中国原子能科学研究院同位素研制与生产人员的个人剂量监测与评价(1993～1998)

本文报道了中国原子能科学研究院 1993～ 1998年同位素研制与生产人员的个人剂量监测结果。外照射个人监测结果表明 ,1993～ 1998年 ,受监测人数共计 2 35 3人 ,受监测人员的集体有效剂量为7.0 3人· Sv,年人均有效剂量为 2 .99m Sv,年有效剂量超过 15 m Sv的人数为 94人 ,占总监测人数的4 .0 % ,其中有 7人超过了 5 0 m Sv,占总监测人数 0 .3%。各年度集体有效剂量在 0 .78～ 1.6 4人· Sv之间 ,年人均有效剂量在 1.91～ 4 .19m Sv之间 ,从 1993到 1996年 ,年人均有效剂量逐年下降 ,从 3.4 2 m Sv下降到 1.91m Sv,从 1997年开始又有所上升 ,1998年上升到 4 .19m Sv。在内照射个人剂量监测方面 ,1993～ 1998年 ,共监测了 10 4 8人次 ,发现内污染者 6 6 8人次 ,占总监测人次的 6 3.7%。内照射剂量估算结果表明 ,1993～ 1998年间 ,受监测人员的年人均待积有效剂量为 8.9× 10 -2 m Sv,总监测人数为 86 4人 ,集体待积有效剂量为 7.7× 10 -2 人· Sv。各年度工作人员所受年人均待积有效剂量在 1.8× 10 -2 ～ 2 .2×10 -1m Sv范围内 ,年集体待积有效剂量在 2 .9× 10 -3 ～ 2 .4× 10 -2 人·Sv范围内     

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1994～2002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11.6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0.56 mSv,单年度个人剂量超过20 mSv的仅有4人,最大值为36.3 mSv.     

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。     

中国煤矿井下工作人员所受天然辐射职业性照射初步评价

本文对我国各类煤矿井下矿工所受天然辐射职业照射的剂量水平作了初步评价.主要根据对安徽、北京、贵州、河北、湖南、江苏、江西、内蒙古、陕西、山东、山西、浙江等12个省、市48个煤矿井下氡浓度的调查测量以及26个煤矿的文献报道氡浓度数据,从估算 矿工个人剂量的目的考虑,推荐了我国大型煤矿(年产量＞120万t)、中型煤矿(30万t＜年产量＜120万t)、小型煤矿(年产量＜30万t)及石煤矿井下氡浓度的典型值分别为50、1 00、500和1 500 Bq/m3;假定煤矿井下氡子体平衡因子为0.35,则上述各类煤矿的平衡当量氡浓度的典型值分别为17.5、35、175和525 Bq/m3.一般煤矿井下工作人员所受到的γ外照射附加剂量与氡及其子体的剂量相比可以忽略,而石煤矿的γ外照射剂量约为0.9 mSv/a.由此估算得到我国大、中、小型煤矿及石煤矿井下工作人员年人均剂量分别约为0.28、0.55、3.3和1 0.9 mSv,各类煤矿总的个人年平均剂量约为2.4 mSv;总的年集体剂量约为14 600人·Sv,其中小型煤矿约占90%;平均归一化集体剂量约为0.081人·Sv/万t,其中石煤矿最大,小型煤矿次之.从这次初步评价结果看,小型煤矿和石煤矿井下工作人员所受天然辐射的职业性照射应引起关注.     

居民水路旅行集体剂量评价

人类所受辐射照射主要来自天然辐射。环境的人为变化和人类某些活动可能提高或降低天然辐射的照射水平,居民空中旅行中增加了受照剂量而水路旅行减少了受照剂量。我国海岸线长达18000余km,内河航运也十分发达。据交通部1988年统计资料,该年度我国水路旅客周转量近2×10~6万人.km,据农牧渔业部统计资料我国沿海渔业人员近200万,以及在沿海与内河有代表性的六条航线上,航行5625km,共计测量212次,得出每条航线上旅客所受天然辐射剂量率平均值,从而对我国居民水路旅行和从事渔业生产的人员的集体剂量当量做出评价。我国居民1988年度在海上和内河旅行所受天然辐射外照射集体剂量当量为32.7人.Sv,沿海渔业人员在海上作业期间所受天然辐射外照射集体剂量当量为265.3人.Sv。     

同位素研制与生产人员内照射个人监测及剂量估算

对中国原子能科学研究院1995～2000年同位素研制与生产人员进行了内照射个人监测和剂量估算.监测结果表明,各年度工作人员的集体待积有效剂量当量为2.9×10-3～9.8×10-2人·Sv,年人均待积有效剂量当量为1.8×10-2～8.0×10-1mSv.1995～2000年6年间接受监测的总人数为873人,累积集体待积有效剂量当量为1.6×10-1人·     

核工业系统职业性照射个人剂量监测(1991～2000)

本文介绍了中国核工业系统1 991～2 0 0 0年职业性照射个人剂量监测情况和主要结果。这1 0年中,除铀矿冶系统以外的核工业职业性照射的被监测总人年数为49899,工作人员所受外照射集体有效剂量为98.48人·Sv ,年人均有效剂量为1 .97mSv。内照射个人剂量监测结果表明,各有关厂、院的年人均待积有效剂量均低于5mSv。还简要介绍了铀矿山、水冶厂个别年份的职业性照射个人剂量监测结果。最后对核工业系统个人剂量监测结果做了初步评价。     

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。     

居民水路旅行集体剂量评价

人类所受辐射照射主要来自天然辐射。环境的人为变化和人类某些活动可能提高或降低天然辐射的照射水平,居民空中旅行中增加了受照剂量而水路旅行减少了受照剂量。我国海岸线长达18000余km,内河航运也十分发达。据交通部1988年统计资料,该年度我国水路旅客周转量近2×10~6万人·km,据农牧渔业部统计资料我国沿海渔业人员近200万,以及在沿海与内河有代表性的六条航线上,航行5625km,共计测量212次,得出每条航线上旅客所受天然辐射剂量率平均值,从而对我国居民水路旅行和从事渔业生产的人员的集体剂量当量做出评价。我国居民1988年度在海上和内河旅行所受天然辐射外照射集体剂量当量为32.7人·Sv,沿海渔业人员在海上作业期间所受天然辐射外照射集体剂量当量为265.3人·Sv。     

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。     

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.     

中国核工业30年辐射环境质量评价

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价于1981年着手工作,调查了各核设施80km范围内的人口分布、农作物分布、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国家规定的年剂量限值。80％的关键居民组所受的剂量小于天然辐射剂量(3 mSv·a~(-1)的10％。整个核工业(核设施周围涉及1.5亿人)总的年平均集体剂量当量为23人·Sv,低于天然辐射剂量的1×10~(-2)％,远低于非核工业或人为活动的危害值。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为59人·Sv。     

田湾核电基地一期工程1、2号机组运行流出物排放致公众剂量十年评价(2007—2016年)

介绍了气载流出物与液态流出物排放所致公众剂量的计算模式与参数,给出了2007—2016年田湾核电站流出物排放对周围公众造成的最大个人有效剂量、关键居民组、关键照射途径、关键核素与核电站80 km范围内集体有效剂量以及各年度流出物归一化排放量,并将2007—2016年公众最大个人剂量与一期工程环境影响报告书(首次装料阶段)给出的数值、国家标准GB 6249—2011规定的剂量约束值、天然本底辐射水平进行了对比,结果表明:田湾核电站在安全稳定运行的同时,各年度流出物排放对周围公众造成的影响可忽略不计。     

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。     

某研究堆寿期后控制棒取样过程中的辐射防护

分析了某研究堆寿期后控制棒的源项及取样过程中存在的辐射危害,制定了操作过程中的辐射监测和防护方案。监测结果表明,整个取样过程中,操作人员个人累积剂量最大为61 μSv,集体剂量为229 人·μSv,采取的辐射防护措施有效地保证了取样过程中工作人员的辐射安全。     

中国核工业30年辐射环境质量评价

中国核工业自1955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价于1981年着手工作,调查了各核设施80km范围内的人口分布、农作物分布、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国家规定的年剂量限值。80%的关键居民组所受的剂量小于天然辐射剂量(3mSv·a~(-1))的10%。整个核工业(核设施周围涉及1.5亿人)总的年平均集体剂量当量为23人·Sv,低于天然辐射剂量的10×10~(-2)%,远低于非核工业或人为活动的危害值。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为59人·Sv。     

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     

中国核工业30年辐射环境质量评价

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价于1981年着手工作,调查了各核设施80km范围内的人口分布、农作物分布、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国家规定的年剂量限值。80％的关键居民组所受的剂量小于天然辐射剂量的10％。整个核工业总的年平均集体剂量当量为23人·Sv,低于天然辐射剂量的0.01％,远低于非核工业或 人为活动的危害值。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为59人·Sv。     

中国核工业30年辐射环境质量评价(英文)

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价于1981年着手工作,调查了各核设施80km范围内的人口分布、农作物分布、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国家规定的年剂量限值。80％的关键居民组所受的剂量小于天然辐射剂量的10％。整个核工业总的年平均集体剂量当量为23人·Sv,低于天然辐射剂量的0.01％,远低于非核工业或人为活动的危害值。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为59人·Sv。