燃煤电厂气载放射性排出物对环境影响的辐射剂量评价

根据苏州某大型燃煤电厂烟尘排放所致周围环境近地面空气中天然放射性核素的浓度和地面沉积量及其分布的计算结果和辐射剂量的估算模式,估算了该厂气载放射性排出物导致厂区周围半径100km范围内经蔬菜、农作物摄入、漂尘吸入和地表沉积γ的内外照射途径公众居民所受的个体全身年平均剂量当量和集体剂量当量。估算结果表明,最大污染浓度的下风向SW～NW区间距烟囱1km处的个体全身年平均剂量当量值为3.13×10~(-4)Sv(GW·a)~(-1),其中 由摄入和吸入途径所受的内照射剂量分别为3.02×10~(-4)Sv(GW·a)~(-1)和8.14×10~(-6)Sv(GW·a)~(-1);地表沉积γ外照射剂量为2.94×10~(-6)Sv(GW·a)~(-1)。厂区周围半径100km范围内公众居民的集体剂量当量值为30.5man-Sv(GW·a)~(-1),其中摄入和吸入途径的内照射剂量分别为26.5和3.70man-Sv(GW·a)~(-1);地表沉积γ外照射剂量为0.34man-Sv(GW·a)~(-1)。     

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     

秦山核电厂气载放射性释放的环境影响

本文评价了秦山核电厂气载放射性流出物对环境的影响。应用现场及风洞大气扩释实验结果和厂址周围的人口与食谱调查资料,估算了秦山核电厂在正常运行和事故条件下释放的气载放射性流出物对公众产生的个人有效剂量当量和集体有效剂量当量。计算结果表明,正常运行时厂址边界(0.5km)处的最大个人有效剂量当量为2.7×10~(-2)mSv/a,该剂量的大部分来自~(137)Cs 的食入(主要由地表湿沉积引起);80km 范围内的集体有效剂量当量为1.1人·Sv/a,归一化集体有效剂量当量为3.7人·Sv/GW(e)·a。文中还给出了事故情况下剂量估算结果。     

秦山核电站首炉燃料组件生产

本文对秦山30万kW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234U,关键居民组是正东方位1 km处的少年,关键照射途径是吸人.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.     

我国燃煤电厂气载流出物的辐射影响

本文估算了我国燃煤电厂生产单位电能(1GWa)由气载流出物排入大气的铀系、钍系和~(40)K放射性核素的归一化排放量,及由此产生的最大个人归一化年有效剂量当量De和对周围80km范围内居民的归一化集体有效剂量当量负担M~c。根据对24省(自治区)563个煤样中天然放射性核素含量测定结果的按产量加权均值,并假定:生产1GWa电能的耗煤量为3×10~9kg,飞灰占总灰渣的重量比为85％,集尘效率为90％,富集因子除~(210)Pb和~(210)Po为2外,其余核素为1;估算得~(238)O、~(232)Th、~(210)Pb和~(222)Rn的归一化排放量分别为9.18、7.65、18.4和108GBq/GWa。D_e和M~c的估算,分别采用我国核工业三十年辐射环境质量评价的剂量学模式和UNSCEAR1982年报告附件U中的模式,结果分别为51.5μSv/GWa和54人·μSv/GWa秦山核电厂在正常极限工况下D_e和M~c分别为57μSv/GWa和3.7人·Sv/GWa。计算结果还表明:照射的关键途径是吸入,关键核素是~(232)Th.     

压水反应堆核电站气载放射性流出物的环境影响及辐射剂量评价

在本地区某大型燃煤电厂原址及完全相同的环境条件下,作者对一个假想的发电容量为0.3GW的压水反应堆核电站气载放射性流出物的环境影响及公众辐射剂量进行了估算与评价。公众辐射剂量主要来自~(14)C的释放,主要照射途径为食物摄入内照射。其中,公众中年最大个人有效剂量当量为7.112×10~(-6)Sv·(GW·a)~(-1),厂区周围半径100km范围内公众年集体有效剂量当量为0.5974人·Sv·(GW·a)~(-1),均比原燃煤电厂的相应值低几十倍。如燃煤电厂的烟尘排空率由目前的24.6%降至1%,则两个工厂所致公众辐射剂量大致相当。     

压水反应堆核电站气载放射性流出物的环境影响及辐射剂量评价

在本地区某大型燃煤电厂原址及完全相同的环境条件下,作者对一个假想的发电容量为0.3GW的压水反应堆核电站气载放射性流出物的环境影响及公众辐射剂量进行了估算与评价。公众辐射剂量主要来自~(14)C的释放,主要照射途径为食物摄入内照射。其中,公众中年最大个人有效剂量当量为7.112×10~(-6)Sv·(GW·a)~(-1),厂区周围半径100km范围内公众年集体有效剂量当量为0.5974人·Sv·(GW·a)~(-1),均比原燃煤电厂的相应值低几十倍。如燃煤电厂的烟尘排空率由目前的24.6％降至1％,则两个工厂所致公众辐射剂量大致相当。     

西安脉冲堆对环境的影响

应用厂址周围的人口与食谱调查资料以及反应堆参数 ,计算了该堆及其同位素生产线在正常运行及事故工况下厂址控制区边界的最大个人有效剂量当量和80km范围内的集体有效剂量当量。计算结果表明 :在正常运行时 ,厂址控制区边界最大个人有效剂量当量为6 0×10 -3mSv/a ,80km范围内的集体有效剂量当量为0 35人·mSv/a。反应堆最大假想事故事故下 ,所致厂址限制区外(500m)公众最大全身有效剂量当量为2 1×10-2mSv ,甲状腺剂量为3 8mSv ;事故持续30天后 ,80km范围内的集体有效剂量当量为0 14人·Sv(全身)和97人·Sv(甲状腺) ;正常运行工况和最大事故期间对本地区环境的影响都是可以接受的     

中国原子能科学研究院辐射环境质量评价

本文用环境监测结果和模式计算相结合的方法评价了中国原子能科学研究院运行29年来对环境造成的辐影响。结果表明,对于周围的广大居民来说,多年平均最大个人有效剂量当量为6.8×10~(-5)Sv/a,关键核素是~(131)I,关键居民组是正北方位1km 处的幼儿,关键途径是食用当地产的牛(羊)奶。气态流出物对剂量的贡献约占99.9%。80km 范围内计975万人的集体有效剂量当量为1.9人·Sv/a。     

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。     

当量剂量和有效剂量

本文简要地讨论了国际放射防护委员会(ICRP)新建议书中提出的新的放射防护剂量学量——当量剂量(Equivalent Dose)和有效剂量(Effective Dose),并从概念上和数值上比较了它们与剂量当量和有效剂量当量的差异。     

外照射情况下有效剂量（E）与有效剂量当量（HE）的比较

ＩＣＲＰ第６０号出版物引入了对外照射辐射剂量学的几个重大变化,６０号出版物推荐的辐射加权方法和基本防护量的技术规格与２６号出版的推荐有很大的不同,本文依据ＩＣＲＰ第７４号出版物给出的数据和讨论,对在各种照射几何条件下对不同能量的光子,中子及电子辐射场计算的有效剂量（Ｅ）与有效剂量当量（ＨＥ）的数值差别作了评述。     

中国科学院近代物理研究所外照射个人剂量监测（1986—1995）

中国科学院近代物理研究所工作人员所受职业照射主要来自光子外照射。本文介绍１９８６－１９９５年近物所放射工作人员外照射个人剂量监测的方法及结果。在１９８６－１９９５年间,共监测１２１７人（次）,年个人有效剂量平均值为０．１０ｍＳｖ;个人年有效剂量〈０．１０ｍＳｖ的有１０４６人,占监总总人数的８６％;个人年有效剂量在５．０－１０ｍＳｖ范围的只有４人,仅占０．３％;最高个人年有产剂量为１０ｍＳｖ,是加速     

我国大型核电站燃料组件生产线运行对辐射环境的影响

本文对我国大型核电站燃料组件生产线运行8年来的辐射环境影响进行综合分析和评价。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为7.26×10-4mSv;半径为80 km范围内的集体有效剂量8年来累积为156.4人.mSv,年平均为19.5人.mSv;气载放射性流出物对集体剂量的贡献约占98.5%。     

中国核工业三十年辐射环境质量评价

本文主要介绍我国核工业三十年环境辐射影响评价的内容、方法及其主要结果。总的来说,我国核工业对环境的辐射影响是很小的。各单位关键居民组所受剂量均小于5mSv/a;且在关键居民组所受剂量中,有77.1%的单位·年低于0.25mSv/a;核工业对其厂址周围半径80km范围内居民所致的集体有效剂量当量低于天然辐射的万分之一。但矿山、水冶厂产生的集体剂量占整个核燃料循环中总集体剂量的比例较高,达91.5%。     

有效剂量当量在医疗照射剂量评价中的应用

自从国际放射防护委员会(ICRP)采用有效剂量当量(H_E)作为辐射防护基本限值量以来,H_E较好地解决了非均匀照射时的剂量表达问题。尽管对接受医疗照射的受检者使用 H_E 并不是 ICRP本来的意图。但是为了便于统一比较,把 H_E 谨慎地扩展应用到诊断检查的医疗照射剂量评价中又是可取的。本文以北京 X 线诊断的医疗照射剂量评价为例,说明用 Drexler,G.等给出的考虑性别差异的组织权重因子所计算的加权剂量当量与 H_E 的差别很小。     

世界辐射水平现状——联合国原子辐射效应科学委员会1993年报告辐射水平部分介绍

本文主要介绍联合国原子辐射效应科学委员会(UNSCEAR)1993年报告中所汇综的世界辐射水平(包括天然辐射照射、职业性辐射照射、人工辐射对公众的照射、事故照射和医疗辐射照射)现状,并概述了此报告中这些数据与 UNSCEAR 1988年报告中的差别及其原因。     

长沙、衡阳、株洲三市人防工事中的辐射水平调查

本文报道了长沙、衡阳、株洲三市人防工事中的辐射水平调查。三市人防工事中生产种植(Ⅰ类)和旅社、文娱(Ⅱ类)两类场所内氡气的平均浓度分别为:长沙0.451Bq/1和0.566Bq/1(12.2pCi/1和15.3pci/1);衡阳0.710Bq/1和1.10Bq/1(19.2pCi/1和29.8pCi/1);株洲0.236Bq/1和0.511Bq/1(6.39pCi/1和13.8pCi/1)。三市上述两类场所内的氡子体平均浓度分别为:长沙0.872μJ/m~3和0.940μJ/m~3(0.0419WL 和0.0452WL);衡阳1.47μJ/m~3和2.83μJ/m~3(0.0709WL 和0.136WL);株洲0.418μJ/m~3和0.982μJ/m~3(0.0201WL 和0.0472WL)。γ射线照射量率范围为6—22μR/h,平均为12μR/h。我们还对其工作人员的附加年有效剂量当量进行了估算,并提出了防护措施。     

X,γ射线外照射有效剂量当量

国际放射防护委员会(ICRP)提出在辐射防护中采用有效剂量当量,本文对能量在62keV 至10MeV 范围内的 X、γ射线,在不同的照射几何条件下,计算了有效剂量当量与自由空气场照射量或个人剂量仪读数的比值,并讨论了有关的应用问题。     

光子外照射事故剂量学

事故照射全身剂量常为高度不均匀,一般认为均匀照射要比不均匀照射对造血组织产生更重的症状。因此,事故剂量的表示方法要考虑效应的临床意义与重要性。通常描述病人全身照射的平均剂量或中线剂量不适宜用在非均匀的事故照射。对遭受大剂量照射的人员,由于干细胞为主要靶器官,经干细胞活存分额计权的骨髓剂量具有重要意义。急性辐射效应也还明显与拖长时间或分次照射有关。因此不论何种剂量表示方法,使用单一数字是无把握预期生物效应的,而宜尽可能多地记下可能获得的有关信息。