非人类物种放射评价方法研究

介绍了非人类物种放射评价方法中选择参考动物和植物的目的和准则,重点对国外非人类物种辐射剂量率和辐射效应评估的两种主要方法即美国能源部(DOE)的GRADED方法和欧共体(EU)的FASSET方法进行了详细的分析和比较。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,为我国下一阶段的非人类物种放射评估研究提供基础。     

大亚湾周围海域几种水生生物的辐射剂量估算

提出了一个包括源项、照射途径、核素来源、剂量估算以及与释放限值比较等在内的非人类物种辐射剂量的评估框架;并选择大亚湾核电站所在的自然生态系统为研究对象,以对虾、黑鲷、毛蚶和小球藻4种水生生物为代表,建立它们的剂量学模型,并使用DOE GRADED和EU ERICA的非人类物种剂量计算软件以及Monte-Carlo方法对其剂量进行计算,对大亚湾的辐射环境提供评估参考。     

非人类物种的辐射生物效应研究

非人类物种的辐射生物效应可分为3类:早期死亡率、繁殖率降低和可记录DNA损伤.论文介绍了非人类物种辐射损伤的相似性、所受剂量的估算以及辐射生物效应,重点分析了电离辐射对陆生植物、陆生动物以及水生生物的辐射生物效应.为达到保护非人类物种的要求,建议在广泛调研国外非人类物种影响评价和管理的基础上,制定我国电离辐射非人类物种影响评价管理模式,研究我国现有辐射安全标准系统,探讨在那些标准中有必要增加电离辐射非人类物种防护的内容.     

非人类物种电离辐射防护的进展

电离辐射防护不仅要保护人而且要保护非人类物种,这是辐射防护概念的一个重大变化.本文综述和讨论了非人类物种辐射防护问题的提出,研究和建立非人类物种放射防护体系的基点,非人类物种的辐射生物效应,评价非人类物种放射影响方法以及非人类物种放射影响的管理.为了适应保护非人类物种的要求,有必要制定我国"非人类物种放射效应评价和防护"计划,制定我国电离辐射非人类物种影响评价管理模式.在辐射安全标准系统中,增加电离辐射非人类物种防护的要求.     

非人类物种剂量评价低水平放射性测量的应用进展

介绍非人类物种剂量评价面临的挑战和低水平放射性测量对辐射剂量评估的重要作用,对四种常见低水平放射性测量方法和低水平放射性测量用于参考生物剂量评价的国内研究进展进行了概要论述,提出对未来非人类物种剂量评价研究方向的建议。     

非人类物种辐射影响评价中不同剂量率估算模型的比较

在非人类物种辐射影响评价中,生物体模型是剂量学评价的重要基础。本文对生物整体简化模型、简化解剖学模型和体素模型三种模型的特点、剂量系数计算方法进行了分析比较,为进一步开展非人类物种剂量学评价提出了建议。     

非人类物种辐射剂量评估实例

本文采用两种方法对某厂蒸发池环境中的具体生物受到的辐射剂量进行了分析和评估。在使用GRADED方法进行评估时，通过一般筛选（一级筛选）得到的结果是：如果以陆地动、植物为保护对象，土壤中的核素浓度都没有超过参考值，     

我国某核场址非人类物种辐射影响评价中陆生参考生物的选择

介绍了非人类物种辐射影响评价方法中参考生物的选择目的、准则等,选取了符合我国西南地区某核场址环境生态系统特征的多种陆生参考生物.参考动物包括鼠、鸟、蜜蜂,参考植物选取梧桐、柳杉、夹竹桃、荆条、野艾蒿,给出了上述各参考生物的生物学性状,为进一步评估其辐射剂量提供了重要的基础数据,最后给出此方面工作的建议.     

中国陆地非人类物种的辐射剂量评估方法初探

本研究工作依据国际组织关于非人类物种环境保护的原则和标准以及新的环境保护概念,针对我国核环境的现状,初步对放射性核素的环境转移模式及环境剂量学模式的剂量评估体系进行了研究。经过初步研究分析,建议下一步重如开展下述工作。1)应该着重于一些我国特有物种的剂量模型的     

非人类生物辐射剂量评估中参考生物选择

非人类生物辐射剂量评估中,参考生物的选择是十分重要的。本文介绍了目前一些国际组织和国家非人类生物剂量评估方法中选用的参考生物,并进行了对比和简要分析;列举了选择参考生物的准则;结合各方面因素,对我国开发非人类生物剂量评估方法中参考生物的选择提出建议。     

大型核动力船舶船员剂量评价体系研究

建立船员的剂量评价体系是实现我国核动力商船等发展规划亟待解决的关键技术之一。对船员人数最多、人员编制最复杂和辐射防护涉及面最广的大型核动力船舶开展了研究，提出了大型核动力船舶船员剂量评价体系。该剂量评价体系参照国际辐射防护委员会和国际原子能机构推荐的方法建立，包括基本剂量量、剂量限值和参考水平以及剂量计算和监测3大块，覆盖计划照射和潜在照射2种情况，能够满足前瞻性、实际性和回顾性全部3个阶段的船员剂量评价需求。另外，该剂量评价体系还给出了船员剂量评价的具体方法，如需考虑的辐射源和照射途径，应使用的模型、量和取值等。      

核事故后果评价研究进展

回顾了国内外在核事故后果评价领域开展的概率风险评价、实时后果评价、事故后的后果评价技术与方法研究的发展历程,对后果评价研究在大气弥散模型的要求与发展、利用环境监测数据估算源项、食物链模型与事故季节性、剂量估算与防护措施、核与辐射突发事件（小尺度）响应、决策支持技术以及放射性物质长距离迁移问题等方面进行了讨论与分析。近年来,随着我国核能事业的迅猛发展,需要加强和发展核事故与突发事件的后果评价和应急响应技术。     

核电厂事故条件下主控室可居留性剂量评价方法

基于美国核管会(NRC)对核电厂主控室可居留性评价的技术要求,并结合我国二代改进型核电厂的设计特点,提出完整的主控室内可居留性人员剂量评价模型。相对于国内现有的计算方法,新模型可兼顾设计基准事故与严重事故情况,采用组合尾流模式计算短期大气扩散因子,结合可居留区域划分及通风系统的设计特点考虑建筑物及通风系统的未经过滤的泄漏对评价计算的影响。     

近海辐射环境与生物多样性保护

以沿海核电建设为背景,描述了海洋环境中人工放射性核素的种类、变化趋势和潜在的污染,从放射性污染现状以及中国海洋生物的特点出发,指出海洋生物的非人类物种防护应在生物多样性保护的层次上进行考虑。此外,提出了海洋非人类物种辐射防护的思路,也对我国海洋辐射防护工作提出了一些建议和意见。     

高温含缺陷结构与时间相关的失效评定图

针对高温含缺陷结构的稳态蠕变情况,在裂纹扩展控制参量JT积分的基础上建立了一个与时间相关的失效评定图,给出了与之相关的参量Kr、Lr、Lr^max,σ0.2^3以及等时应力应变曲线的定义和确定方法,详细讨论了材料的蠕变断裂韧性Kmat^c的试验测定方法、参数估算法以及图算法,并据此建立了2．25CrlMo钢—系列的高温失效评定曲线研究结果表明：当环境温度低于材料蠕变温度时．服役时间对2．25CrlMo钢的高温失效评定曲线影响不大,可以采用R6的通用失效评定曲线进行粗略评定;当环境温度高于材料蠕变温度时,服役时间越长、温度越高高温失效评定曲线与R6通用失效评定曲线相比变化越大．这时必须采用与时间相关的失效评定图。     

Approach to Safety Assessment of Methods for Handling Liquid Radioactive Wastes from Nuclear Fuel Cycle Enterprises

The application of the concept of deeply layered protection, which was developed for nuclear power plants, to modern methods for handling liquid radioactive wastes is examined. It is shown that this concept can be used successfully for assessing the safety status of different types of storage sites. It is concluded that it is desirable to develop for domestic nuclear fuel cycle objects a multilevel safety concept based on the principle of deeply layered protection and later to prepare on this basis the standardization documentation.     

核电厂内部水淹确定论安全评价方法及应用

为确保核电厂在内部水淹情况下仍能保证安全功能,有必要在核电厂设计时考虑对内部水淹进行防护,并对核电厂进行内部水淹安全评价以验证内部水淹防护目标的实现。通过对内部水淹防护目的、要求以及内部水淹防护措施进行研究,探索和提出内部水淹确定论安全评价的设计假设、方法和步骤。以某百万kW级核电厂硼酸输送泵间、反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统泵间为例对方法进行了应用和验证,分析表明无需对硼酸输送泵间进行特殊防护,但须对反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统泵间采取适当的疏水措施以确保核安全功能的实现。     

燃料棒性能分析软件FRIPAC评估

为有效预测燃料棒堆内辐照行为,需将很多复杂物理现象的形成机理与实验观测相结合,建立合理的计算模型。中广核研究院有限公司开发的燃料棒综合性能分析软件FRIPAC考虑了运行过程中物理、化学、材料、热力学、辐照等综合效应对燃料棒性能的影响,可对堆内燃料棒行为进行合理预测。本文介绍了FRIPAC软件的物理模型,通过与实验数据的对比对软件进行了评估。结果显示,FRIPAC能准确预测芯块中心温度和裂变气体释放,验证了FRIPAC模型的正确性。后续将继续开展气腔体积、包壳腐蚀等模型的评估,并基于评估结果不断优化软件模型。     

放射性废物处置安全全过程系统分析及有关问题的探讨

本文根据IAEA第SSG-23号安全导则,对放射性废物处置安全全过程系统分析及其在英国、法国、美国、芬兰、瑞士、瑞典等国家放射性废物处置中的应用情况作了概括性的介绍。结合我国放射性废物处置管理的现状,对我国处置场的环境影响评价和安全分析中存在的主要问题进行了探讨。为促进我国安全全过程系统分析工作的全面开展,建议加快制定相关标准,将“安全全过程系统分析”作为我国放射性废物处置的许可条件,在景象开发、长期演变、坚稳性、不确定性、管理系统等方面加强研究。