型、辐射生物效应分子及效应调节研究的进展,简要概述目前临床已经使用或最具应用潜力的辐射防护策略。     

HTR-10数字化保护系统的验证与确认

10MW高温气冷实验堆(HTR-10)验证与确认(VerificationandValidation,简称V&V)过程的特点是:和开发过程紧密配合,特别重视设计说明书的V&V、安全软件的V&V、系统功能的完整测试等环节。从而使数字化保护系统成功地通过安全审查并被批准应用于HTR-10上。     

低温核供热堆保护系统的研究

高可靠性的保护系统是核供热堆安全可靠运行的重要保证。本文介绍了围绕核供热堆保护系统所开展的设计和研究工作。着重讨论了核供热堆的安全特性;保护系统的功能,保护参数的选择以及保护系统的基本结构。最后简要介绍了目前正在进行的一种新型保护系统的设计方案。     

核电厂控制与保护系统动态仿真

分析了CHASHIMA核电站的测量系统、控制与保护模型、系统设备及设备失效模型、辅助系统管网模型。然后,基于C语言编制了控制与保护系统动态仿真程序模块PROSYS．并将其用于在工程模拟器,在模拟器上实现了CHASHIMA核电站控制与保护系统的动态仿真该工程模拟器已应用于核电站安全分析,以及为核电站先进主控室设计提供软件支持和验证服务：实际应用结果显示,该仿真软件能较好地模拟反应堆一、二回路的控制与保护功能。     

辐射防护最优化的基本方法和程序

在核设施的设计，运行和退役过程中，辐射防护最优化显得愈来愈重要，为此，对辐射防护最优化的概念发展，要解决的问题，基本方法，管理程序作了简单的论述，并对其在设计、运行和退役中的应用也作了介绍。     

CARR辐射防护监测系统中的设计优化

辐射防护监测系统是中国先进研究堆(CARR)的一个重要辅助系统,对系统中燃料破损辐射监测、主控室可居留性辐射监测和烟囱排风辐射监测三方面进行了设计优化。设计优化后的结果是在满足系统功能,把握"安全可靠,经济适用"的原则下,使优化后设计更加符合CARR运行的实际需要。     

关于辐射防护最优化的几点讨论

简要总结了辐射防护最优化的现有方法及其在国内外核电站的应用情况，讨论了若干与最优化相关的实际问题，并对今后的ALARA研究重点提出建议。     

A Study on Main Breaker for Quench Protection of HT-7U Toroidal Superconducting Tokamak

This paper proposes a quench protection project of HT-7U toroidal superconductingtokamak through a forced commutation analysis of DC circuit breaker (DCCB) paralleling fuse.Based on the requirement of quench protection, main parameters are selected. Experimentalresults demonstrate the validity of this proposed project.     

钠冷快堆反应性意外引入事故时停堆保护研究

在反应堆系统中,当反应堆处于异常工况时,如果运行参数超出保护限值,则由保护系统触发相关保护动作,以保证反应堆的状态符合事故验收准则的要求。本文将通过Simulink建立钠冷快堆主要系统模型,在发生反应性意外引入事故时,借鉴快堆事故分析中预期瞬态无停堆保护（ATWS）的分析方法,基于相应保护参数的测量误差和数据处理过程对反应堆一回路的保护参数及其整定值进行研究,并确保钠冷快堆的状态在整个反应性引入事故过程中符合钠冷快堆的事故验收准则。仿真结果表明,当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时,目前的堆芯出口钠温、功率、功率流量比等保护参数的整定值、信号测量延迟及落棒时间可取其他值。当补偿棒失控提升15 s时,只要保证保护参数整定值、相应参数的信号测量延迟及落棒时间能使反应堆在36.45 s前进入深度次临界都是可以的。     

医用辐射新技术应用中的辐射防护问题

目前的医用辐射防护研究已远远超出了单纯的职业人员和病人的防护范畴,而是与新的放射治疗技术融合在一起.由此不但深化了辐射防护研究,而且成为推动新治疗技术发展的重要动力.新的医用辐射诊断和治疗技术一出现,人们关心的是这些技术的应用和推广,而往往忽视这些辐射技术在医学中应用的正当性判断和防护最优化问题,从而带来了一些严重的问题,也就成了目前医用辐射防护中值得关注的新问题.本文重点讨论在导向治疗、腔内近距放射治疗和立体定位放射治疗等新技术中的有关辐射防护问题.