环境放射性连续监测的实施

本文概述了环境放射牲连续监测的目的、方法和实用性,并重点介绍了环境辐射连续监测仪在环境监测中所起的作用。     

环境γ剂量率及放射性气溶胶连续监测系统

通常环境核监测系统主要对γ剂量率进行连续监测，而气溶胶的监测仍然以人工定时取样测量为主。介绍了一种环境核监测设备，在对γ剂量率进行连续监测的同时，实现了放射性气溶胶取样、测量和数据处理的自动化过程。     

环境放射性连续监测

本文给出了1989—1992年四年来中国辐射防护研究院环境放射性监测站的环境放射性(环境辐射水平、气溶胶、落下灰等)监测结果。     

环境放射性网络监测系统的设计和实现

介绍了一种多点环境放射性网络现场监测系统,对无人值守现场监测点的监测软件设计,以及控制中心服务器端的软件设计和功能的实现进行论述.实现了监测软件与各监测点的环境放射性监测设备的系统集成,以及多种辐射量和气象参数等数据与控制中心的即时数据传输和控制命令的交互.     

504厂外围环境植物的放射性水平监测与评价

2000～2005年,504厂环境监测站对厂外围环境植物的放射性水平进行了连续6年每年采样一次的监督性监测.通过对厂外围环境4个监测点和对照点上的8种植物样品中总α、总β比活度监测数据比较表明:在主工艺正常运行情况下,504厂外围环境植物的放射性水平没有显著的变化.     

国内外核设施流出物与环境放射性监测方法标准对比研究

本文拟对国内外核设施流出物与环境放射性监测方法标准进行对比研究,为此调研了大量有关的国内外标准（国外标准主要为ASTM标准）,并在此基础上对比研究了：1）国内标准与对应的ASTM标准（对应的ASTM标准存在时）的技术内容;2）该类标准体系的结构特点。通过对比得出如下结论：1）总体来说ASTM标准在技术上要先进一些,其结构特点是数目较少但每个标准可测同一元素的多个核素并偏重仪器测量,这也是国内标准的发展方向。国内标准的结构特点是数目较多但每个标准只用于一种核素并且偏重于放射化学分析,这对目前我国的国情还有相当大的适应性。2）ASTM标准主要用于流出物的分析（每个标准都对其他浓度的使用作了说明）;我国标准则偏重于环境样品的分析。考虑到既要与我国经济发展的不平衡性相适应．又要与国际标准适当的接合,建议：调整标准体系,增加指导性标准,适当增加某些标准的测试方法。     

铀矿勘探废弃物的环境放射性评价与治理建议

采用数字γ辐射仪和智能化X-γ辐射仪对川西北某地区进行过铀矿勘探活动的铀矿产地和藏族聚居地做了生态环境放射性评价,对该地的遗留设施与废弃物进行了监测。结果表明,经过数十年在该区进行的铀矿勘探活动,使局部环境遭到破坏,部分点上放射性污染较为严重,针对本地区气候特殊,以及生态环境等因素的局限性,提出了具体的生态环境恢复、放射性污染治理和环境保护的建议。     

在环境放射性监测中几何平均数的应用

在数理统计学中表示样本数据分布集中位置的有平均数、中位数和众数等,表示离散程度的有标准差、平均差(即离均差绝对值的平均数)和极差等~([1])。对于服从正态分布的测量数据,其分布的特征可以较方便地用算术平均数和标准差来表示。如果测量数据服从对数正态分布,则可以用几何平均数和几何标准差表示。在环境放射性监测中,一般情况下数据往往呈对数正态分布~([2]),因此采用几何平均数和几何标准差来表达监测结果的分布特征较     

江西省修水县石煤矿区放射性环境调查与评价

石煤的开发和综合利用对环境有可能造成一定的污染,其中影响环境放射性水平增高和居民受照剂量增加等辐射方面的污染问题较为敏感以及突出。本次研究对江西省主要石煤资源区——修水县一处典型石煤矿的放射性环境进行调查,通过多介质采样分析以及现场监测γ辐射空气吸收剂量率和地面γ能谱相结合,综合研究该区放射性核素分布与环境γ剂量率之间的关系,利用公式估算石煤矿区居民辐射剂量并评价其环境辐射情况。结果表明,调查范围内的石煤矿区地面γ辐射空气吸收剂量率的平均值达到了662 nGy/h,该处铀矿主要形式为碳硅泥岩型,区内石煤、石煤渣、土壤、水样放射性核素测量值都高于省内相应介质的本底值,石煤矿的开采需接受专业的监管。     

江苏省城市放废库辐射环境监测水平研究北大核心CSCD

随着核技术在各领域的广泛应用,辐射环境的安全受到越来越多的重视。以江苏省城市放废库为研究对象,从2015年起连续对放废库进行辐射环境监测6年。对放废库周围的γ辐射空气吸收剂量率,水源水中总α、总β以及土壤中放射性核素进行了监测,并对辐射监测结果进行了分析。研究结果表明γ辐射空气吸收剂量率敏感点范围为59.0~96.5 nGy/h,源库四周范围为81.92~103.32 nGy/h;水源的总α和总β范围分别为0.90×10^(-2)~5.87×10^(-2)Bq/L和3.00×10^(-2)~16.00×10^(-2)Bq/L。γ辐射空气吸收剂量率的变化主要与源库的距离和废源的管理有关;水体中放射性水平变化主要与年降水量有关;土壤中核素的变化主要与放射性气溶胶有关。所有变化均在本底范围内涨落,对环境几乎没有影响,可以确保辐射环境安全。     

法国COGEMA核废物处理中心的环境保护

主要介绍了法国COGEMA集团核废物处理技术,即放射性环境影响、废物控制、空气中放射性含量的监测、水质的监测和保护、土地的恢复和开发等,以及对每一项工作所采取的措施;评价了该集团核废物处理中心的环境保护工作及其经验,以此借鉴国外有关核废物处理和环境保护的先进技术。     

双通道人工放射性气溶胶监测系统设计

人工放射性气溶胶的监测环境较为复杂,有时甚至要在地下洞库、坑道或地下核设施测量,其环境中氡及其子体产物的浓度高达10~3-10~4 Bq·m~(-3)。在高氡钍环境下,氡钍能峰拖尾导致其放射性计数影响了人工气溶胶道址计数,进而影响人工放射性气溶胶的探测下限。本文研制了一种适合在高氡环境下工作的常压、真空双通道人工气溶胶监测仪。虽然常压测量通道测量准确度较差,但响应速度快,可以弥补真空测量通道测量准确但响应速度慢的缺点。本仪器对大气环境中钚、铀气溶胶检测的响应时间快,在有人工核素泄露的情况下最快30 min内可以得到测量结果,理论探测下限可达到10~(-4)-10~(-3) Bq·m~(-3),可验证探测下限为铀0.1 Bq·m-3、钚0.02 Bq·m~(-3),适用于各类需要对人工核素进行无人监测的高氡环境场所。     

海阳核电厂竣工环保验收实践经验的探讨

根据相关法规标准要求,针对海阳核电厂AP1000机组设计特点,提出竣工环保验收监测方案,根据竣工环保验收监测结果进行了分析评价,得出验收通过的结论。总结了海阳核电厂竣工环保验收监测与评价的经验,分析了竣工环保验收过程中需要重点关注的问题及验收方法,包括验收依据文件的考虑、三废处理性能验证、流出物排放监测验收、非放废水排...     

基于辐射探测系统的核部件储存库房安全监控系统脆弱性研究

核部件储存库房安全监控是核裁军监控链的重要组成部分,为进一步提高核部件储存库房的安全性、可靠性,本文结合脆弱性研究最新进展,发展并给出了库房安全监控系统脆弱性的概念,并基于辐射探测系统开展了库房安全监控系统脆弱性影响因素、量化评估分析方法研究。研究结果表明,核部件储存库房安全监控系统脆弱性影响因素较多,脆弱性较大,亟需进一步研究以确保核裁军监控链高度安全可靠可控有效。     

核动力厂环境辐射防护规定(GB 6249—2011)表1执行中存在问题探讨

鉴于国家标准《核动力厂环境辐射防护规定(GB 6249—2011)》表1中仅给出不区分核素的、以年排放活度(Bq/a)表示的“碘”和“粒子”排放控制值,造成核动力厂气载放射性排放限值与公众个人年剂量不匹配,难于执行或执行混乱。为解决此问题,提出采用区分核素的方法,并监测对剂量贡献较大的重要核素的建议。根据IAEA第19号安全报告,探讨了核动力厂气载放射性流出物中碘类和粒子类的重要核素,为标准补充或修订提供建议。     

放射性检测领域的能力验证

放射性检测领域长期以来没有能力验证提供者,从事放射性检测工作的人员对实验室间比对和能力验证的认识不够深入。能力验证的关键过程包括能力验证物品的制备及其均匀性和稳定性检验、包装及分发、参加者结果的评定等内容。其中参加者结果的评定可参考IAEA的评定方法,更为全面可靠。