北京市居民建筑物外停留时间和方式的调查

本文报告了北京市居民在建筑物外停留时间和方式的调查结果,并讨论了职业、年龄,性别和季节的影响。     

核电厂主控室可居留性内漏剂量模型的研究

核电厂主控室无过滤渗漏风（内漏）的放射性影响是可居留性评价的重要部分,目前针对该部分的剂量模型过于简化,不符合实际工程设计。本研究结合核电厂实际设计特征,对内漏源项迁移机理进行研究,推导放射性活度微分方程,建立主控室可居留性内漏剂量模型,选取典型设计基准失水事故（LOCA）和发生堆熔的大破口失水事故（LB-LOCA）开展模型应用,并与目前常用的简化模型进行对比。结果表明,采用简化模型在LB-LOCA工况下的剂量结果小于采用本研究模型的结果,简化模型无法包络所有事故情景。经分析,本研究建立的内漏剂量模型更符合实际场景,适用于主控室可居留区域的内漏影响评价,并可用于内漏试验结果的验证以及工程项目设计。      

秦山核电二期工程应急指挥中心可居留性分析

根据国家有关核安全法规的要求，当发生严重事故后，核设施营运单位要保证其重要的核事故应急设施工作场所的可居留性，应急指挥中心作为秦山核电二期工程重要的应急设施，在反应堆发生严重事故的情况下，要保证在设施内工作人员的可居留性。本文的论证目的为验证和评估在严重事故情况下应急指挥中心的可居留性，通过对已确定的秦山核电二期工程严重事故情况下的源项，采用合理保守的模型及假设，计算出应急指挥中心的个人有效剂量和甲状腺当量剂量，并分析其是否满足可居留性的要求。     

应急设施可居留性分析的严重事故源项初步探讨

以先进压水堆核电厂为对象,开展了适用于应急设施可居留性评价的严重事故源项分析方案研究,覆盖了堆芯释放、安全壳内自然去除、放射性物质向环境释放途径等。结合非能动安全壳冷却系统的特征,重点研究了安全壳可能的失效行为,论证了安全壳在事故后24h和72h失效工况的辐射影响。结果表明:两种工况放射性释放水平均达到了INES(国际核事件分级)第6级的水平,属于比较严重的核事故;133 Xe、131I为主导核素组的主导核素,所释放的133 Xe介于WASH-1400中PWR2~PWR4之间的水平,131I介于PWR5~PWR6之间水平。同时,以国内某沿海厂址为例,评价了两种工况下应急指挥中心(EOF)工作人员的有效剂量,均可满足100mSv的剂量限值要求。     

核电厂事故条件下主控室可居留性剂量评价方法

基于美国核管会(NRC)对核电厂主控室可居留性评价的技术要求,并结合我国二代改进型核电厂的设计特点,提出完整的主控室内可居留性人员剂量评价模型。相对于国内现有的计算方法,新模型可兼顾设计基准事故与严重事故情况,采用组合尾流模式计算短期大气扩散因子,结合可居留区域划分及通风系统的设计特点考虑建筑物及通风系统的未经过滤的泄漏对评价计算的影响。     

某铀矿区居民室内外氡浓度调查及剂量评价

采用固体径迹探测器对某铀矿区附近居民室内外氡浓度进行了调查。对80户室内测点及25个室外测点的测量数据的统计结果表明,居民室内外氡浓度年均值(±单次测量标准差)分别为32.9(±12.1)及26.3(±18.0)Bqm~(-3)。室内外平衡因子分别为0.45和0.47。室内外氡子体照射所致成年人平均年有效剂量分别为1.02及0.32 mSv。     

核电厂事故条件下内部泄漏途径对主控室可居留性剂量影响研究

为充分考虑事故条件下内部泄漏途径对核电厂主控室可居留区内工作人员的辐射安全影响,建立了考虑内部泄漏途径的放射性物质迁移模型,改进了舱室模型,分析了事故工况下主控室可居留区及周围非居留区厂房内放射性物质活度,开展了国内某核电厂主控室可居留性剂量计算分析,并对贯穿件泄漏率进行了敏感性分析。分析结果表明:考虑了内部泄漏途径的方法计算所得主控室可居留区内工作人员的甲状腺当量剂量分别是未考虑内部泄漏途径的8.704倍和120.749倍,其中以吸入内照射途径引起的有效剂量增加及甲状腺当量剂量增加尤为显著,有效剂量达到0.628 mSv,甲状腺当量剂量达到6.32 mSv,低于HAD 002/01-2019中的限值。贯穿件泄漏率的敏感性分析表明,在核电厂事故工况下,主控室可居留区内工作人员的有效剂量和甲状腺剂量与贯穿件泄漏率呈现出较为明显的线性正比关系。根据本文的研究结果对我国核电厂主控室及贯穿件的辐射防护设计提出了改进建议。     

中子辐射权重因子及其对中子剂量测量的影响

文章介绍辐射权重因子的概念和发展变化，分析中子辐射权重因子与剂量监测之间的关系。根据中子能量给出了相应的辐射权重因子的数值。根据所得的中子辐射权重因子对中子剂量测量的影响规律得出，在设计中子剂量当量测量仪器时，需充分考虑到品质因数和辐射权重因子数据的变化，并应按照新的辐射权重因子数据进行刻度。      

β辐射剂量转换因子H‘（0.07）Da的蒙特卡罗计算

本文从 ICRU39号报告关于定向剂量当量的定义出发,编制了计算~(90)Sr-~(90)Y 源β辐射场中某一点处的定向剂量当量 H′(0.07)与该点处无受体时空气吸收剂量 D_a 间的转换因子的蒙卡程序。在 VAX-Ⅱ/785型计算机上运行该程序,给出了该转换因子的理论计算值。计算值与联邦德国技术物理研究院(PTB)所给的实验值基本相符。     

几种减小居民照射水平的人为活动

本文提出了用平衡的观点研究辐射水平变化的必要性，人为活动可以导致居民所受辐射剂量的增加，也可使居民所受剂量减少。中国居民在１９８８年，乘飞机使所受集体剂量增加３．６×１０￣１人．Ｓｖ，但乘轮船、火车和汽车则使集体剂量减少５．３６×１０￣２人·Ｓｖ；居住在石煤渣砖的建筑中使集体剂量增加３．５×１０￣３人·Ｓｖ，但居住在混凝土建筑物中则使集体剂量减小３．７×１０￣３人·Ｓｖ。为了全面研究环境辐射水平的变化，仅研究可能引起辐射水平增高的人为活动是不够的。     

中国大陆地区居民所受宇宙射线剂量估算

文章根据宇宙射线的高度与纬度分布、我国大陆地区居民居住地的地理分布和1986年底全国人口统计资料估算,得出我国大陆地区居民所受宇宙射线外照射人口加权平均年有效剂量当量为278μSv,其中电离成分和中子成分分别为252和26μSv。     

居民水路旅行集体剂量评价

在沿海与内河有代表性的六条航线上，航行５６２５ｋｍ，共计测量２１２次，得出每条航线上旅客所受天然辐射剂量率平均值，从而对我国居民水路旅行和从事渔业生产的人员的集体剂当量做出评价。我国居民１９８８年度在海上和内河旅行所受天然辐射外照射集体有效剂量为３２．７人·Ｓｖ，沿海渔业人员在海上作业期间所受天然辐射外照射集体有效剂量为２６５．３人·Ｓｖ。     

有必要注意■及其子体对居民产生的照射

从我国和有些国家发表的有关及其子体的数据看，其产生的剂量可能比现在估算的世界平均值高。在加强研究氡及其子体浓度水平的同时，注意研究及其子体对居民产生的照射是必要的。由于中国、日本，可能还有其它亚洲国家人口占世界人口的比例较大，对世界天然本底数值也会产生一定影响。从辐射防护角度看，注意这一问题也是必要的     

核电站运行对水生态资源的影响及所致居民剂量

本文综合讨论了核电站运行对水生态资源的影响。     

贫化铀的环境污染影响及其对人体健康的危害

贫化铀是铀富集过程中产生的副产品。由于其独特的物理特性，被广泛开发利用到民用和军事用途。“海湾战争综合症”和“巴尔干综合症”引起了人们对贫铀使用后．对环境污染的影响和对人体健康效应研究的重视。贫铀的危害来自化学毒性和放射性毒性两个方面。由于贫铀的放射性比活度低，而且主要发射α粒子，所以来自贫铀的辐射伤害主要是吸入贫铀气溶胶后对肺和其他器官较长时间的内照射。     

中国天然辐射本底水平和居民剂量估算

本文概述了我国天然辐射本底水平,并根据现有资料,估算了居民所受年有效剂量当量约为2.3mSv;其中原生γ辐射产生的约为0.54mSv,氡及其短寿命子体产生的约为0.8mSv。     

美国铀及超铀核素登记处

美国铀及超铀核素登记处美国铀及超铀核素登记处是从事人体内锕系元素生物学研究的专门的死后人体组织研究机构。本文介绍了登记处的沿革、宗旨、工作内容和最新科研成果，提供了一个合作研究的目录。还记述了从２００多例尸体解剖中获得的研究结果，并且给出了钚和镅的新...     

ARCON96在核电站主控室可居留性评价中的应用及其与组合尾流模式的对比

ARCON96是目前NRC推荐用于核电站设计基准情况下主控室可居留性评价的大气弥散因子的计算程序。基于国内某核电站厂址实测气象数据,用ARCON96程序对大气弥散因子进行了计算和分析,并将ARCON96计算结果与国内目前采用的组合尾流模式进行了对比。结果表明,ARCON96程序对于主控室可居留性评价中的大气弥散因子计算具有很好的适用性,其计算结果比组合尾流模式略为保守。     

中国辐射防护研究院室内外氡水平调查及剂量评价

采用固体径迹法对中国辐射防护研究院室内外氡水平进行了调查,并估算了室内外氡子体及外照射所致成年人有效剂量。结果表明,室内外氡浓度平均值分别为33.6Bq/m~(-3)及13.7Bqm~(-3),平衡因子F值分别为0.4及0.54,室内外氡子体照射所致成年人平均年有效剂量分别为0.93mSv及0.19mSv,γ外照射致年有效剂量分别为0.55及0.08mSv,总年有效剂量1.75mSv。