"辐射防护体系演进"中一些问题的讨论

从中国辐射防护的实践看，现行辐射防护体系进行适当简化和更加协调一致是必要的。仅仅基于保护人的防护举措不是在各种情况下均能满足环境的要求。辐射防护的含意应该包括保护环境免受电离辐射的影响。集体剂量是一个有用的但需要明确其应用范围的指标。它的应用有利于促进辐射防护水平的提高，但应明确其应用的条件，如时间和空间等。天然辐射是人类所受照射的最大来源。有必要控制天然辐射产生的职业照射，如地下矿工和航空机组人员。加强控制人工辐射和天然辐射对孕妇和儿童的照射是重要的，其中特别是放射诊断和治疗。     

γ辐照对聚己内酯性能的影响

研究了不同分子量的聚己内酯的辐照特性，聚已内酯(PCL)的分子量越大，辐射交联所需的凝胶化剂量越低。结果表明，溶胶分数s √s与I／D的关系很好地符合Charlesby-Pinner关系式，说明PCL的辐射交联属于无规交联。辐射交联对PCL的力学性能影响显著，辐射剂量越大，拉伸强度和断裂伸长率下降越多，但分子量较高的PCL的抗张强度受辐射剂量的影响较小。动态力学分析(DMA)分析表明，聚己内酯辐照交联后的弹性模量和耐热性能显著提高。     

放射性药物~(188)Re标记DTPA的制备和在大鼠体内的分布

球囊导管内充盈β放射性核素防治经皮冠状动脉成形术(PTCA)后再狭窄是一种崭新的技术, 其中,188Re是一种常用的放射性核素。为了尽可能降低在万一球囊破裂的情况下高剂量放射性对人体的损害,利用二乙三胺五醋酸(DTPA)迅速从泌尿系统排出的特点,通过探索188Re标记DTPA的方法和条件,成功地制备了188Re-DTPA化合物,并研究出最佳的标记条件从而使标记产率达到90%以上。188Re-DTPA和188ReO4-在大鼠体内分布的研究结果显示,甲状腺和胃肠道的放射性水平188Re-DTPA组明显低于188ReO4-组,188Re-DTPA经肾脏排泄明显快于188ReO4-,用MIRDOSE 3.0软件估算体内重要脏器的吸收剂量同样也显示了这一结果。188Re-DTPA组和188ReO4-组甲状腺的吸收剂量分别为0.041 nGy/Bq和0.563 nGy/Bq,胃的吸收剂量分别为0.043 nGy/Bq和0.118 nGy/Bq。因此,实验结果认为在血管内照射治疗中188Re-DTPA明显优于188ReO4-。     

稀土湿法生产过程中放射性核素的迁移及对公众所致辐射剂量研究

描述了稀土矿湿法生产过程中放射性核素的迁移规律,并对四川省冕宁稀土矿湿法分离工艺进行分析研究。结果表明,稀土湿法冶炼过程中大部分放射性钍富集在废渣和产品中,仅有1.03%的钍粉尘排入大气,0.27%的放射性钍进入废水。对排入环境中的气载和液载放射性钍的辐射剂量进行了计算,其结果分别为6.02×10-2 mSv·a-1、1.43×10-2 mSv·a-1,该值低于公众个人剂量基本限值(1mSv·a-1),工作人员个人最大有效剂量为7.67×10-2 mSv·a-1     

GM计数管脉冲供电电压对计数率的影响

本文重点介绍了ＧＭ计数管脉冲供电电压对计数率的影响。经测试分析研究，结果表明脉冲供电比固定电压供电电压变化对ＧＭ管计数率的影响较大，应对脉冲电源提出更高的要求，     

Radiation and thermal effects on porous and layer structured materials as getters of radionuclides

The long term radiation and thermal effects on porous and layer structured materials that may function as getters for radionuclides have been evaluated using accelerated laboratory experiments including energetic electron, ion or neutron irradiation, as well as high-temperature thermal annealing. The materials studied include: zeolites, layered silicates (mica and smectite clays), open framework structured apatite and crystalline silicotitanate (CST) which is an important synthetic ion-exchange material for the chemical separation of high-level liquid radioactive wastes.In situ transmission electron microscopy during irradiation by energetic electrons and ions has shown that all the studied materials are susceptible to irradiation-induced amorphization. Amorphization can be induced by ionization and/or direct displacement processes. Amorphization may be preceded or accompanied with dehydration, layer spacing reduction and gas bubble formation. In the case of zeolites, CST and some layer silicates, radiation effects are significantly enhanced at higher temperatures. In fact, thermal annealing at high temperatures alone can cause complete amorphization of zeolites. Our experiments have shown that amorphization or even partial amorphization will cause a dramatic reduction (up to 95%) in ion-exchange and sorption/desorption capacities of zeolite for radionuclides, such as Cs and Sr. Because the near-field or chemical processing materials (e.g., zeolites or CST) will receive a substantial radiation dose after they have incorporated radionuclides, our results suggest that radiation effects may, in some cases, retard the release rate of sorbed or ion-exchanged radionuclides.     

Comparison of corrosion behavior of zirconium bombarded with self-ion and molybdenum ion

In order to study the effects of zirconium and molybdenum ion bombardment on the aqueous corrosion behavior of zirconium, one group of specimens was implanted with zirconium ions with ions surface densities ranging from 1 × 10¹⁵ to 2 × 10¹⁷ ions/cm² at about 170 °C, using a metal vapor vacuum arc (MEVVA) source operated at an extraction voltage of 50 kV. The other group of specimens was bombarded with molybdenum ion with ions surface densities ranging from 1 × 10¹⁶ to 5 × 10¹⁷ ions/cm² at about 160 °C, using a MEVVA source operated at an extraction voltage of 40 kV. The valence states and depth distribution of elements in the surface of the samples were analyzed by X-ray photoelectron spectroscopy (XPS) and Auger electron spectroscopy (AES), respectively. Polarization curves measurement was employed to evaluate the aqueous corrosion resistance of the zirconium samples in a 1N H₂SO₄ solution. It was found that the aqueous corrosion resistance of zirconium implanted with 5 × 10¹⁶ Zr ions/cm² is the best in first group samples. For molybdenum ion implantation, the aqueous corrosion resistance of samples declined with raising ions surface densities. The natural corrosion potentials of zirconium samples bombarded with self-ions are more negative than that of the as-received zirconium. While, as for molybdenum ion implantation, the results are opposite. Finally, the mechanisms of the corrosion behavior of the zirconium samples implanted with zirconium and molybdenum ions are discussed.     

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     

大亚湾和岭澳核电站外围辐射环境监督性监测

本文系统地介绍了广东省环境辐射研究监测中心自 1 994年以来对广东大亚湾和岭澳核电站外围辐射环境的监督性监测 ,包括监测方案、方法、质量保证、主要结果和结论。监测结果表明 :( 1 )核电站运行以来的气体排放未对厂区以外的大气和陆地环境产生可观测到的影响 ;( 2 )对于110mAg ,西大亚湾的海水中仅在 1 995年和 1 997年检测到高于探测限的样品 ,最大年平均浓度为 3 .1Bq/m3;西大亚湾的海底泥中只在 1 997年能被检测到 ,年平均值为 1 .0Bq/kg(干 ) ;西大亚湾的海洋生物中在 1 994、1 996和 1 997年检测到的活度浓度较高 ,珍珠贝、马尾藻和墨鱼中的最高年平均活度浓度分别为 2 .2、1 .7和 5 .8Bq/kg(鲜 ) ,1 997年以后随着排放量的下降而显著下降 ;( 3 )对于137Cs,1 994～ 1 998年西大亚湾海水样品中的活度浓度相对较高 ,年平均值最高的 1 995年为 4.6Bq/m3,1 999年以后与本底相当 ;137Cs在其他海洋介质中的活度浓度很低 ,且在本底涨落范围内变化 ;( 4 )对于西大亚湾海水中的3H ,只在核电站排放期间短时升高 ,3～ 5天后基本恢复到本底水平 ,实测年平均活度浓度在 0 .8～ 3 .4Bq/L之间     

辐射流体力学与中子输运并行数值模拟中的联接算法

复杂物理现象通常由多类复杂的物理过程紧耦合构成,其数值模拟也通常由适用不同物理过程的多类并行应用程序紧耦合完成。如何设计这些物理过程之间的联接算法,既要保证程序之间数据传递的高效,又要保证程序各自运行和总体模拟的高效,还要保证程序各自开发的独立,是一个值得研究的课题。文章基于广泛应用于高温高压物理研究中的辐射流体力学和中子输运多物理并行数值模拟,在非结构网格上,提出了两种联接算法:完全松散联接算法和两层紧耦合联接算法。前者侧重于实现程序各自运行的高效和开发的独立,后者在前者的基础上,还权衡了数据传递和总体模拟的高效。在两台并行机的数百个处理机上,通信复杂度分析和数值实验结果表明,两种算法均是有效的,可推广应用到其他多物理并行数值模拟。特别是,两层紧耦合联接算法是高效可扩展的,取得了近似最优的并行性能。