我国核电链排放的放射性影响评价

核电链生命周期的放射性物质排放，不仅包括铀矿开采和水冶、铀纯化和转化、铀同位素分离、核燃料元件制造、核电站运行、后处理和固体废物处置等活动的直接排放，也包括水泥、钢铁和电能消耗的间接排放。本文结合厂址环境特征，对核电链生命周期放射性物质排放的放射性环境影响进行了评估。评估结果表明，2001-2005年、2006-2010年和2011-2013年期间，我国核电链生命周期流出物排放（包括直接排放和间接排放）所致的归一化公众集体剂量分别为7.88、6.31、4.63 人•Sv•(GW•a)^-1。直接排放所致剂量水平远高于间接排放，其中，集体剂量的90%来自铀矿开采和水冶，远高于全球平均水平，有必要进一步提高我国采铀工艺技术，减少放射性物质向环境的排放。     

电视美术的组成部门

本文介绍了电视美术从体现方式和体现手段所分成的两大类别——数字（虚拟）的电视美术和实体（物质）的电视美术。讲座了实体（物质）的电视美术的组成部分及其各自作用。此外还介绍了电视美术与舞台美术和电影美术的区别和联系。     

碳改性SnSbCu_(0.5)/M-MCMB/C负极材料

对中间相炭微球(MCMB)进行改性,以改性MCMB(M-MCMB)为基体、柠檬酸为碳源,由化学还原法、球磨法及热裂解工艺制得Sn Sb Cu0.5/M-MCMB/C复合材料。用XRD、SEM及恒流充放电等方法研究样品、纯Sn Sb Cu0.5合金和Sn Sb Cu0.5/M-MCMB负极材料。Sn Sb Cu0.5/M-MCMB/C复合材料可缓解纯Sn Sb Cu0.5合金的体积膨胀效应,提高循环稳定性。以100 m A/g在0.01~2.00 V循环,首次放电比容量为648.51 m Ah/g,库仑效率为74.55%,第80次循环的容量保持率为80.26%。     

美国联邦法规10 CFR 50附录Ⅰ的修订方案及对我国辐射防护审管的启示

本文详细介绍了美国核管理委员会(NRC)对轻水堆的设计目标基准的修订方案和策略,并在此基础上,考虑到我国核电厂址向内陆发展所致公众照射途径的变化,提出了需要明确核动力厂设计目标值的建议,以及应用现行辐射防护相关标准需要关注的问题:(1)ICRP第103号出版物从以前基于过程的实践和干预的方法发展为基于辐射照射情况性质(计划照射、应急照射和现存照射)的方法,应当注意区分不同的照射情况;(2)ICRP第103号出版物在数值上更新了当量剂量和有效剂量的辐射权重因子和组织权重因子,因此,实施剂量评估所采用的剂量转换因子也需要更新。     

NRC修订10 CFR Part 20的技术问题及其启示

介绍了美国核管理委员会在ICRP 2007年建议书出版后的联邦法规10 CFR Part 20修订中涉及的技术细节问题及其解决方案。提出在我国现行辐射防护相关法规的审管实践中需要注意以下问题：①在当量剂量和有效剂量的辐射权重因子和组织权重因子更新后,应评估对当量剂量和有效剂量的影响;②剂量约束的设置并在其取值时对行业间辐射状况差异的考虑;③胚胎和胎儿的剂量限制。     

解读核设施放射性流出物释放的ALARA和BAT概念

基于对核设施放射性流出物释放最优化方面的ALARA和BAT这两个重要概念的理解,结合现存核设施放射性流出物的特征和污染消减技术,本文阐述了核设施放射性流出物排放的浓度控制原则,即以流出物消减的最佳可行技术为前提,引入良好的工程实践,适当考虑厂址条件等外部因素对流出物释放进行优化。     

对AP1000核电厂简化应急计划的探讨

本文介绍了AP1000核电厂的非能动安全系统设计特性和美国核管理委员会对先进轻水堆简化应急计划的见解。针对AP1000的事故预防和缓解的主要特点，对其场外应急计划的简化问题进行探讨，提出了简化应急计划需要关注的三个主要问题：（1）缓解应急响应的紧迫性，（2）适当缩小应急计划区，（3）修订场外应急防护措施。     

气相色谱与电感耦合等离子体质谱联用测定海产品中有机锡的研究

本文报道用气相色谱和电感耦合等离子体质谱联用法测定海产品中的有机锡。经色谱柱分离进样,用等离子体质谱仪在线耦合测定了三氯丁基锡、二丁基锡二氯化物、氯化三丁基锡,并对影响测定的各种因素进行了研究探讨。用该联用方法测定三氯丁基锡、二丁基锡二氯化物、氯化三丁基锡,可以在14分钟内分离完全。仪器检出限分别为：0．1μg／L^-1。线性范围从1．0μg／L^-1到200μg／L^-1。本实验方法应用于海产品中三氯丁基锡、二丁基锡二氯化物、氯化三丁基锡的测定,结果较为满意。     

核设施环境评价软件包(NGLAR)

介绍了基于微机的核设施环境评价软件包(NGLAR)的主要内容、设计原则和特点。该软件包包括:核设施气态流出物常规和事故释放环境评价程序(NGAS和NACC)、核设施液态流出物常规和事故释放环境评价程序(NLIQ)以及核设施环境数据库(NRED)。核设施气态流出物常规和事故释放环境评价程序,用于大气弥散计算和公众剂量估算,给出核设施周围放射性核素的空气浓度、地面沉积浓度和动植物产品中的浓度,并进而估算核     

用于计算较大尺度面源气载放射性释放的环境辐射剂量的一种套网格模型

本文介绍一种用于较大尺度面源气载放射性释放环境影响评价的套网格模型，该模型采用扇形网格和正方形网格相结合，以扇形网格为基本框架，而将面源区和近源区划分为正方形网格，在进行大气扩散估算时，为合理模拟空气浓度分布，在面源区和近源区，采用大气湍流扩散实验室模式；在其它区域，将面源视作若干个虚拟点源，采用高斯烟羽模式。在进行环境辐射剂量估算时，先将正方形网格点的空气浓度值内插到扇形网格，然后按扇形网格下的