两起γ探伤辐射事故引发的对放射源备案的思考

本文着重剖析了新近发生的两起γ探伤辐射事故,介绍了韩国放射源定位跟踪系统,并分析了我国放射源备案制度现状,由此提出了加强放射源备案管理的设想.     

低浓度放射性废水的连续监测

本文介绍了低浓度放射性废水连续监测的设计原理，评论和新一代仪器简述，特别是秦山核电厂和Ｐ３００工程使用的低放水连续监测仪，其在标定试验时除可用初级放射源＾１３７Ｃｓ标准溶液进行了标定外，还８设有用次级固体源＾１３７Ｃｓ模拟点源进行标定的功能；又有可在控制室进行远距离操作的检查源机构，容器与样品水接触的表面材料一律采用不锈钢，容器和铅屏蔽均设计成可拆卸形式；入水口设计成使样品水在容器内呈一边旋转一边     

放射源安全管理现状及对策

本文通过介绍国外放射源管理动态，分析我国放射源管理的现状和存在的主要问题，提出了加强放射源管理的对策和建议。     

试论放射源管理的新途径

通过介绍我国放射源管理现状，分析现阶段放射源监督管理中存在的问题，提出了对放射源实施全过程管理，必须关口前移和提前介入；按放射源种类数量划定管理权限；放射源转让审批单实施三级审批，逐级监管的新思路。     

浅谈中国放射源的科学化管理

为了加强对放射源的监督管理，中国政府调整了监管体制，并吸收国际先进的管理经验，结合中国的实际情况，出台了一系列科学化举措，包括对放射源实行统一全过程监管、对放射源实行身份管理、建立全国放射源监管信息系统、对放射源实行分类管理等。     

宿迁市放射源现状调查及管理措施探讨

报道了2008年对江苏省宿迁市放射源现状的调查结果,分析了放射源管理体制不尽合理、安全投入不足、使用单位技术水平不高、监管部门能力不足等存在的问题,从落实责任、加强监管、加强协调、细化管理措施、对放射源分类分重点管理等方面讨论了加强放射源管理的措施.     

对废密封放射源的策略与管理选择

1　引言密封放射源广泛地应用于农业、工业、医疗和各种研究领域。放射源的使用为人们带来了利益 ,但当它们废弃不用时又将会给人们带来一定的危险。与放射源有关的事件、事故层出不穷 ,也会造成大范围的污染和确定性健康效应。这些事件、事故的数量表明 ,在几乎所有国家均有必要大力加强放射源全寿期的监控和管理。正确的密封源管理对策 ,应当考虑放射源的整个寿命周期 ,即从生产、运输、销售、使用直到报废。国际经验表明 ,在放射源报废以后很容易放松管理监控和实体保安。因此 ,把放射源的监控和管理一直延续并保持到最终处置是非常重要…     

美国放射源监督管理模式

“许可证制度、协议州管理和全面监督检查”构成了美国放射源监管的主要模式框架。通过法规制定、许可证审查、监督检查、运行经验评估和实施监管支持活动,美国核管理委员会对放射性源在医学、工业、科研中的应用实施了有效的监管。了解美国放射源的监管体系,对于加强我国的放射源安全与保安的监管能力是有益的。本文简要介绍了美国的许可证制度、协议州管理和全面监督检查方面的情况。     

云南楚雄市环保局采取有力措施确保放射源安全

环保部网站2009年9月16日报道，为确保楚雄市建国60周年庆典活动期间的环境安全，维护社会稳定，楚雄市环保局在全市范围内开展了放射源安全管理专项检查。9月9日至9月11日，市环保局出动20人次，对全市6家放射源使用单位进行了认真检查。     

我国核工业废放射源安全管理

废放射源易于在管理上失去控制，从而酿成事故，对人类和环境造成危害。本文分析了我国废放射源产生的原因，介绍了我国核工业废放射源的现状与安全管理的技术路线和策略，提出了当前所面临的主要问题。     

秦山核电厂反应堆保护系统及其相关设备数字化改造规划和实施策略

秦山核电厂采用数字化技术改造了基于模拟技术的反应堆保护系统。与此同时,采用同一数字化安全仪控平台对堆外核测系统进行了改造。文章结合该厂原有系统的历史和现状,在广泛了解目前国际上数字化安全仪控平台的发展状况、国外核电厂在该领域的应用现状的基础上制定适合秦山核电厂工程实际的改造规划和"以我为主,中外合作,充分利用国内技术力量"的实施策略。分析了影响和制约在役核电厂反应堆保护系统及其相关设备改造的主要因素,并对可实施性作总体评估,以了解改造过程中所面临的问题和困难,预先准备相应对策,确保技术改造目标的实现。     

核电厂全厂断电事故分析

全厂断电（SBO）可能发展成为堆芯熔化、安全壳超压失效的严重事故。本文首先研究全厂断电事故的必要性以及在辅助给水系统不可用情况下的全厂断电事故的进程,随后定性的分析了事故进程在主泵轴封泄漏和对一回路实施减压缓解措施的影响下所具有的不同的发展情况。最后以秦山核电厂为例对其在提高应对全厂断电事故的能力和改进缓解事故后果的措施方面提出了建议。     

浅论秦山核电厂事故后恢复主给水运行降低堆熔频率

按照现有的设计和遵循的相关规程，秦山核电厂事故工况下主给水系统隔离后不能恢复运行，对核电厂总的堆芯损伤频率的贡献较大。本文应用PSA的模型及结果．阐明主给水系统恢复运行的必要性。探讨恢复主给水系统运行的可能性．给出了相关可行性方案，以便抛砖引玉，展开对秦山核电厂事故后恢复主给水系统运行的专题研究。     

秦山核电厂事故后果分析

根据安全审评的要求，利用一套放射性后果分析程序，对秦山核电厂设计基准事故放射性后果进行了分析计算。结果表明，剂量符合验收准则。     

秦山核电基地外围环境放射性水平20年监测结果

浙江省辐射环境监测站对秦山核电基地外围环境放射性水平的20年监督性监测结果表明,秦山核电基地外围环境 γ 辐射剂量率,气溶胶中总α、总β、⁴⁰K、¹³⁷Cs的活度浓度,沉降物中总β日沉降量,空气中¹⁴CO₂活度浓度,陆地淡水（饮用水、湖塘水、井水）中总α、总β、⁹⁰Sr、¹³⁷Cs的活度浓度,土壤中 γ 核素²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra、¹³⁷Cs的比活度,生物样品中放射性核素⁴⁰K、¹³⁷Cs、⁹⁰Sr及¹⁴C的比活度,均未发现异常,与对照点监测值和运行前本底调查值相比,属同一水平。空气、雨水、地表水、饮用水、排放口海水和陆生植物样品中³H活度浓度均高于相应对照点监测值,部分介质中³H活度浓度远高于基地运行前相应的本底。说明秦山核电基地20年的运行,特别是秦山三期重水堆运行之后,其外围环境已受到基地流出物中³H排放的影响。     

Gamma radiation levels in the ambient environment of the QNPP Base

Monitoring results of gamma dose rate level in 1992～2004 in the ambient environment of the Qinshan Nuclear Power Plants(QNPP)Base,the northeast of Zhejiang Province,are reported in this paper.It is shown that the gamma dose rate of five monitoring sites of 2.5 km to QNPP Base is 84～113 nGy/h,with an average of 96 nGy/h in the 13 years.The average value is close to the background level of 93 nGy/h prior to operation of the QNPP Base,and is lower than the monitoring result of 101 nGy/h at the reference site in Hangzhou City.Within 50 km from the QNPP Base,the cumulative dose rate of the thermoluminescent dosimeter(TLD)is 90 nGy/h,which is lower than the back- ground level of 111 nGy/h.     

秦山核电厂安全壳热工水力计算分析

应用CONTEMPT-LT/028,CONTEMPT-4/MOD3和COMPARE三个安全壳热工水力分析程序,对秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故和失水事故的响应进行了计算分析,并根据计算结果对秦山核电厂安全壳作了评价。     

秦山核电基地外围~(90)Sr、~(137)Cs公众摄入量估算及内照射剂量评价

90Sr和137Cs是核电站环境监测中受关注的两种重要核素。本文采用一种食物链转移剂量估算模式和中国参考人及浙江(省)人食品消费量等参数,结合秦山核电基地外围环境放射性水平监测数据,计算了秦山核电基地外围90Sr和137Cs的公众食入摄入量及内照射剂量。结果表明,90Sr、137Cs摄入量的主要食物来源为米及其制品、蔬菜以及水产品,且90Sr所致公众年平均待积有效剂量为2.5μSv,明显高于137Cs的剂量贡献(0.36μSv)。本文仅以秦山核电基地作为例子,介绍评价方法。实际上,秦山核电基地外围环境介质中90Sr和137Cs的含量水平与运行前的本底调查结果比较没有改变。     

Radiological monitoring results of the ambient environment around Qinshan Nuclear Power Plant

1 Introduction Qinshan Nuclear Power Plant (QNPP), a300 MW pressurized-water reactor, was built in 1983,and put into operation in December 1991. In order toestimate the impact QNPP exerted on the ambient en-vironment and the radiation dose the public received,the lab monitoring system and instantaneous landgamma radiation dose-rate monitoring system wereestablished in 1985, and worked from 1988. This pa-per provides the part results of the lab monitoring sys-tem.2 Monitoring pr…     

秦山核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故分析

给出了秦山核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的审评计算结果,对30 min内操纵员不动作的事故特点、影响满溢的参数和操纵员的干预效果作了分析研究。