环境γ辐射剂量率连续监测数据影响因素和特征分析

对γ辐射剂量率的连续监测是核电厂常规监测和监督性监测的主要内容。分析γ辐射剂量率连续监测数据的影响因素,对于识别核电厂的异常排放、建立应急监测本底具有重要意义。本文以宁德核电厂监督性监测系统2016年一整年的γ辐射剂量率逐时连续监测数据为例,分析各种可能的影响因素,包括宇宙射线响应、气象参数的影响、核电厂的排放等,研究各种因素的影响特征。结果表明,γ辐射主要来自地表中的天然放射性核素及宇宙射线,气象参数的变化是影响γ辐射剂量率变化的主要因素。结合快速傅里叶分析FFT和气象参数相关性分析,表明γ辐射剂量率连续监测数据存在明显的日周期变化。核事故时释放的放射性可能对剂量率监测结果带来明显的影响。     

图解法和离散点近似法估算大气排放中γ放射性核素有限烟云所致外照谢...

在核设施大气排放中，根据烟云的尺度和烟云中的放射性分布，通常采用半限和有限烟云模式来估算γ放射性核素所致的外照射剂量。本文对采用有限烟云模式的图解法（Ｎｏｍｏｇｒａｍ）和离散点近似法（ＤＰＡ）估算单位原强γ放射性素所致的空气吸收剂量率进行了比较。计算结果表明，两种方法计算的γ空气吸收剂量率相当一致，约有８７％的计算结果的比值在２之内，９７％在３倍以内；在稍稳定天气（Ｅ类），计算结果的最大比值为６倍     

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...     

环境监测

2007年辐射安全研究部辐射监测与评价室按我院环境常规监测计划对我院内、外环境介质中的辐射水平进行了监测。监测内容主要包括：环境X、γ累积剂量率，地表γ污染和环境介质（地下水、土壤、沉降灰、气溶胶、植物和指示生物）中的放射性活度浓度，以及工业废水中的放射性活度浓度、工业毒物浓度等。     

核电厂放射性液态流出物总γ放射性浓度控制值估算

核电厂放射性液态流出物排放监测包括源项监测、排放前取样监测和排放过程中的实时在线监测,其中源项监测和在线监测都是测量液态流出物的总γ放射性浓度,而不是活度浓度。本文针对新颁布实施的国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》和《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》所规定的滨海核电厂除氚和碳-14外其他放射性核素的活度浓度限值,通过理论分析和实验测量,建立了一种通过核电厂放射性液态流出物活度浓度估算总γ放射性浓度的方法,并结合秦山第二核电厂1号和2号机组放射性液态流出物中核素组成比例,确定了1号和2号机组放射性液态流出物排放的总γ放射性浓度控制值。     

韧致辐射测量法分析放射性废水中^90Sr含量

用ＨＰＧｅγ谱仪与低本底ＮａＩ（Ｔ１）γ谱仪相结合，通过测量放射性废水中￣（９０）Ｓｒ－￣（９０）Ｙ发射的高能电子与探测器作用所产生的韧致辐射，确定￣（９０）Ｓｒ含量。运用本方法取样测量了中国原子能科学研究院积存的７种放时性废水样品。５种废水中￣（９０）Ｓｒ含量的测量结果与放化法测量结果在１０％以内相符。     

我国不同类别岩石的原野γ辐射水平

按照当代最新的地质科学理论和国际通用标准（原则），结合我国的地质特征，对1983--1990年全国环境天然放射性水平调查的2万余个测点的原野γ辐射空气吸收剂量率进行了分类、对比及统计分析，总结了我国不同类别、不同地质年代岩石的原野γ辐射水平及其分布特点。     

北京市1989－1991年环境辐射监测

本文报道了北京市１９８９－１９９１年环境辐射监测的方法和结果。监测结果表明，环境γ辐射水平、土壤和水中的天然放射性核素浓度与北京市（１９８６－１９８７年）环境放射性水平调查结果无明显差异。对本市有关核设施和同位素应用单位的监测结果表明，其环境放射性属正常本底水平，只有个别单位的局部地区，土壤和水受到轻微污染，均作了妥善处理，防止和清除了放射性物质的环境污染。     

X,γ系列标准源的研制

本文主要介绍用于Ｘ、γ谱仪能量及效率刻度的一套系列标准源的研制方法和检验结果。它是发射射线能量范围为５．９－１８３６．１ｋｅＶ的￣（５５）Ｆｅ、￣（１０９）Ｃｄ、￣（２４１）Ａｍ、￣（５７）Ｃｏ、￣（１３３）Ｂａ、￣（１３７）Ｃｓ、￣（５４）Ｍｎ、￣（６０）Ｃｏ、￣（２２）Ｎａ和￣（８８）Ｙ１０种核素标准源。采用的高纯放射性核素标准溶液，杂质的相对强度小于０．１％；由４π（ＬＳ）和４π（ＰＣ）β－γ符合方法确定的放射性浓度均在总不确定度范围（＜２．０％，置信水平为９９．７％）内相符。放射性核素密封于质量厚度为１５ｍｇ／ｃｍ￣２（除￣（５５）Ｆｅ源用７ｍｇ／ｃｍ￣２）的圆形聚脂膜中，活性区直径≤３ｍｍ。对６个￣（５７）Ｃｏ源活度用ＮｐＧｅ谱仪测定检验，偏差在０．５１％－１．０２％之间。经擦试检验表明，未见表面污染和泄漏。     

1992～1994年秦山核电厂周围环境辐射监测结果和初步分析

本文介绍１９９２～１９９４年本站对秦山核电厂周围环境辐射监测的方案（监测项目，频率和范围）方法及其结果和初步分析，监测结果表明，秦山核电厂周围环境的γ辐射水平和各种介质中的主要放射性核素浓度在本底水平波动，说明秦山核电厂自１９９１年投入运行以来，未对周围环境产生可觉察到的影响。     

核电厂γ放射性废物吊装期间天空反散射剂量率评估

采用MCNP对γ放射性点源的天空反散射影响进行了模拟计算,针对天空反散射的主要制约因素进行了分析,其分析结论为核电厂相应的辐射防护设计提供了参考依据。定量模拟计算了核电厂γ放射性废物包吊装期间的天空反散射剂量率水平,提出了一种基于放射性点源结果进行放射性体源天空反散射剂量率的快速评估方法,该方法的实施满足了工程实践的快速响应要求。     

路面γ辐射监测仪的硬件设计

路面γ辐射监测仪是一种用于对核设施和核电厂内路面和周围环境的放射性污染进行监测的车载放射性监测设备,可以实现对核设施和核电站厂区各处的放射性污染的及时快速监测。文章着重介绍了大面积塑料闪烁体（长1000mm×宽500mm×厚50mm）在路面辐射监测中的应用、数字化模拟放大电路的设计,及通过RS485总线方式传输探测信号的技术。并对路面辐射监测技术设计的重点如等速测量、恒温控制、工艺设计等方面做了进一步的阐述。     

放射性及辐射防护

什么是放射性放射性是指放射性元素的原子核在衰变时或核反应时放出的射线。至今已知的2 800多种核素中有2 500多种是具有放射性的,这些放射性核素经过一次或多次衰变释放出粒子和量子辐射直到稳定核素为止。对核电厂来说,通常要考虑的是α射线、β射线、γ射线和中子流。α射线是氦原子核流,β射线是电子流,它     

核电厂放射性固体废物管理系统的研究与开发

目前我国在运核电厂和其他所有堆型（CPR1000、EPR和AP1000）的在建核电厂均缺少一套统一的放射性固体废物管理系统,缺乏对放射性固体废物从产生到最终处置的全周期跟踪管理。根据核电厂的放射性废物管理需求,研制了一套适合于各核电机型的核电厂放射性固体废物管理系统,对废物源项、处理、暂存、运输、处置全过程进行跟踪,使放射性废物管理安全、可控;研发了废物管理跟踪单和数据库,分析了废物管理工艺流程的逻辑关系,根据废树脂、浓缩液、废滤芯、检修废物等处理工艺分别设计了核素计算模型,可推算指定时刻的放射性水平,实现放射性废物数据的深度分析、应用以及对放射性废物安全管理的全过程追踪。研究成果已经在国内部分核电厂使用,有助于提高核电厂的放射性废物管理水平,具有较大的安全和社会意义。同时,该系统记录的数据有助于核电厂实现辐射防护优化设计和放射性废物最小化管理。     

美国内陆核电厂放射性液态流出物累积影响的评估

调研美国38个典型内陆核厂2005—2011年的环境监测资料,分析其液态放射性流出物受纳水体沉积物中放射性核素浓度水平。研究表明,近年来美国内陆核电厂运行排放的液态放射性流出物未对受纳水体沉积物造成明显的累积影响,少数核电厂在局限于厂址排放口附近或局域范围内检测到来自核电厂排放的放射性物质,而这些放射性物质与沉积物中的天然放射性核素浓度相比,是非常微量的,个别核电厂监测到来自核电厂排放的放射性核素浓度略高,与核电厂受纳水体水文条件较差有关。岸边沉积物外照射剂量估算结果表明,公众受核电厂排放液态放射性物质造成的剂量水平与美国公众受到的天然本底辐射剂量水平以及NRC对核电厂流出物规定的剂量约束值相比是可以忽略的。相应结论可为我国内陆核电厂的选址、建设和运行提供参考借鉴。     

环境监测

2006年辐射监测中心，基本按中国原子能科学研究院环境常规监测计划对我院内外环境介质中辐射水平进行监测。主要包括院周围环境的γ剂量率监测、地表污染监测、环境介质（地下水、土壤、沉降灰、气溶胶、植物和指示生物）中放射性活度浓度监测，以及工业下水中放射性活度浓度和工业毒物的常规监测。     

我国核电厂辐射环境监督性监测技术要求

核电厂辐射环境监督性监测是我国双轨制放射性监测制度的重要体现。结合系统建设规范和监测方案编制要求,简述了我国核电厂辐射环境监督性监测系统的结构和功能框架,分析了监测项目、点位、频次和分析测量方法的技术要求,在运行核电厂监督性监测工作现状的基础上,提出加强气溶胶连续采样和测量、地下水采样评估以及稳步推进放射性流出物监督性监测的工作建议。     

浅议核电厂应急行动水平制定中环境辐射监测数值的选取

核电厂的应急行动水平是核电厂应急状态的分级依据。环境辐射监测数据在核电厂异常工况和事故情况下对于判断放射性释放水平有着重要作用。本文根据美国核能研究所(NEI)的技术文件并结合国内核电厂的情况,对环境辐射监测数据在应急行动水平制定中存在的问题进行了讨论。     

放射性核素在土壤不同深度中的分布

本文通过宁波市３８个点位１４４个土壤样品的分析，给出土壤自上而下各层之间在总体上￣１３７Ｃｓ有非常显著性差异，各层含量递减一个量级；￣（４０）Ｋ含量随深度增加，中层土壤比上层高９％，下层比中层高４％，各层间有非常显著性差异；￣（２３２）Ｔｈ的上层含量比中、下层均低８％，有非常显著性差异，中下层之间无统计学差异；￣（２３２）Ｕ和￣（２２６）Ｒａ各层含量未观察到统计学差异。在总体上，所有４种天然放射性核素均表现出随深度递增的趋势。在用Ｂｅｃｋ公式估算土壤γ辐射剂量时，在总体上，分布不均匀的影响小于ｌ％，可不予考虑。     

关于批准、发布《核电厂事故及事故后辐射监测设备 第五部分 空气放射性监测设备》国家标准的函

中国核工业总公司：你公司以核总科发（1997）41号文报送的《核电厂事故及事故后辐射监测设备第五部分空气放射性监测设备》国家标准草案，业经我局批准，并在《发布国家标准公告》中发布。编号和名称如下：推荐性标准：GB／T12726．5－1997核电厂事故及事故后辐射监测设备第五部分空气放射性监测设备以上标准自一九九八年三月一日起实施．关于批准、发布《核电厂事故及事故后辐射监测设备　第五部分　空气放射性监测设备》国家标准的函$国家技术监督局