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。     

压水堆核电厂液态流出物排放量统计方法研究

本文主要针对压水堆核电厂液态流出物排放的除³H和¹⁴C外的其余核素,从监测核素的种类、核素的探测限,以及小于探测限测量结果的统计等方面,比较分析我国与欧美国家的取样监测和统计要求,提出合理可行的改进建议,以更好反映我国运行压水堆核电厂液态流出物的排放现状。     

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。     

福岛第一核电站事故后放射性废液的泄漏/排放及辐射影响评估

利用日本东京电力株式会社(TEPCO)和文部科学省(MEXT)等机构截止到2011年5月6日公布的较高放射性水平污水的泄漏资料和较低放射性水平污水的主动排放资料,以及海域的辐射环境监测资料和水产品放射性含量监测资料等,分析了泄漏及排放的放射性污水在近岸海域海水中的分布,并初步评估了所致的海洋生物剂量和公众剂量。     

利用福岛第一核电厂事故期间环境监测资料反推事故释放源项

2011年3月11日,日本福岛核事故导致放射性物质向大气环境的大规模释放。本工作利用大气数值预报模式WRFV2.2.1和大气弥散模式CALPUFF,对事故期间放射性物质的大气输运和弥散进行了模拟。应用大气释放源项的逆推算方法,结合单位释放率条件下的大气弥散模拟结果和环境监测数据,对福岛第一核电厂1到3号机组向大气环境释放的放射性核素总量进行了评估,推算的131I和137 Cs气载释放量分别为8.6×1016 Bq和8.6×1015 Bq。     

辐射事故应急预案管理现状及对策研究

针对我国辐射事故应急预案管理现状,重点梳理了预案管理在层级定位、管理办法、编制要求、导则标准、预案质量等方面存在的薄弱环节,提出了相关对策建议,为各级监管机构进一步加强预案管理工作提供参考和借鉴。     

使用人体躯干物理模型的CT模型和蒙特卡罗方法校准肺部计数器

代表身高170 cm、体重65 kg的成年男子躯干(Torso)物理模型经CT扫描获取了其断层信息图像,对这些图像进行组织器官分割、剪切、缩放等处理后,建立了含有200多万个大小为2.73 mm×2.73mm×3 mm的体素的三维体素模型。此体素模型和蒙特卡罗方法结合可用于校准肺部计数器。假定摄入的放射性物质在肺部均匀分布,本文计算了HPGe探测器在模型表面不同位置以及胸壁软组织中不同脂肪质量含量下的计数效率。结果显示,当胸壁软组织中脂肪质量含量由0变为40%,随光子能量变化,肺部计数器计数效率变化程度为:17.5 keV,67%;25 keV,20%。     

中国大陆核电厂放射性流出物释放所致的公众剂量

基于历年的流出物监测资料,对2005年前中国大陆核电运行所致公众剂量进行分析和评价。结果表明：（1）秦山核电基地放射性流出物年平均释放所致公众（成人）的个人有效剂量为1.69μSv,几乎全部来自重水堆机组释放的剂量,约为UNSCEAR2000年报告的典型场址重水堆年平均个人有效剂量（10μSv）的16%;大亚湾核电基地...