核工业某厂铀尾矿库补救行动剂量评价

本文分析评价了某厂铀尾矿库补救行动计划中工作人员与公众所受照射的剂量。补救行动中工作人员的照射途径主要是吸入氡及其子体、吸入空气中悬浮的尾矿尘和直接γ外照射。考虑可能的最大照射景象是,在工作时间内施工人员一直处于未覆盖的尾矿上,不考虑施工机械和设备对施工人员的防护作用,也不考虑其它防护措施的作用。剂量估算结果表明,工作工作所受的有效剂量为６．０ｍＳｖ／ａ。补救行动完成后,公众的照射分别考虑了正常和     

关于我国铀矿冶个人剂量约束值的讨论

本文从我国铀矿冶工作人员个人剂量和通风防护的现状出发,探讨了我国铀矿冶个人剂量约束值的问题.通过最优化分析,提出了可接受与合理达到、切合我国铀矿冶实际状况的个人剂量约束值.     

某铀矿区居民室内外氡浓度调查及剂量评价

采用固体径迹探测器对某铀矿区附近居民室内外氡浓度进行了调查。对80户室内测点及25个室外测点的测量数据的统计结果表明,居民室内外氡浓度年均值(±单次测量标准差)分别为32.9(±12.1)及26.3(±18.0)Bqm~(-3)。室内外平衡因子分别为0.45和0.47。室内外氡子体照射所致成年人平均年有效剂量分别为1.02及0.32 mSv。     

小尺度下某铀尾矿库周边土壤铀污染与空间自相关性研究

对某铀尾矿库周边44 km²范围内的土壤进行采样,采用空间自相关分析技术结合地统计学的方法,实现小尺度下铀尾矿库周边土壤铀的空间自相关性与变异性研究。地统计学结果显示,土壤中铀含量的均值是当地背景值的2.9倍。通过单因子污染指数计算可知,所测样本中清洁样品数占总样品数的0.5%,轻度污染样品数占22.16%,中度污染样品数占46.76%,重度污染样品数占31.03%。通过空间自相关分析得到铀的全局Moran’s I为0.154 3,Z值为2.066 4,显著性大于1.96,表明铀尾矿库周边土壤中的铀有正的空间自相关性,存在空间聚集性。通过局域自相关分析得到铀空间关联的局域指标（LISA）聚集图,探讨区域内每个单元与相近单元属性的相关水平。半方差函数计算结果显示,铀为强相关性,与空间自相关分析结果类似。根据局部自相关分析结果,将研究区划分为禁止耕作区、综合治理区、重点治理区、重点防护区,建议有关部门进行分区管理。     

铀矿冶基地建设规划环境影响评价研究

规划环境影响评价是战略环境影响评价的一种,是在规划层次上充分考虑环境影响,客观地衡量与评价规划实施对环境可能造成的影响。本文从铀矿冶基地建设战略规划环境影响评价特点出发,结合铀矿冶行业的实际情况,确定规划环境影响评价的环境保护目标,并对评价指标和权重因子进行筛选和确定。然后按照规划中各矿点特征,估算各矿点建设的环境影响权重因子的限制性分值,按环境影响分值进行分类,最后提出了对规划的调整建议。     

我国铀矿冶设施退役治理现状及对策

铀矿冶设施退役治理是一项政策性强、公众敏感、环境要求高、治理周期长、涉及面广、耗资大的环境安全系统工程。本文根据国外的经验和我国多年的退役治理工作的实践,对铀矿冶退役治理工作的目标、技术政策、治理原则和治理技术等问题进行了分析、讨论,并提出相关建议。     

铀矿冶设施退役治理中若干问题的探讨

本文主要介绍国外铀矿冶设施退役治理状况,对其中的监测、剂量估算、覆盖、水处理和尾矿库稳定化等方面存在的问题进行了探讨,并提出了我国在这方面工作的一些看法.建议我国应注意吸取其它国家在铀矿冶退役治理方面的经验教训,加强治理中的监测和数据库方面的工作,剂量估算应重视实测值的应用,尾矿库覆盖设计和水处理方面应注意学习和借鉴其它国家的先进经验,并加强退役治理的管理工作.     

某铀尾矿库区地下水238U迁移模拟

将铀尾矿库核素迁移问题概括为均质多孔介质中稳定的二维水流条件下的三维溶质迁移问题,利用Visual Modflow软件(MT3D)采用全隐式差分法对某铀尾矿库放射性核素迁移进行了模拟研究,模拟值结果与浓度实测值较吻合,揭示了尾矿库放射性核素时空迁移规律。     

某铀矿冶设施退役前后氡浓度调查及剂量评价

采用RAD7电子测氡仪对某铀矿冶设施退役前、过程中及退役后氡水平进行了调查,并估算了氡子体所致成年人有效剂量。结果表明,退役前、过程中和退役后该铀矿冶设施厂区氡浓度平均值分别为（35.5±3.8）Bq/m3～（38.7±4.1）Bq/m3、（14.8±2.2）Bq/m3～（84.9±6.8）Bq/m3和（10.6±1.6）Bq/m3～（11.4±1.7）Bq/m3。厂区内氡浓度退役前接近本底水平上限且数值稳定;退役过程中呈先增后减趋势,高于本底水平;退役后达到本底水平且数值稳定。该设施场所退役前、中、后氡子体照射所致成年人平均年有效剂量分别为0.97 mSv、1.34 mSv和0.27 mSv。     

不同固定剂对铀尾矿库中铀稳定效果的试验研究

利用壳聚糖、凹凸棒土、还原铁粉和羟基磷灰石4种固定剂对铀尾矿库中的铀进行固定化处理,通过逐级化学提取法和毒性浸出试验（TCLP）研究了铀尾矿库中铀的形态分布特征与浸出特性。结果表明：固定剂对铀的形态分布的影响存在显著差异,壳聚糖、凹凸棒土和还原铁粉掺杂后主要促进可交换态（包括水溶态）铀向其他较稳定结合态铀转化,羟基磷灰石掺杂显著提高了残渣态铀的含量。固定能力强弱依次为：羟基磷灰石>还原铁粉>凹凸棒土>壳聚糖。TCLP结果表明：壳聚糖增强了铀的活性,浸出量增加4%~23%;羟基磷灰石降低铀的浸出量近80%,是铀尾矿库中铀稳定效果较好的一种固定剂。     

一例239Pu内污染者的剂量评价

ICRP66、67号出版物中对内照射剂量估算中使用的呼吸道模型和Pu在人体内代谢模式进行了较大的修改。本文应用ICRP66、67号出版筇的推荐的Pu在人体内的代谢模型及参数及新呼吸道模型,估算了一例^239Pu内污染者的摄入量和待积有效剂量。     

ICRP新框架计算的内照射剂量系数

辐射剂量中的内照射剂量无法直接测量,只能根据活度测量结果由生物动力学模型、剂量模型及相关参数计算获得。自从19世纪80年代以来,涉及内照射剂量计算领域的“剂量学计算模式与参数”、“生物动力学模型及参数”、“核衰变相关参数”等已发生变化,由此形成新的计算框架。自2015年的130号出版物开始,ICRP发布了一系列报告(目前还未完结),给出了“新计算框架”下的剂量系数,及根据活度测量结果可直接求得待积剂量的Z(t)函数等有关生物样品测量解释的最新结果,用于替代ICRP 30、68、54以及78号出版物。本文选取了32种常见核素,对原有数据与ICRP新的计算结果进行了比较。可以看出,新出版物给出的各种核素的剂量系数基本都有所变化,同时对吸收类型的划分更为丰富。     

国际主要非人类物种辐射剂量评估方法比较

分步骤分析和比较了国际非人类物种辐射剂量和辐射效应评估的两种主要方法,即美国能源部的GRADED方法和欧共体FASSET项目中的方法。在此基础上,提出了我国现阶段在非人类物种辐射剂量评估方面应该开展的工作和所要解决的难点。得到的结论为：我国应在GRADED方法和FASSET方法的基础上,开发自己的实用方法。在进行以生态系统为保护目的大范围的评价和保护时,只要针对我国自己的特点补充有关的生物浓度指南数据集,就可以使用GRADED方法进行整体放射生态评价;在针对物种个体或具体种群进行评价和保护中应该完善自己的数据,采用FASSET的方法。     

某铀尾矿库周边土壤中铀元素的空间分布与污染评价

为查明某铀尾矿库周边土壤中铀元素的空间分布特征及污染程度,对该铀尾矿库进行了现场采样,利用便携式XRF元素分析仪进行了原位测试,并采用SPSS软件对铀元素的测试数据进行了统计分析。结果表明:该铀尾矿库周边土壤中铀元素含量的平均值分别是中国及其所在省土壤中铀元素含量背景值的4倍和2.3倍,而样品中铀元素含量变异系数达到61.84%,属于强变异,且样品中铀元素含量的统计频数属于正偏态分布,这说明该铀尾矿库对其周边土壤产生了一定的污染效应。在统计分析基础上,运用单因子污染指数法与地质累积指数法,并结合Arc GIS空间分析功能对该铀尾矿库周边土壤中铀元素污染程度进行了定量评价,评价结果表明,主要污染区域集中在该铀尾矿库坝址区0~500 m范围内及尾矿库NE侧的应急处理池周围0~100 m内,该评价结果可为铀尾矿库治理及植物修复提供基础数据。     

新疆伊犁铀矿勘探场所γ辐射空气吸收剂量率调查

以新疆伊犁铀矿勘探场所为研究对象,调查其场所环境γ辐射空气吸收剂量率水平。结果表明,铀矿勘探场所地表环境γ辐射空气吸收剂量率为当地正常本底水平。     

铀转化设施应急行动水平的制定方法

对铀转化设施的安全特征和潜在危险进行了分析。在调研国际原子能机构(IAEA)和美国能源部(DOE)制定应急行动水平(EAL)的方法以及借鉴国内外核电厂制定EAL的实践基础上,结合核燃料循环设施核应急状态等级划分的准则和铀转化设施危险特征,给出制定EAL的方法。     

氚长期大气释放的剂量评价模型

描述了一改进的氚长期大气释放剂量评价模型,该模型是建立在氚化水(HTO)从空气向植物和动物产品中的HTO和有机氚(OBT)迁移的保守假设上,考虑了氚的两种不同形态。在计算植物产品中氚的浓度时分为叶类和非叶类产品,同时考虑了土壤中氚对不同种类植物氚浓度的贡献率;对动物产品中HTO浓度计算时,考虑了不同水源份额的平均权重以及动物产品的含水量,这些水源包括皮肤吸收、呼吸、饮用和食物。在剂量计算时除了考虑食入途径,还考虑呼吸和皮肤吸收对人的剂量贡献。通过与比活度模型和NEWTRI模型比较,表明该模型能更好地反映氚长期释放后通过食物链对人造成的剂量贡献。     

核燃料元件厂职业内照射个人剂量估算

针对元件厂的实际情况,假定了两种放射性核素的摄入模式:一种是持续且以恒定的速率摄入;另一种是不同速率下的随机摄入,这种情况下所有的摄入均可以监测周期的中点单次摄入来代替。对应于连续摄入模式下的两种假定类型,建立了两种摄入量和剂量估算方法:监测周期中点单次摄入法和均匀摄入法,并对估算结果进行了分析与修正。相对而言,均匀摄入法是比较细致的估算方法,尤其是对于一年的监测周期里生产过程中有停产的情况,应用该法估算剂量可能更可信。