大亚湾核电站1994～2002年职业性照射个人剂量监测和评价

本文总结了大亚湾核电站1994～2002年辐射工作人员职业性照射个人剂量的监测和评价结果.九年中,大亚湾核电站工作人员(包括参加核电站机组检修和为核电站提供各类支持服务的承包商人员)所受到的外照射累积集体剂量为11.6人·Sv,归一化集体剂量为0.879人·Sv/GWa,没有发现大于年摄入量限值1%的内沾染人员;年人均有效剂量为0.56 mSv,单年度个人剂量超过20 mSv的仅有4人,最大值为36.3 mSv.     

中国原子能科学研究院同位素研制与生产人员的个人剂量监测与评价(1993～1998)

本文报道了中国原子能科学研究院 1993～ 1998年同位素研制与生产人员的个人剂量监测结果。外照射个人监测结果表明 ,1993～ 1998年 ,受监测人数共计 2 35 3人 ,受监测人员的集体有效剂量为7.0 3人· Sv,年人均有效剂量为 2 .99m Sv,年有效剂量超过 15 m Sv的人数为 94人 ,占总监测人数的4 .0 % ,其中有 7人超过了 5 0 m Sv,占总监测人数 0 .3%。各年度集体有效剂量在 0 .78～ 1.6 4人· Sv之间 ,年人均有效剂量在 1.91～ 4 .19m Sv之间 ,从 1993到 1996年 ,年人均有效剂量逐年下降 ,从 3.4 2 m Sv下降到 1.91m Sv,从 1997年开始又有所上升 ,1998年上升到 4 .19m Sv。在内照射个人剂量监测方面 ,1993～ 1998年 ,共监测了 10 4 8人次 ,发现内污染者 6 6 8人次 ,占总监测人次的 6 3.7%。内照射剂量估算结果表明 ,1993～ 1998年间 ,受监测人员的年人均待积有效剂量为 8.9× 10 -2 m Sv,总监测人数为 86 4人 ,集体待积有效剂量为 7.7× 10 -2 人· Sv。各年度工作人员所受年人均待积有效剂量在 1.8× 10 -2 ～ 2 .2×10 -1m Sv范围内 ,年集体待积有效剂量在 2 .9× 10 -3 ～ 2 .4× 10 -2 人·Sv范围内     

西安脉冲堆对环境的影响

应用厂址周围的人口与食谱调查资料以及反应堆参数 ,计算了该堆及其同位素生产线在正常运行及事故工况下厂址控制区边界的最大个人有效剂量当量和80km范围内的集体有效剂量当量。计算结果表明 :在正常运行时 ,厂址控制区边界最大个人有效剂量当量为6 0×10 -3mSv/a ,80km范围内的集体有效剂量当量为0 35人·mSv/a。反应堆最大假想事故事故下 ,所致厂址限制区外(500m)公众最大全身有效剂量当量为2 1×10-2mSv ,甲状腺剂量为3 8mSv ;事故持续30天后 ,80km范围内的集体有效剂量当量为0 14人·Sv(全身)和97人·Sv(甲状腺) ;正常运行工况和最大事故期间对本地区环境的影响都是可以接受的     

核工业系统职业性照射个人剂量监测(1991～2000)

本文介绍了中国核工业系统1 991～2 0 0 0年职业性照射个人剂量监测情况和主要结果。这1 0年中,除铀矿冶系统以外的核工业职业性照射的被监测总人年数为49899,工作人员所受外照射集体有效剂量为98.48人·Sv ,年人均有效剂量为1 .97mSv。内照射个人剂量监测结果表明,各有关厂、院的年人均待积有效剂量均低于5mSv。还简要介绍了铀矿山、水冶厂个别年份的职业性照射个人剂量监测结果。最后对核工业系统个人剂量监测结果做了初步评价。     

同位素研制与生产人员内照射个人监测及剂量估算

对中国原子能科学研究院1995～2000年同位素研制与生产人员进行了内照射个人监测和剂量估算.监测结果表明,各年度工作人员的集体待积有效剂量当量为2.9×10-3～9.8×10-2人·Sv,年人均待积有效剂量当量为1.8×10-2～8.0×10-1mSv.1995～2000年6年间接受监测的总人数为873人,累积集体待积有效剂量当量为1.6×10-1人·     

中国原子能科学研究院放射性工作人员个人剂量监测（1985—1990年）

本文介绍了中国原子能科学研究院1985—1990年放射性工作人员个人剂量监测情况。6年内,工作人员所受的外照射累积剂量当量为17.64人·Sv,人均年剂量当量为2.2 mSv。同时还给出了~3H、~(125)I、~(131)I 及其它裂变核素的内照射剂量数据。     

秦山核电站首炉燃料组件生产对辐射环境影响的初步分析

本文对秦山 30万 k W核电站首炉燃料组件生产所致环境影响进行了初步分析。结果表明 ,在正常运行工况下 ,放射性流出物对厂区周围公众造成的年最大个人有效剂量当量为 2 .96× 10 -7Sv,关键核素是 2 34 U,关键居民组是正东方位 1km处的少年 ,关键照射途径是吸入。气载放射性流出物对集体剂量的贡献约占 89.7% ,半径为 80 km范围内的集体有效剂量当量为 1.73× 10 -2人·Sv/a     

秦山核电厂气载放射性释放的环境影响

本文评价了秦山核电厂气载放射性流出物对环境的影响。应用现场及风洞大气扩释实验结果和厂址周围的人口与食谱调查资料,估算了秦山核电厂在正常运行和事故条件下释放的气载放射性流出物对公众产生的个人有效剂量当量和集体有效剂量当量。计算结果表明,正常运行时厂址边界(0.5km)处的最大个人有效剂量当量为2.7×10~(-2)mSv/a,该剂量的大部分来自~(137)Cs 的食入(主要由地表湿沉积引起);80km 范围内的集体有效剂量当量为1.1人·Sv/a,归一化集体有效剂量当量为3.7人·Sv/GW(e)·a。文中还给出了事故情况下剂量估算结果。     

我国大型核电站燃料组件生产线运行对辐射环境的影响

本文对我国大型核电站燃料组件生产线运行8年来的辐射环境影响进行综合分析和评价。结果表明,在正常运行工况下,放射性流出物对厂区周围公众造成的年最大个人有效剂量为7.26×10-4mSv;半径为80 km范围内的集体有效剂量8年来累积为156.4人.mSv,年平均为19.5人.mSv;气载放射性流出物对集体剂量的贡献约占98.5%。     

核工业职业性照射个人剂统计与评价(1985—1990年)

本文介绍了核工业系统职业性照射个人剂量监测(1985—1990年)的概况和主要结果。统计结果表明,核工业各厂、院、所等单位放射性工作人员1985—1990年的外照射年集体剂量当量分别为29.88、26.95、19.16、14.26、9.08和9.22人·Sv;年人均剂量当量分别为4.98、4.66、3.65、2.79、2.40和2.27 mSv。对内照射个人剂量监测情况进行了简要介绍,给出了部分单位铀、钚、氚等核素的内照射剂量监测数据,各有关厂、院的年人均待积有效剂量当量均低于5.0 mSv。还概述了铀矿山职业性照射个人剂量监测结果。最后,对个人剂量监测数据作了初步的评价分析。     

个人剂量监测

1 外照射个人剂量监测 2001年,对全院辐射工作人员用TLD热释光剂量计进行了外照射个人剂量监测,结果列于表1。全年共计监测1034人,所受集体剂量当量为2.02人·希沃特,年人均剂量当量为1,95mSv,个人最大年剂量当量为47.9mSv。与2000年比较,2001年的监测人数增加了25人,年集体剂量当量减少13.3％,年人均剂量当量减少15.6％。 表2给出了全院各单位的外照射个人剂量分布。低于5mSv的人数占总监测人数的 89.1％,其中,低于0.1mSv的为28.7％:高于15mSv的人数占总监测人数的2.80％,高于15mSv的人群的集体剂量占总集体剂量的37.1％,无人超过国家规定的50mSv年剂量当量限值。 对操作β放射性物质的工作人员用TLD指环剂量计进行了手部剂量监测,监测结果列于     

秦山核电站首炉燃料组件生产

本文对秦山30万kW核电站首炉燃料组件生产所致环境影响进行了初步分析.结果表明,在正常运行工况下,放射性流出物对厂区周围公众造成的年最大个人有效剂量当量为2.96×10-7Sv,关键核素是234U,关键居民组是正东方位1 km处的少年,关键照射途径是吸人.气载放射性流出物对集体剂量的贡献约占89.7%,半径为80 km范围内的集体有效剂量当量为1.73×10-2人@Sv/a.     

辐射引起的危害估计

辐射源英国个人平均年剂量, nl Sv英国平均年集体剂量. 人Sv英国每年死亡人数价天然本底辐射医疗照射烧煤电厂核电厂10 .250 .0020 .00015500014000 100 5500140 1英国个人50年平均总剂量.msv英国50年集体剂量,人Sv今后50年英国死亡人教天然本底辐射切尔诺贝利事故2800000280000 .053000.假定癌症致死危险度为1。一2/Sv.(摘自英国《核胎》1987年拢月号)辐射引起的危害估计~~     

中国煤矿井下工作人员所受天然辐射职业性照射初步评价

本文对我国各类煤矿井下矿工所受天然辐射职业照射的剂量水平作了初步评价.主要根据对安徽、北京、贵州、河北、湖南、江苏、江西、内蒙古、陕西、山东、山西、浙江等12个省、市48个煤矿井下氡浓度的调查测量以及26个煤矿的文献报道氡浓度数据,从估算 矿工个人剂量的目的考虑,推荐了我国大型煤矿(年产量＞120万t)、中型煤矿(30万t＜年产量＜120万t)、小型煤矿(年产量＜30万t)及石煤矿井下氡浓度的典型值分别为50、1 00、500和1 500 Bq/m3;假定煤矿井下氡子体平衡因子为0.35,则上述各类煤矿的平衡当量氡浓度的典型值分别为17.5、35、175和525 Bq/m3.一般煤矿井下工作人员所受到的γ外照射附加剂量与氡及其子体的剂量相比可以忽略,而石煤矿的γ外照射剂量约为0.9 mSv/a.由此估算得到我国大、中、小型煤矿及石煤矿井下工作人员年人均剂量分别约为0.28、0.55、3.3和1 0.9 mSv,各类煤矿总的个人年平均剂量约为2.4 mSv;总的年集体剂量约为14 600人·Sv,其中小型煤矿约占90%;平均归一化集体剂量约为0.081人·Sv/万t,其中石煤矿最大,小型煤矿次之.从这次初步评价结果看,小型煤矿和石煤矿井下工作人员所受天然辐射的职业性照射应引起关注.     

五省放射性伴生石煤矿开发和利用对环境影响研究

石煤的开发和利用是一项对环境可能造成污染和居民剂量增加有重要影响的人为活动。本文介绍在石煤储藏量占全国 90 %以上的湖北、湖南、江西、浙江和安徽等五省开展的石煤开发、利用中的污染源项及其对环境和居民影响的调查方法及其主要结果。主要调查了石煤矿区及其周围建筑物室内、外的γ辐射水平和年平均氡浓度 ,石煤、石煤渣、含石煤渣砖 (俗称碳化砖 )等固体介质中的天然放射性核素的比活度 ;并计算了居住在碳化砖房的居民和有关工作人员的附加剂量。调查结果表明 :在被调查的五省石煤矿区 ,石煤中2 38U、2 2 6 Ra的平均比活度约为 1 .3kBq/kg;碳化砖中2 38U、2 2 6 Ra的平均比活度约为 0 .9kBq/kg ;土壤中2 38U和2 2 6 Ra的平均比活度分别为 0 .3 7kBq/kg和 0 .2 4kBq/kg,为全国本底调查的五省平均值的 8倍和 5倍 ;碳化砖房室内γ辐射剂量率平均值约为 0 .3 μGy/h ,年平均氡浓度的平均值为0 .1 5kBq/m3;居住在碳化砖房内居民 ,因室内、外γ照射和吸入氡子体所致的人均年附加剂量分别约为1mSv和 3mSv ;五省 2 5年生产的碳化砖用于建房居住所致 (5 0a)的集体剂量约为 1 .5× 1 0 5人·Sv;大部分石煤渣不能以质量分数大于 2 0 %用于建筑材料。     

河南省"九五"期间医疗照射频度与受照剂量调查

采用普查、分层抽样调查和典型调查相结合的方法调查了河南省"九五"期间(1996～2000年)医用电离辐射应用的基本现状和医疗照射频度;用热释光[LiF(Mg,Cu,P)]剂量计测量了10种常见X射线诊断中受检者体表的剂量;估算了X射线诊断检查所致公众的年集体有效剂量和年人均有效剂量.结果表明,全省X射线诊断的频度为136.95人次/千人口, 放射治疗的频度为0.338人次/千人口,临床核医学诊断检查的频度为0.595人次/千人口;1998年X射线诊断所致全省居民年集体有效剂量为14 690.60人· Sv,年人均有效剂量为0.158 mSv.     

某研究堆寿期后控制棒取样过程中的辐射防护

分析了某研究堆寿期后控制棒的源项及取样过程中存在的辐射危害,制定了操作过程中的辐射监测和防护方案。监测结果表明,整个取样过程中,操作人员个人累积剂量最大为61 μSv,集体剂量为229 人·μSv,采取的辐射防护措施有效地保证了取样过程中工作人员的辐射安全。     

中国原子能科学研究院辐射环境质量评价

本文用环境监测结果和模式计算相结合的方法评价了中国原子能科学研究院运行29年来对环境造成的辐影响。结果表明,对于周围的广大居民来说,多年平均最大个人有效剂量当量为6.8×10~(-5)Sv/a,关键核素是~(131)I,关键居民组是正北方位1km 处的幼儿,关键途径是食用当地产的牛(羊)奶。气态流出物对剂量的贡献约占99.9%。80km 范围内计975万人的集体有效剂量当量为1.9人·Sv/a。     

重庆市工业探伤和密封源应用辐射工作人员2006～2008年个人剂量监测

报道重庆市工业探伤和密封源应用辐射工作人员的2006-2008年个人剂量监测结果。监测结果表明：接受监测的辐射工作人员2006-2008年个人年有效剂量范围为0.01-6.77 mSv;工业探伤工作人员个人有效剂量范围为0.01-6.77 mSv,密封源应用工作人员个人年有效剂量范围为0.01-0.54 mSv。     

美国加州国民警卫队到乌克兰接受应急培训

【美国《核新闻》2003年12月刊报道】 根据美国核管会(NRC)的统计资料,2002年,美国核电厂净发电量增加到88830 MW·a,2001年为87553 MW·a。2002年,反应堆平均发电量为704 MW·a,2001年为605 MW·a。2002年, 运行中的104座核反应堆的年集体剂量平均为117人·rem,69座压水堆为87人·rem,35座沸水堆为175人·rem。2001年～2002年间,有6座反应堆的年集体剂量增长了10倍。2002年,Exelon核电公司(Exelon Nuclear)的两座沸水堆的年集体剂量最高,原因是停堆次数多——计划内有2次,计划外有6次。2002年,压水堆有可测量到剂量的工作人员平均为…