我国核电对国民剂量的贡献

估算了我国核电生产对国民剂量的贡献 ,只占相同电能煤电生产所致国民剂量的 5 .2 1 % ,核电替代相同电能的煤电可使国民剂量减少 81 .86人· Sv。     

中国煤电链温室气体排放系数及其与核电链的比较

利用全寿命循环分析方法对煤电链的温室气体排放进行了较全面的综合分析,给出了我国煤电链中各个环节及其总的温室气体排放系数,并与核电链的温室气体排放进行了比较。煤电链总的排放系数为１３０２．３ ｇＣＯ２／ｋＷｈ,是核电链的几十倍。与煤电链相比,核电至少不会加剧温室气体的进一步排放。发展核电是能源结构策略调整以减缓温室效应、合理利用资源、保护环境的切实可行的途径。     

核燃料和煤燃料链对健康,环境和气候影响的比较

本文阐述了核燃料链和煤燃料链对健康，环境和气候的影响。核燃料链与煤燃料链比较，其对健康影响要注３－４个量级；其中，仅从辐射因素看，也小１－２个量级。煤燃料链已在为我国环境污染的主要来源。加快发展核能是解决我国环境污染的现实途径之一。当然，提高煤燃料的能量转换效率和减小污染流出物释放量也是十分重要的。     

秦山核电站首炉燃料组件生产对辐射环境影响的初步分析

本文对秦山 30万 k W核电站首炉燃料组件生产所致环境影响进行了初步分析。结果表明 ,在正常运行工况下 ,放射性流出物对厂区周围公众造成的年最大个人有效剂量当量为 2 .96× 10 -7Sv,关键核素是 2 34 U,关键居民组是正东方位 1km处的少年 ,关键照射途径是吸入。气载放射性流出物对集体剂量的贡献约占 89.7% ,半径为 80 km范围内的集体有效剂量当量为 1.73× 10 -2人·Sv/a     

中国核工业30年辐射环境质量评价和预测

中国核工业自1955年建立以来,已形成一个完整的工业系统。核工业辐射环境质量评阶开始于1981年。调查了各核设施80km范围内的人口分布、农用物分布、食物组成以及气象、水文、地质等资料,统计并分析了流出物和环境监测资料。辐射环境质量评价的计算采用Y3001计算机程序。计算结果表明,所有核设施周围的关键居民组所受的有效剂量当量小于年剂量限值。80％的关键居民组所受的年剂量小于年天然辐射剂量(2.5mSv·a~(-1))的10％。整个核工业产生的总的年平均集体剂量当量约为23人·Sv,低于天然辐射剂量的1×10~(-2)％,低于或远低于非核工业或一些其它人为活动产生的剂量。根据我国核工业发展计划,预测到2000年时整个核工业产生的年集体剂量当量约为60人·Sv。     

铀矿地质勘探队井下作业人员氡子体暴露量估算及肺癌危险调查

本文给出8个铀矿地勘队井下作业人员氡子体暴露量估算及肺癌危险调查结果。采用历史前瞻性调查方法,共调查井下组19493人·年,对照组16966人·年。在1971—1986年16年观察期内,井下组中观察到肺癌7例,对照组中为3例。考虑到10年的肺癌潜伏期,井下组人员1971年至1976年的氡子体人均累积暴露量约为0.35J·hm~(-3)～(100WLM),γ外照射人均有效剂量当量约为0.031Sv,内外照射的总人均有效剂量当量为1.03Sv。在1971—1986年观察期间,井下组肺癌绝对危险系数及超额相对危险系数分别为519例(10~6人年J·hm~(-3))~(-1)〔1.82例(10~6人年WLM)~(-1)〕及294%(J·hm~(-3))~(-1)(1.03%WLM~(-1))。     

福建省环境天然贯穿辐射水平调查

本文报道了福建省环境天然贯穿辐射剂量水平调查的方法和结果。全省以25×25 km 网格均匀布点,共布设网格点173个,各类加密点170个。调查结果表明:(1)原野天然γ辐射剂量率按测点、面积和人口的加权均值分别为9.26、9.23和8.71×10~(-8)Gy·h~(-1);(2)道路天然γ辐射剂量率按点平均为10.64×10~(-8)Gy·h~(-1);(3)建筑物室内天然γ辐射剂量率按测点和人口的加权平均值分别为15.58和15.65×10~(-8)Gy·h~(-1);(4)宇宙射线电离成分所致空气吸收剂量率按测点和人口的加权平均值,室内分别为2.42和2.39×10~(-8)Gy·h~(-1),室外分别为3.03和2.99×10~(-8)Gy·h~(-1);(5)天然贯穿辐射剂量率(不包括中子成分)按测点和人口的加权平均值,室内分别为18.00和18.05×10~(-8)Gy·h~(-1),室外分别为12.29和11.70×10~(-8)Gy·h~(-1);(6)天然γ辐射、宇宙射线和天然贯穿辐射所致福建人均年有效剂量当量分别为0.84、0.22和1.06 mSv,全省集体年有效剂量当量分别为2.31、0.60和2.91×10~(-4)人·Sv。调查中发现“鬼头山”天然γ辐射异常本底区。该区(约2km~2)的原野天然γ辐射剂量率平均值约为40.94×10~(-8)Gy·h~(-1),是全省平均值的4.4倍。     

中国燃煤发电排放的放射性环境影响评价研究

选取不同装机容量等级的典型燃煤机组作为研究对象,按照不同地理区域划分滨海北方、滨海南方、内陆北方、内陆南方等4个评价区,采用一批新的调查数据和参数,评价当前我国燃煤发电排放的放射性环境影响。结果表明:(1)全国燃煤电厂放射性排放所致80 km范围公众的归一化集体剂量平均值为2.2人·Sv/GWa。(2)小火电机组所致剂量约为6.0人·Sv/GWa,主流燃煤机组约为1.8人·Sv/GWa,小火电机组是主流燃煤机组的约3倍。(3)剂量贡献最大的核素是²¹⁰Po,其次是²¹⁰Pb。食入和吸入内照射是主要照射途径。(4)不同燃煤电厂周围的人口密度差别很大,使得集体剂量相差可达1个数量级。基本结论:与天然辐射源所致公众照射剂量相比,燃煤发电的辐射环境影响仍然很小;煤电的辐射环境影响是核电的34倍。淘汰小火电机组、实施超低排放改造,我国燃煤发电所致公众归一化集体剂量仍有进一步降低的空间。目前电厂除尘技术难以高效去除和有效控制²¹⁰Po排放,有必要进一步研究。     

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。     

大亚湾核电站1994～2002年职业性照射个人剂量监测和评价

本文总结了大亚湾核电站 1 994～ 2 0 0 2年辐射工作人员职业性照射个人剂量的监测和评价结果。九年中 ,大亚湾核电站工作人员 (包括参加核电站机组检修和为核电站提供各类支持服务的承包商人员 )所受到的外照射累积集体剂量为 1 1 .6人·Sv,归一化集体剂量为 0 .879人·Sv/GWa,没有发现大于年摄入量限值 1 %的内沾染人员 ;年人均有效剂量为 0 .5 6mSv ,单年度个人剂量超过 2 0mSv的仅有 4人 ,最大值为 3 6.3mSv。     

我国核电链温室气体排放系数研究

本文根据能源链的定义并运用生命周期分析方法,对我国核电链的温室气体排放系数进行了计算。核电本身并不排放温室气体,核电链的温室气体排放主要来自为维持核电正常运行的火电供应、以及与核能发电相关的设施建设中各类建材在其制造过程中的温室气体排放。核电链总的温室气体的CO2当量排放系数为13．71g-co2/kWh。通过调整能源结构和资源的合理使用,核电是降低温室气体排放和减缓温室效应的有效途径之一。     

高分子链柔顺性及链活动能力对辐射交联反应的影响

高分子分子链的柔顺性是影响辐射交联的重要因素，分子链柔顺性好的高分子容易交联，凝胶化剂量低，反之分子链较僵硬的高分子辐射交联较困难，某此特别僵硬分子链的高分子，必须在高温下，分子链有一定的活动力后才能进行辐射交联反应。分子链的柔顺性还影响裂解度和辐照剂量的关系，在溶胶分数和辐射剂量的关系式中引入表征分子链柔顺性的β因子，从而修正了Charlesby-Pinner关系式，得到适用范围更广的新的溶胶分数和辐射剂量的关系式。分子链的柔顺性亦影响辐射交联反应机理，从多种高分子实例看出，柔顺性好的高分子Tg较低，分子内旋转位阻因子小，这类高分子辐射交联反应机理以H型为主；而僵硬链高分子Tg较高，分子内旋转位阻因子大，这类高分子辐射交联反应机理以T型（或称Y型）为主。     

耦合谐振腔链分路阻抗的测量计算

一、引言耦合谐振腔链的分路阻抗ZT~2是驻波直线加速器设计和制造过程中的重要参量,由它可计算出加速器的能量增益。过去许多资料给出的ZT~2的数值往往是利用一个孤立加速腔测出来的,用此数据计算加速器的能量增益必然给出偏大的结果。这是因为整个谐振腔链的ZT~2不仅与单个谐振腔的几何形状、材料及表面光洁度有关,而且还与整个腔链的调谐     

秦山核电站考验元件中^239Pu和^241Pu的测定

文章描述用双裂变电离室和ＨＰＧｅｒ谱仪测量辐照后燃料元件中和质量的原理及方法，并给出秦山核电站考验元件中和质量测量结果。     

单长链烷基酸性磷酸酯对锆的萃取和保留

本文研究了在30％TBP-单长链烷基酸性磷酸酯(MLCAP)-煤油-HNO_3和MLCAP-煤油-HNO_3两个体系中,萃取剂浓度、水相中H~+、总NO_3~-、稳定锆和铀的浓度及温度等因素对Zr的萃取行为和酸、碱洗涤后Zr的保留行为的影响。还对萃取反应机制进行了初步探讨。结果表明,在实验条件下,MLCAP与Zr生成组成为2:1的萃合物;当MLCAP存在于30％TBP-煤油中时,会使Zr的萃取明显增加并易产生界面物;在用Na_2CO_3洗涤有机相时,不能将Zr有效洗脱并易产生乳化现象,使溶剂质量变坏和造成分相困难。乳化生成的程度与体系中稳定锆的浓度和MLCAP的存在量有关。     

秦山核电厂燃料棒PCMI效应和包壳疲劳分析

用ＦＲＡＰＣＯＮ－２程序中二维有限元力学模块ＡＸＩＳＹＭ分析了秦山核电厂燃料芯块与包壳之间的机械相互作用（ＰＣＭＩ），给出了包壳局部应力的计算结果。根据ＬＡＮＧＥＲ＆Ｏ’ＤＯＮＮＥＬ疲劳寿命经验公式和ＭＩＮＥＲ法则，编制了疲劳分析程序ＦＡＴＩＧ－１，分析了秦山核电厂燃料包壳在负荷追随运行工况下的积累疲劳损伤因子，为秦山核电厂燃料元件的设计改进和安全审评提供依据。     

压水动力反应堆燃料元件安全性的监测与分析

为了对１座压水型动力反应堆作燃料元件破损的现场监测，计算了一些裂变产物的主要γ光子用７６．２ｍｍ×７６．２ｍｍＮａｌ探测器测量时产生的光电峰相对计数率随反应堆启动不同时间的变化，并作了监测中的干扰因素分析。计算和分析结果表明：在元件安全性监测中，最适合选择的γ光子能量是２２０．９ｋｅＶ（８９Ｋｒ）、４０２．７ｋｅＶ（８７Ｋｒ）、１９６．３ｋｅＶ（８８Ｋｒ）、５２９．８ｋｅＶ（１３３Ｉ）和８１ｋｅＶ（１３３ｘｅ）。在监测中存在的主要干扰因素是高能γ射线产生的湮没辐射、ｗａｌ探测器周围ｐｂ屏蔽上产生的７５ｋｅＶＸ射线及由１９Ｏ和１６Ｎ产生的γ射线。在１座反应堆２次事故排除的元件安全性监测中，分析方法成功地得到了应用。     

燃料组件中冷却剂流动与传热的数值分析

采用多孔介质分析方法，引进体积孔隙率、表面穿透率、局部阻力、局部热源等概念，发展了１套用于反应堆堆内各构件中流动与传热特性分析的通用计算机软件。为了减少数值耗散，在能量方程求解中采用了Ｚｈｕ和Ｒｏｄｉ提出的ＳＯＵＣＵＰ格式。作为数值算例，对有１９根燃料棒的六角形燃料组件内的三维流动与传热特性进行了数值模拟，并与实验结果进行了比较，证实了本软件的可靠性和有效性。     

换料期间发生燃料组件破损时的辐射剂量估算、相关系统控制要求和防护方案

在压水堆核电站换料的过程中存在燃料棒破损的可能.而一旦破损,燃料棒中所包容的高辐射水平裂变气体将可能导致反应堆厂房出现较高的空气污染和外照射剂量率,使相关工作人员受到较大剂量的内、外照射.本文对燃料破损可能导致的气载放射性浓度、场所内、外照射剂量率进行了估算,同时对通风系统的净化方式、净化时间进行了评估.