核电厂职业工作人员受照辐射剂量评估的基本方法和技术探讨

准确、合理的辐射剂量评估工作是实现核电厂辐射安全目标的重要手段,本文描述了对核电厂工作人员的职业照射进行评估的基本方法,对目前剂量评估中的一些技术问题进行了探讨.     

基于最小包围盒策略的人体辐射剂量评估方法研究

在核设施停堆维修过程中,需要对维修工人受到的辐射剂量进行预评估。传统的评估方法是将人体简化为一个质点,无法精确评估不同器官的受照剂量。本文发展了一种基于包围盒策略的人体辐射剂量评估方法,并成功应用到国际热核聚变实验堆ITER极向场线圈维修工作人员辐射剂量评估中,结果表明,该方法不仅能提供更为精确的人体剂量评估结果,还能提供人体器官受照剂量,对考虑到器官剂量限值的工人作业方案制定有重要意义。     

电离辐射影响评价中的生物剂量率限值

比较分析了近年来国际上主要研究机构/组织在生物剂量评估工作中剂量率限值的研究成果。欧洲ERICA项目和PROTECT项目使用FREDERICA效应数据库中的辐射效应数据估计单个生物物种的关键毒理数据EDR10,使用不同物种的EDR10与剂量率数据,建立物种敏感分布(SSD)曲线,采取物种敏感分布法推算出生物的筛选剂量率。在此基础上,结合我国放射生态学研究现状,提出了我国生物剂量率限值研究的相关建议。     

实验动物体重差异引起的电磁剂量差异和不确定性

本文开展了实验动物体重差异引起的生物电磁剂量差异及不确定性评估研究。利用生物电磁仿真软件和三维数字化模型建立了平面波激励下实验大鼠的电磁剂量仿真环境，研究频段为0.1～6 GHz。结果表明：在体重扰动条件下，实验大鼠的体重和全身平均比吸收率值呈线性关系；在共振频率点以下，线性关系为正相关；在共振频率点以上，线性关系为负相关；在1～6 GHz区域内，线性拟合的拟合度接近于1。对实验大鼠的剂量不确定性进行了探究，提出了一种拟合计算评估法。结合实验设计案例，对拟合计算评估法的计算流程、计算量、评估准确度进行了对比研究，该评估方法具有准确率高、建模计算量小等特点。本研究对于生物电磁学实验设计及剂量评估具有一定的指导意义。     

X射线对Kovar封装材料的剂量增强效应的Monte-Carlo计算

用 Monte- Carlo光子 -电子耦合输运程序计算了真实半导体封装 Kovar结构对不同能量 X射线在硅中的剂量增强因子 ,并与内层不涂金的 Kovar结构进行比较 ,计算了界面处两种结构进入硅的净电子数 ,结果证实了界面处产生的剂量增强主要来自界面处高 Z材料二次电子的贡献 ,该计算方法和结果为研究射线剂量增强效应提供了一种可靠的理论评估手段     

核电厂运行许可证延续安全评估范围和对象的确定

为确保核电厂延续运行安全评估的完整性和有效性，通过分析延续运行的特点，分析得出安全评估需要重点关注的问题，并据此建立了范围和对象筛选确定的有效方法。通过该方法，秦山核电厂识别出延续运行安全评估的范围和对象，使后续评估得以有效开展。实践证明，按此确定的结果能够满足核安全监管对延续运行安全评估对象的筛选要求。同时也表明秦山核电厂延续运行安全评估的范围和对象的确定原则是合理的，其方法和流程能有效指导后续核电厂的延续运行实践。     

国际主要非人类物种辐射剂量评估方法比较

分步骤分析和比较了国际非人类物种辐射剂量和辐射效应评估的两种主要方法,即美国能源部的GRADED方法和欧共体FASSET项目中的方法。在此基础上,提出了我国现阶段在非人类物种辐射剂量评估方面应该开展的工作和所要解决的难点。得到的结论为：我国应在GRADED方法和FASSET方法的基础上,开发自己的实用方法。在进行以生态系统为保护目的大范围的评价和保护时,只要针对我国自己的特点补充有关的生物浓度指南数据集,就可以使用GRADED方法进行整体放射生态评价;在针对物种个体或具体种群进行评价和保护中应该完善自己的数据,采用FASSET的方法。     

基于并行技术的人体外照射实时精确剂量评估方法

为了精确评估核辐射环境下人体及器官受照剂量,FDS团队基于中国高精度辐射虚拟人模型Rad-HUMAN发展了体素级人体外照射剂量评估方法。但由于计算量巨大,现有计算流程和计算方法难以满足虚拟仿真对剂量评估实时性的要求。为了解决这一问题,本文借助OpenMP和MPI并行计算技术,发展了基于并行计算的体素级人体外照射剂量评估方法,实现了百万量级体素外照射剂量实时计算。以加速器驱动铅铋冷却反应堆堆顶包容小室内维修作业人体受照剂量评估为例的测试结果表明,该方法满足了体素级剂量实时评估计算的需求,对考虑到器官剂量限制的人体外照射剂量实时精确评估有重要意义。     

医疗保健产品辐照灭菌剂量设定方法的选择策略

随着核技术产业的日益发展,辐照灭菌已经成为了国际上医疗保健产品普遍采用的灭菌方式。但是按照国际标准ISO11137—2：2013的要求对医疗保健产品进行辐照灭菌剂量设定时,选择合适的灭菌剂量设定方法和实验过程仍存在一定的难度。本文将IS011137-2：2013标准中的灭菌剂量设定方法和实验过程按照5个关键性差异因素分成12个子类别,并制作成“灭菌剂量设定方法筛选表”。该筛选表作为一种灭菌剂量设定方法的选择策略,可以协助相关工作人员迅速准确地对一个新的医疗保健产品选择其合适的灭菌剂量设定方法,并制订相应的实验过程。     

非人类生物辐射剂量评估中参考生物选择

非人类生物辐射剂量评估中,参考生物的选择是十分重要的。本文介绍了目前一些国际组织和国家非人类生物剂量评估方法中选用的参考生物,并进行了对比和简要分析;列举了选择参考生物的准则;结合各方面因素,对我国开发非人类生物剂量评估方法中参考生物的选择提出建议。     

X射线对Kovar封装材料的剂量

用Monte-Carlo光子-电子耦合输运程序计算了真实半导体封装Kovar结构对不同能量X射线在硅中的剂量增强因子,并与内层不涂金的Kovar结构进行比较,计算了界面处两种结构进入硅的净电子数,结果证实了界面处产生的剂量增强主要来自界面处高Z材料二次电子的贡献,该计算方法和结果为研究射线剂量增强效应提供了一种可靠的理论评估手段。     

核电厂排放的~(85)Kr的分析方法及剂量评估

分析了~(85)Kr的性质及其在环境中的迁移行为,对气态流出物和环境介质中~(85)Kr的测量方法进行了总结。研究表明,对核电厂气态流出物和空气、水样品中的~(85)Kr,需要经分离纯化进行样品制备,并在液闪谱仪上测量,以获得足够低的探测限。对~(85)Kr的剂量评估方法进行了研究,采用目前我国主流机型CPR1000、AP1000和华龙一号的排放源项进行估算,表明核电厂释放的~(85)Kr对公众造成的辐射剂量极小。     

公众成员某此放射性核素的食入剂量系数

本文根据ＩＣＲＰ６７号出版物，列出了４６个放射性核素对于３个月婴儿，１、５、１０、１５岁儿童和成人的食入剂量数，这些核都是由于人类的活动可能放到环境中去的具有辐射防护意义的核素。文中还就核在胃肠道中的吸收分数ｆ１，组织权重因子ＷＴ及生物动力学数据等因素对剂量系数的影响进行了初步讨论。     

热释光法测量环境累积剂量不确定度分析

通过分析热释光法测量环境累积剂量测量过程中可能对测量结果有影响的因素,对各环节不确定度分量进行了评估。结果表明:热释光法测量环境累积剂量各不确定度分量中,主要考虑不确定分量为测量重复性引起的A类不确定度、刻度因子引起的B类不确定度以及TLD片在布放过程中所引起的A类不确定度;此外,TLD片筛选和宇宙射线响应引起的不确定度也较大。     

多堆厂址始发事件分析探讨

多堆厂址一级概率安全评价（PSA）研究中，机组数目的增加使得建模工作量剧增，给整个核电厂的风险评估带来困难。结合已有基础，本文研究了多堆厂址始发事件分析的筛选方法，提出利用堆芯损伤频率（CDF）上下限值评估方法，分析厂址内不同机组数对厂址CDF的影响。结果表明，双机组厂址适合优先进行具体分析。针对双机组核电站，对多堆厂址内各始发事件进行筛选。结果表明，丧失厂外电、丧失热阱等事件适合建模分析，并对其他筛选结果给出后续分析建议，为多堆厂址一级PSA后续事故序列建模工作提供了重要基础。     

Study on Batch Homogeneity of Personal Neuron Bubble Detectors

本工作通过对^45Sc（n，γ）和（n，2n）反应截面实验测量数据的收集、筛选、分析和修正，并与理论模型分析相结合，对原先的评价数据进行改进，得到最终的推荐结果。与此同时，重新评价了（n，p）、（n，α）、（n，nα）、（n，T）和（n，^3He）等反应道的截面数据。     

内陆核电厂液态流出物排放在受纳水体中的氚浓度限制

内陆核电厂液态流出物排放在受纳水体中的氚浓度限制受到利益相关者的广泛关注.本文从环境辐射防护的审管原则和限制受纳水体中氚浓度的辐射防护基准的角度,对饮用水中氚浓度的筛选水平和指导水平的应用进行探讨,认为将《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249-2011)中液态流出物排放在受纳水体中的氚浓度限制作为筛选水平是合适的,高于该水平应当启动进一步的调查,但并不一定意味着水体是非安全的,因而不宜作为强制性的管理限值.     

大亚湾核电站TLD监测的质量控制

介绍了全自动化Harshaw-6600热释光读出器进行个人剂量监测的质量控制的具体措施和方法。通过测量和刻度过程中的一系列质量控制措施，使得广东大亚湾核电站的个人剂量监测质量得到有效保证。该4元件式TLD可以同时给出深部剂量、浅部剂量和眼晶体器官剂量。     

剂量增强效应的半经验理论计算

采用一种半经验电子输运模型，改进了部分参数计算方法，编制了能够快速计算光子剂量增强效应的计算程序，计算了＾６０Ｃｏγ射线辐照Ａｕ／Ａｌ界面时Ａｌ中的剂量分布，与实验结果进行了比较，并分析了各种组分的次级电子对剂量增强因子贡献。     

VRdose评估系统及其在日本普贤核电退役工程中的应用

VRdose评估系统是由日本原子能机构（JAEA）和经济合作与发展组织／核能署（OECD／NEA）Halden反应堆工程中心共同研究开发的。该系统具有模拟退役解体的全过程、量化退役中放射性废物及工作人员在辐射环境中的工作量、实现辐射强度分布的可视化、优化退役计划等功能。本文介绍VRdose评估系统及其在日本普贤核电站退役工程中的应用。