韩国核应急准备与响应以及辐射应急管理的技术咨询系统——中国辐射防护研究院与韩国核安全研究院技术交流

韩国历经近40年的发展,其核事故应急管理体系和技术能力发展对完善我国核应急管理和技术体系具有借鉴价值。本文基于中国辐射防护研究院与韩国核安全研究院在核事故后果评价以及大气扩散模拟领域开展双边合作技术交流,介绍了韩国核应急准备与响应情况,包括韩国核设施概况、国家辐射应急管理体系及其架构、核应急响应程序流程及各部门职责,以及韩国根据福岛核事故经验教训进行的核应急工作和核电厂的改进措施;介绍韩国用于核应急管理的技术咨询系统——Atom CARE系统的概况及功能。从应急计划、应急技术支持体系、应急响应与后果评价等方面提出了对我国核应急响应工作的若干思考与启示。

中国辐射防护研究院公司治理结构分析

对公司治理结构进行了理论探讨,以中国辐射防护研究院为例阐明了科研院所在改制过程中要按照《公司法》的要求,建立规范的公司治理结构。

HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究

针对HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统设备检修时的辐射防护问题,建立了乏燃料贮罐及其相关舱室的三维模型,采用蒙特卡罗方法评估计算了工作人员检修位置处的γ剂量率。结果表明:剂量率随评估点位与混凝土平台开口之间距离的增加而快速降低;由于屏蔽罩和混凝土楼板存在孔洞,导致乏燃料装料间混凝土平台孔洞正上方剂量率较高,考虑2倍安全系数,距离孔洞中心50 cm范围内剂量率都处于红区范围,应严格限制人员进入此区域;检修设备间内距离孔洞中心30~70 cm范围内点位的剂量率处于限定工作区(橙区),人员在此区域内的工作时间应尽量缩短。为保障安全,建议开展实体模拟培训,缩短作业时间;设置厚度不小于16 cm的铅砂临时屏蔽体,穿戴防护装备;对局部热点去污以降低源项强度。

从零开始 持续创新 打造我国放射性废物治理领域标志性成果——中国辐射防护研究院放射性废物热解焚烧技术研发及应用

放射性废物处理处置是核产业链的重要环节,是核工业健康可持续发展的重要保障,是我国核安全的重要组成部分.可燃废物在放射性固体废物中占比最大,焚烧可实现无机化和最大幅度减容,是国际上通用的主要处理手段.为尽快解决我国放射性可燃废物的处理处置问题,中国辐射防护研究院(以下简称"中辐院")1974年成立了废物焚烧技术研究室,是我国最早成立的专门从事放射性废物焚烧技术研发的实验室.近50年来,针对我国各类可燃废物的特点,系统地开展了多种放射性可燃废物焚烧处理技术的研究和开发工作,形成一系列有价值的科研成果并得到工程应用.

基于全站仪定位的辐射场测量方法研究

在核设施检修或退役中,往往需要对现场的辐射剂量场进行测量。传统的剂量率仪不支持空间坐标测量,需要额外的坐标测量工具,且剂量测量和坐标测量不同步,使得测量效率受到限制。针对该问题,提出了一种基于全站仪定位的测量方法,可同时测量剂量率和对应的空间坐标,定位精度为mm级,研制了测量系统样机。使用样机对某个水泥固化放射性废物桶进行了测试实验,与蒙特卡罗计算结果进行对比,测量值与模拟值的相对偏差遵循正态分布,平均偏差为12.8%,标准偏差为9.37%,数量大约占96%的测量点位的相对偏差在[-30%,5%]的范围内,体现了较高的测量精度。对某核设施厂房的另外两个较为复杂的场景进行辐射场测量,使用对数变换普通克里金方法对离散的测量点进行辐射场插值计算,三维辐射场重构结果的平均相对偏差可控制在50%左右。结果表明通过基于全站仪的辐射场测量系统可对现场的三维辐射场进行重构,精度可以满足三维辐射场的应用需求。

核电厂气态^(14)C辐射剂量估算模型研究

核电厂释放的^(14)C是公众剂量的主要贡献核素,因此有必要合理评价核电厂^(14)C排放所致公众辐射剂量。对目前国内外气态^(14)C辐射剂量估算模型进行分析比较,结果表明比活度模型假设受照人体内、陆生动植物产品中、环境大气中^(14)C与^(12)C的比率均相同,不考虑环境空气中稳定碳浓度变化、以及具体动植物产品中稳定碳的含量,会导致剂量估算结果偏保守;通过对模型参数选取的分析研究,发现空气、动植物产品中稳定碳浓度的含量对^(14)C辐射剂量估算结果影响较大。因此建议对核电厂场址周围不同类型动植物产品中稳定碳含量进行测量,获得较为实际的参数用于核电厂气态^(14)C辐射剂量评价。

辐射剂量仪高精度滤波算法研究

嵌入式多通道辐射剂量仪的测量结果易受系统本身和环境噪声的干扰,进而影响其测量精度。本文提出了模糊卡尔曼小范围自适应滤波方法来提升测量精度,该方法先提取卡尔曼滤波的滤波残差作为滤波相对误差,通过分析辐射剂量仪的环境噪声特性对滤波相对误差设置合理阈值。在此基础上,设计了模糊控制器,将滤波相对误差和误差阈值的差值作为模糊控制器的输入,卡尔曼滤波的过程噪声协方差Q的变化量作为输出,设定了模糊逻辑输入与输出的基本论域,建立了隶属度函数,依据测量经验制定模糊控制规则,实现过程噪声协方差Q随滤波相对误差在动态辐射阶段和恒定辐射阶段的小范围自适应调整,从而提升剂量仪在两个阶段的测量精度。将剂量仪放置在剂量率为0μSv/h~15 Sv/h的环境中,采用本文所述方法测得的动态和恒定辐射的剂量率最大误差分别为4.3%和8.3%,180 s时长的累计剂量误差为10%左右。与滑动平均滤波法和基于残差判断的卡尔曼滤波法相比,本文所提出的模糊卡尔曼小范围自适应滤波方法在嵌入式多通道剂量仪中更有优势。

辐射防护剂和治疗剂的研究进展

随着核能与核技术的迅速发展及广泛应用,人们接触电离辐射的机会日益增多。辐射防护剂和治疗剂的应用倍受关注,但目前使用的许多辐射防护剂和治疗剂都不太理想。研究人员一直致力于研究高效、低毒的天然辐射防护剂。本文主要关注了化学类、植物和天然中草药的辐射防护剂以及细胞因子和干细胞辐射治疗剂的应用前景。氨磷汀(WR-2721)及相关化合物最具市场前景,但是严重的不良反应限制其临床应用。植物提取物和天然中草药具有毒性小、价格相对低廉、可以口服给药,并且可以通过多种机制发挥作用的优势,因此成为国内外研究关注的热点。细胞因子治疗能够预防或减少急性辐射综合症(ARS)。间充质干细胞(MSC)具有分泌造血生长因子、重建造血微环境、低免疫原性、易于外源基因转染和表达等优点,将其应用于急性辐射损伤的临床治疗具有十分广阔的前景。因此,植物和中草药作为辐射防护剂和MSC作为放射治疗剂的协同应用可能是未来研究的趋势。

辐射防护用中国参考人体素模型建立、应用及最新进展

以中国女性参考人体素模型为例,介绍了中国成年男女参考人体素模型的建立工作,包括构建非均匀骨模型,补充辐射敏感器官,进行器官二次分割和调整等过程。最后建立的中国参考人体素模型基本包含了ICRP新建议书中所有辐射敏感器官,器官质量与中国参考人数据差异基本在5%以内。该模型在内照射、外照射方面均得到一定应用,研究结果为我国辐射剂量评价工作提供了基础数据。最后介绍了人体体素模型的最新进展:精细乳房模型和微观骨模型。

4D人体辐射剂量计算技术研究

当前人体辐射剂量计算技术只能给出直立人体3D静态剂量结果,无法满足未来精准防护需求。为实现4D剂量计算,首先基于刚体旋转矩阵、体积图拉普拉斯算子和近似刚体变换三种算法实现了面元模型变形;然后研究了动作捕捉引导的模型变形;接下来基于Delaunay算法的四面体切割技术实现了高速蒙特卡罗计算,最后设计开发了4D剂量计算应用系统。将建立的完整方法用于核电厂进行现场实验,针对特定辐射作业过程的应用结果验证了该方法的可靠性和实用性,突破了4D剂量计算过程中关键技术环节。未来该技术有望在核电厂运维、核设施退役治理及医学介入治疗等场景下实现人员精准防护。

基于Zigbee技术的无线辐射监测系统的建立

基于Zigbee技术的无线辐射监测系统可对众多辐射监测仪的监测数据进行实时采集和统计分析,无需布线,组网灵活。该辐射监测系统包括多台辐射监测仪及上位机监测平台。辐射监测仪负责测量辐射信息,并将辐射测量结果通过Zigbee模块发送出来。辐射监测平台负责接收辐射测量结果,并将数据在监测平台上进行显示和存储。对辐射监测仪和辐射监测系统进行测试,测试结果表明:辐射监测仪可对在环境本底的基础上增加0.1μSv/h的γ辐射给出可靠报警;辐射监测系统可自动进行无线网络连接,整体运行稳定,数据采集准确,可实现对各个辐射监测仪监测数据的实时采集和存储。

DNA甲基化在钚辐射损伤机制中的研究进展

常规辐射流行病学在评价低剂量辐射生物效应方面存在一定的局限性,利用分子生物学方法研究辐射人群远后健康效应是目前辐射流行病学研究的主要趋势。本文对DNA甲基化、生物学意义、应用及其与电离辐射的关系进行综述,介绍了其在钚辐射损伤中的机制。从DNA甲基化方面对辐射致癌流行病学进展进行研究,为我国钚接触人群的流行病学研究提供思路和借鉴。

中国金属锆行业辐射环境管理现状研究

锆英砂是一种应用广泛的工业原料。在锆英砂开发利用过程中天然放射性核素随着废水、废气和固体废弃物进入到环境,有可能影响到环境辐射水平,甚至造成环境污染。为了控制环境辐射水平,需要加强开发利用过程的辐射环境安全监管。梳理现状,分析不足,有利于该行业辐射环境管理的开展。在对中国锆及氧化锆行业的基本情况进行介绍的基础上,对金属锆生产环节辐射环境管理现状进行了分析,提出了加强行业辐射监测与评价及制定辐射安全相关标准等建议。

多糖辐射损伤防护的研究进展

研究发现多种多糖有明显的辐射损伤防护作用,可能与免疫调节、保护造血系统、清除自由基等方面有关。本文介绍了一些多糖辐射防护实验研究结果,并对多糖辐射防护作用机制进行了初步探讨。

某核燃料循环火灾事故研究装置及初步研究成果介绍

火灾事故作为核燃料循环设施典型事故,是国际核燃料循环安全领域研究的焦点。中国辐射防护研究院目前建有小、中、大三个尺度的核燃料循环火灾事故放射性源项研究装置。小尺度装置为200 L圆柱体燃烧舱室,主要用于可燃物基础参数测试;中尺度装置和大尺度装置分别为20 m^(3)、120 m^(3)长方体燃烧舱室,主要用于开展可燃物燃烧速率、温度分布、放射性气体与气溶胶释放份额、核素释放份额和过滤效率等科学研究。重点对三套装置各自的特征和研究能力进行总结,结合国际研究热点提出了进一步研究计划。

国际可移动小型堆开发与运输安全研究现状

可移动小型堆(TNPPS)作为小型模块化反应堆(SMR)的一种(一般指30 MW以下的SMR),当通过陆路、海运等方式运输后在运输工具上或者从运输工具卸载后能够运行和产生电能,可以满足偏远、局部区域的供热、用电需求,引起了各国的重视。本文简要介绍了国际可移动小型堆发展现状,重点对国际上不同类型可移动小型堆的特点、可移动小型堆发展面临的问题和挑战进行总结,并重点讨论了可移动小型堆运输安全相关问题及对策建议。

低聚壳聚糖的辐射防护作用大鼠试验研究

采用60Coγ射线全身照射清洁级Wistar大鼠,观察口服给予低聚壳聚糖对大鼠30天存活情况、外周血白细胞(WBC)数、骨髓有核细胞数和血清超氧化物歧化酶(SOD)活力的影响。试验结果显示:与单纯照射组相比,给药组大鼠30天存活率提高显著,平均存活天数提高4 d;给药组WBC数、中剂量和高剂量给药组骨髓有核细胞数、高剂量给药组SOD活力均提高显著。

有机硒牛磺酸制剂辐射防护作用小鼠试验研究

采用60Coγ射线全身照射清洁级昆明种小鼠,观察口服给予有机硒牛磺酸制剂对小鼠30天存活情况、骨髓有核细胞数和微核、超氧化物歧化酶(SOD)活力和谷胱甘肽过氧化物酶(GSH)活性、免疫功能的影响。试验结果显示:与单纯照射组相比,给药组小鼠30天存活率提高显著,平均存活天数提高7.9 d;给药组GSH和抗体积数升高显著;中剂量和高剂量SOD活性增强;高剂量脾脏系数升高显著。

内漏测量技术中浓度衰减法应用模拟研究

核电厂主控室作为核电厂运行的关键位置,在正常和应急情况下保证工作人员在主控室可居留性尤为重要。对核电厂主控室进行可居留性内漏评价能够判断主控室环境是否处于正常安全运行状态,并根据评价结果发现主控室存在的问题进而提出解决方案,是保障主控室正常安全运行的一种评价技术手段。主控室可居留性内漏评价采用示踪气体试验方法,通过浓度衰减法在简单区域进行内漏测量技术模拟研究,结果表明:示踪气体浓度在40 min内能够达到混合均匀,各采样点示踪气体浓度相对标准偏差为3.71%,示踪气体浓度随着时间推移混合均匀性不断提高,房间空气交换次数为0.3/h,内漏量为45 m^(3)/h,空气交换次数的不确定度为0.3/h。采用浓度衰减法进行内漏测量模拟研究,通过对示踪气体注入、采样点布置,气体搅拌装置分布及示踪气体取样分析等过程进行控制,能够实现示踪气体在简单区域内快速混合均匀达到平衡状态。