核设施辐射环境监测系统综述

本文主要介绍了核设施辐射环境监测系统的重要性,以及目前我国和世界范围内核设施辐射环境监测系统的现状及其进展情况。     

广东省某伴生放射性矿开发利用企业辐射环境监测

报道广东省某独居石生产伴生放射性矿开发利用企业辐射环境监测工作。监测结果显示:2019、2020年度,该企业周围区域内γ辐射空气吸收剂量率为113～263 nGy/h;空气中氡浓度为<3.7～25.4 Bq/m³,钍射气浓度为5.9～14.2 Bq/m³;土壤中U、Th和²²⁶Ra含量分别为0.99～4.85 mg/kg、31.4～90.0 mg/kg和18.9～57.9 Bq/kg;地下水中U、Th 和²²⁶Ra含量分别为<0.04～0.10 μg/L、<0.05～0.16 μg/L和<2.0～5.7 mBq/L;排放废气中的U、Th总量远小于稀土工业污染物排放标准限值。     

榆次废物库环境辐射水平调查

本文报道了１９９６年夏季和秋季对榆次废物内外环境本底射水平的测量结果。     

核设施运行及退役中的废物最小化技术

核设施的运行及退役不可避免会产生放射性废物,废物管理的代价以及对公众、工作人员和对环境的危害取决于废物的数量及废物中所含的放射性核素,在核燃料循环过程中进行废物最小化管理是降低这些影响的一项必须的活动。在有些国家,废物最小化已作为一项国策。本文介绍了放射性废物最小化的环境效益及核设施运行和退役过程中废物最小化的方法,重点介绍了已研发的部分有效的废物最小化技术。通过总结美国等发达国家的放射性废物最小化的经验,提出了如何在我国实现放射性废物最小化的建议。     

核设施退役废物管理

强调了核设施退役中产生的放射性废物的良好管理在实现退役总目标方面的重要性,总结了退役废物管理方面的特点,提出我国核设施退役废物管理方面存在的主要问题.     

核设施正常工况气载放射性排出物辐射后果计算程序比对

本文介绍了我国的核设施环境影响报告书主要编写单位在对某参考核设施正常工况下气态排出物辐射后果计算时程序比对的结果。尽管各编写单位使用的程序、模式和参数均有差异，但所计算的结果均在一个数量级的偏差范围内，这说明参加比对的各程序应用于基本平坦地形的厂址和此类（流出物中以８５Ｋｒ或惰性气体为主的）核设施在正常运行工况下的计算结果是基本合理的     

核设施安全监管与辐射环境安全监管

从历史沿革、管理对象、技术基础、区域覆盖和监管手段等5个方面比较了核设施安全监管和辐射环境安全监管的区别,分析了二者在根本目标一致性、顶层管理统一性和职能分工互补性上的联系,阐释两种监管共存的意义。     

西北处置场废物处置的辐射剂量分析

简要介绍了西北处置场的废物处置工艺流程,分析了处置工艺改进前后操作人员的辐射影响,实例计算了处置工艺改进后关键岗位操作人员的年有效剂量。计算结果表明,工艺改进后,受照关键岗位发生变化,关键岗位操作人员个人剂量将大幅降低。     

核设施中辐射对电子仪器的影响

【国际原子能机构《报刊文摘》 1998年第 6 1期报道】　众所周知 ,电离辐射对于人体和其他生物具有损伤作用。但人们很少评价辐射对电子元器件及电子设备所产生的同样影响。这种现象限制了电子仪器在辐射环境中的使用。核设施使用安装在高辐射区域的电子控制仪、电子仪表及电子机械设备 ,而这些设施遍布于从燃料制造到后处理厂和废物贮存库的整个核燃料循环中。辐射强度最大的辐射环境 (除了运行中的反应堆内部之外 )是后处理厂的前端处理车间。在后处理厂 ,乏燃料卸出运输容器 ,经过切割、剪切 ,为湿化学溶解及分离过程做好准备。在这些区…     

核设施退役废石墨的处理与处置

石墨有成为核反应堆的慢化剂和反射层的较好的综合性能,早期发展核反应堆的国际原子能机构成员国拥有大量的石墨慢化反应堆,现在要安排退役,退役废石墨的处理和处置,成为人们共同关注的问题。由于废石墨存量大,放射性活度大,它的处理与处置有若干疑难问题有待解决。这些问题的解决关系到环境保护。我国有类似的疑难问题,为此应积极跟踪并开展必要的研究开发工作。     

秦山核电基地辐射环境监测20年

介绍了秦山核电基地近20年(1992—2011年)辐射环境监测概况,包括监测方案、方法及设备、质量控制措施及环境中主要放射性核素监测数据;对监测结果进行了简要分析;总结了运行期间进行环境辐射监测遇到的主要技术难点、经验和教训。监测结果表明秦山核电基地多机组的运行未对环境造成可察觉的影响,辐射环境质量与运行前基本相同。     

山西省放射性废物库库区环境γ辐射水平监测

山西省放射性废物库是放射性固体废物和废放射源贮存库,其辐射安全必须符合国家有关规定的要求。对山西省放射性废物库库区环境γ辐射剂量率的监测结果表明,库区环境γ辐射水平满足《核技术利用放射性废物库选址、设计与建造技术要求（试行）》中库房内源坑盖板上方0.5 m处γ辐射剂量率不超过20μGy/h、源库墙外表面0.2 m处γ辐...     

2007—2011年福建省辐射环境监测

报道了福建省9个地市2007—2011年陆地γ辐射空气吸收剂量和饮用水水源地的总放射性,以及7个地市土壤中的辐射环境质量监测结果。结果显示,福建省陆地γ辐射空气吸收剂量率及土壤和饮用水中的放射性水平处在正常范围内。     

福岛核事故期间山西地区辐射环境应急监测

日本福岛核电站受地震影响发生事故后,中国辐射防护研究院随即启动了应急监测,监测内容包括γ辐射剂量率,以及气溶胶、空气碘、沉降灰、降水、地表水、生物和土壤等环境介质的放射性水平.监测结果表明:γ辐射剂量率没有发生明显变化;气溶胶、空气碘、沉降灰、降水、地表水和生物样品中均测出了131 I ,部分样品中测出了137 Cs和134 Cs ;土壤样品中131 I 低于探测限.     

关于核设施流出物监测和环境监测中存在问题的探讨

核设施流出物监测和环境监测体系是核设施安全体系的重要组成部分,随着我国核电建设的不断发展,监测技术和能力也得到了长足的发展,但仍然存在一些问题。通过对低水平监测中存在的问题的分析,并调研美国和欧盟对此问题的处理方法,给出我国解决监测中探测限问题的思路和建议。     

大亚湾核电站环境辐射连续监测网络系统

广东大亚湾核电站环境辐射连续监测系统于１９９３年电站装料前投入运行。１９９６年对γ辐射监没站探测器的测量几何条件和系统的避雷保护作了改进。本文主要介绍改造后系统的网络结构,软件结构,γ辐射实时监测及处理的方法。     

福岛核事故期间广西地区辐射环境应急监测

福岛核事故发生后,广西环保部门按照环境保护部核与辐射事故应急办公室的应急指令组织有关力量展开应急监测.监测内容包括γ辐射剂量率连续监测,以及空气、沉降灰、雨水、江河水、海水、蔬菜、土壤等环境介质中人工放射性核素水平监测.监测结果表明:气溶胶样品中监测到微量的131 I 、137 Cs 、134 Cs ,蔬菜和雨水样品中监测到微量的131 I .这些核素的活度浓度极低,公众无需采取防护措施.     

福岛核事故期间西藏地区辐射环境应急监测

福岛核事故发生后,西藏辐射环境监督站在拉萨立即展开辐射应急.通过对γ辐射剂量率,以及气溶胶中137 Cs 、134 Cs 和131 I 活度浓度的监测分析,结果表明,福岛核事故未对西藏地区的辐射环境产生明显影响.     

基于F-AHP的核设施退役中辐射监测设备效用评估

使用AHP层次分析方法,对某核设施退役过程中所使用的六种辐射监测设备的效用影响因素进行等级分层,并结合模糊综合评判法,对每种监测设备进行不同因素综合评判分析。分析认为,电子个人剂量报警器的评判分最高,即电子个人剂量报警器的综合使用效益最高。