我国在放射性物质运输货包辐射监测中存在的问题

目的 为确保放射性物质货包运输的安全,必须开展对货包的辐射监测工作,以保证货包满足GB 11806-2004的相关要求。方法 针对货包辐射监测中存在的各种问题,文章从标准理解、仪器适用性、测量方法,并结合一些模拟计算结果进行了对照、分析和探讨。结果 通过分析发现,在货包表面测量位置的认定、表面中子剂量当量率的准确测量、不均匀场中探测器的合理选择等方面,反映出实际监测工作与标准要求上存在困难。结论 要使我国在对放射性物质运输货包的辐射监测与标准要求相一致,需要从提高测量技术能力和完善标准内容两方面作工作。     

环境γ辐射连续监测系统数据分析及探讨

目的 对秦山核电基地外围环境γ辐射进行监测,适时监控核电厂的放射性物质的排放,确保辐射安全。方法 利用γ辐射连续监测系统并结合气象数据。结果 该核电厂周围年平均辐射剂量率范围为90~116nGy/h,平均为102 nGy/h。结论 核电厂应加强运行管理,为减少公众所受剂量,尽量在风向朝向海面的有利情况下实施排放。     

内陆核电厂周边区域公众接受度调查与分析

目的 了解内陆核电厂周边区域公众核电接受度水平,为内陆核电重启在公众接受度方面的研究提供数据支持。方法 采用抽样调查的方法对680位内陆核电厂周边区域的公众进行问卷调查。用Excel及SPSS 17.0软件进行数据统计和分析,并建立Logistic回归模型。结果 公众的支持态度占73.9%,若核电站建在自家附近,66.9%的公众会选择搬迁。学历、核电行业、风险概率和致命性的回归系数分别为-0.71、-1.743、-0.401和-0.252。结论 大部分公众已经意识到内陆核电的优势,但对于内陆核电的安全性还有较多的顾虑。不从事核电行业工作的公众支持度更低。公众对核电风险概率及致命性的判断越高,支持度越低。要提高公众对内陆核电厂的接受度,需要多方位有针对性地加强公众的核电宣传。     

钴源辐照装置废源回收过程安全防护的优化设计

目的 完成辐照实验装置达到寿期的18枚⁶⁰Co源安全回收。方法 系统地分析了倒装源作业流程存在的风险,对作业过程的安全与防护进行最优化设计。结果 在5mSv的剂量控制范围内顺利完成倒源并打包成符合放射性物质运输的货包。结论 通过优化设计,既防止了放射源失控、人员超剂量照射的潜在风险,又将操作人员的受照剂量降到尽量低的水平。     

钴-60放射源货包运输跌落事故的辐射影响分析

目的 探讨B（U）型钴-60运输货包发生严重跌落事故后,对事故处理人员、公众,以及事故处理后重新启动运输的相关工作人员及公众的辐射影响。方法 选取国内一条贯穿南北的典型运输路线,对B（U）型钴-60运输货包发生严重跌落事故的辐射影响进行分析。结果 B（U）型钴-60运输货包发生跌落事故后,事故处理人员所致最大剂量为3.2 mSv;距离事故10m处的公众所致最大剂量为5.6×10^-2 mSv;事故货包重新启运后对运输工作人员所致最大剂量为9.6 mSv,对运输沿线公众所致最大剂量为5.2×10^-2 mSv。结论 B（U）型钴-60运输货包发生严重跌落事故后,对事故处理人员以及事故处理后重新启动运输的相关工作人员所致剂量最大为载货司机,低于事故处理人员剂量控制值10 mSv;对事故点公众及事故处理后重新启动运输后运输沿线公众所致剂量低于事故公众剂量控制值1 mSv。     

三门核电站宁海区域居民核电认知调查

目的 了解三门核电站宁海区域居民对核电的认知和态度,为采取相应干预和宣传措施提供科学参考。方法 按照容量比例概率抽样法,选取宁海县三门湾区域距离三门核电站30 km范围内7个乡镇的年龄在18~65周岁的常住居民进行入户调查。结果 调查对象中辐射知识知晓率为34.76%,核电知识知晓率为14.29%,意见代表人群的知晓率高于一般人群;认为核电站安全的占26.87%,支持在本辖区建设核电站的占17.82%;74.83%的被调查对象想了解核电相关信息。结论 宁海县三门湾经济区域居民辐射和核电知识知晓率较低,对核电站建设的正向态度低,需通过多种途径加强对目标人群辐射核电认知方面的宣传。     

美国内陆核电厂环境地表水与饮用水辐射监测与评价

目的 论证内陆核电厂运行可能对受纳水体地表水和饮用水的长期累积影响,为我国内陆核电厂的选址和建设提供参考。方法 调研美国38个典型内陆核厂2005-2011年的环境辐射监测报告,分析其核电厂液态流出物对厂址周围地表水和饮用水中放射性监测结果,包括总β、氚、γ放射性核素、¹³¹I等。结果 美国内陆核电厂运行可能对内陆核电厂运行对环境水体造成影响的主要因素是氚,少数核电厂受纳水体中的氚浓度处于较高水平,与受纳水体环境条件有关。结论 美国内陆核电厂运行未对厂址附近环境水体造成放射性影响,对厂址周围公众造成辐射剂量水平可以忽略。相应结论可为我国内陆核电厂的选址和建设提供参考。     

某氯化稀土分选项目辐射环境监测与分析

目的 对某氯化稀土分选项目工艺过程中对周围环境所造成的辐射影响分析。方法 依据国家相关标准规定的限值及监测方法作为评价标准和监测手段。结果 稀土原料包表面γ剂量率范围在3366.0~3514.0 nSv/h,低品位稀土精矿包表面γ剂量率范围在14 671.0~20 298.0 nSv/h;办公区及车间β表面污染水平最大为0.265 Bq/cm²和4.281 Bq/cm²。结论 根据监测结果,在各项环保措施落实到位的前提下,该氯化稀土项目对环境公众所致辐射剂量为环境本底水平,对职业人员所致辐射剂量符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB 18871-2002)要求,对周围环境介质未造成显著辐射影响,符合国家相关标准要求。     

大学生群体内陆核电心理认知的调查

目的 了解大学生这一可塑性很强的特殊群体的核电心理认知水平,为内陆核电重启在公众认知方面的研究提供数据支持与干预参考。方法 采用多阶抽样的方法对某综合性大学三类班级共739人进行问卷调查。结果 调查对象中84%关注核电,81%对核电认知正确或基本正确,79%接受内陆核电,87.8%通过网络了解核电,并提出专家微博、参观核电站等宣传建议。结论 大学生群体对核电的心理认知水平较高,其中,核类工科专业核电心理认知水平最高,文科专业次之,非核类理科专业最低,需通过多种途径有针对性地加强大学生的核电宣传教育。     

压水堆核电站燃料元件包壳破损监测通道报警阈值研究

目的 建立压水堆核电站不同运行工况下燃料元件包壳破损监测通道测量值的计算方法,计算在三种一回路冷却剂浓度条件下监测通道的剂量率,指导该监测通道报警阈值的设置。方法 分析了压水堆核电站各种工况情况下一回路冷却剂中的放射性核素,根据燃料元件包壳破损监测通道的实际设计情况,采用MCAM建模软件建立了可用于MCNP软件计算的模型,计算了三种不同工况情况下元件包壳破损监测通道的测量值。结果 三种工况条件下,该监测通道的计算值分别为8.0×10^-6、5.3×10^-4、1.6×10^-3Gy/h。结论 建议将5.3×10^-4、1.6×10^-3Gy/h分别设置为一级和二级报警阈值,该两级报警阈值的设置均与现役电站运行阈值相当。     

某实验室放射性水平调查及辐射安全管理初探

目的 通过实际测量调查,了解某生物实验室放射性同位素标记的放射性污染水平。方法 使用Identifinder-N型X、γ剂量率仪、BH3206型表面沾污仪进行工作场所监测。结果 部分工作场所环境γ外照射明显高于环境本底水平,β放射性表面污染属于正常本底水平。结论 加强对同位素工作场所辐射安全管理,降低工作场所环境放射性水平。并提出相应的辐射防护。     

某开发地块放射性废渣污染治理效果评价

目的 探讨受到低水平放射性污染的土地治理方法并对防治技术和效果进行评价。方法 对受到放射性污染的土地治理过程的放射性水平进行跟踪监测,完善和调整整治方法,达到整治预期效果。结果 通过对该地块上堆放的含放射性污染的废渣以及受到污染的土层清理、固化、转运、安全贮存后其放射性水平恢复到当地天然放射性本底水平,开发后监测表明该地块及其周边仍处于本底水平。结论 受到低水平放射性污染的土地经过整治后可以进行无限制的开发利用。     

建设华东地区低中放废物处置场的需求探讨

目的 我国要进一步发展核电,应当先解决好放射性废物处理和处置问题。方法 根据国内外有关法律、法规和标准,结合国内外低中放射性废物处置工作的运行建设现状及国内已建成的处置场选址经验。结果 阐明了浙江省核电站产生的低中放射性废物数量迅速增加的实际情况,初步提出了摆脱浙江省核电厂面临的低中放固体废物处置困境的建议。结论 认为建设华东地区低中水平放射性废物处置场的需求是合理的。     

某核燃料组件组装生产线正常运行时辐射防护效果评价

目的 对核燃料组件组装生产线正常运行时辐射防护效果进行评价。方法 通过对某压水堆核燃料组件组装生产线工作场所的γ剂量率、α放射性表面污染平均水平、α放射性气溶胶浓度的检测,结合对生产线工作场所辐射水平及作业人员个人受照剂量的估算结果,与国家相关标准比较。结果 在正常运行时,作业场所的放射性水平符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》GB18871-2002和《铀加工与燃料制造设施辐射防护规定》(EJ1056-2005)的要求;工作人员受到最大照射剂量当量为1.66mSv/a。低于该项目的设定的评价目标值(2mSv)。结论 该核燃料组件组装生产线正常运行时辐射防护效果符合国家相关标准和规范的要求,不会对工作人员的身体造成有意义的辐射危害。     

田湾核电站环境辐射监测站改进探索

目的 为贯彻落实《中华人民共和国放射性污染防治法》,满足《核电厂辐射环境现场监督性监测系统建设规范(试行)》要求,对原田湾核电站环境辐射监测系统进行改进升级。方法 通过模块化、专业化、可扩展性等设计理念,依托可靠的质量管理体系,采用成熟的产品,实现了改进目标。结果 改进后的田湾核电站环境辐射监测站稳定运行了一年多,可靠获取了环境辐射监测数据,满足了改进要求。结论 改进完成的环境辐射监测站完全满足核电站的监测需求,并能为核电厂应急决策打下坚实的基础。     

地下工程中氡气的危害与防护措施

目的 控制氡的危害,确保地下工程有关人员的身体健康。方法 从氡的理化特性,衰变方式揭示地下工程环境中的氡污染对人的辐射危害。结果 分析地下工程内部环境中氡的主要来源,介绍人防工程氡水平的实测数据,提出地下工程建筑防氡设计的原则和措施。结论 应加强对地下建筑中氡污染状况的监测,防止并控制氡的危害。     

某核燃料元件生产线放射性职业病危害因素水平调查

目的 为了解某核燃料元件生产线放射性职业病危害因素水平。方法 通过现场放射性职业病危害因素调查、监测和个人剂量估算,对放射性工作人员的辐射危害程度进行分析。结果 该燃料元件厂主要岗位的放射性气溶胶铀浓度均低于该生产线的控制值;工作场所γ辐射剂量率除气化罐附近、燃料棒外观检查超过了相关标准,其余岗位的γ辐射剂量率均符合标准要求;放射性工作人员的个人剂量能够控制在本生产线制定的管理目标值以内;结论 该核燃料元件生产线在各项辐射防护措施正常运行情况下,其放射性职业病危害因素对工作人员的辐射危害程度在可接受范围内。     

某核设施安全关闭的辐射防护实践

目的 通过科学合理的辐射防护措施保障某核设施安全关闭工程中的辐射安全。方法 在该核设施安全关闭前期,对其放射性源项进行了辐射监测,根据监测结果对施工过程进行辐射风险分析,设计了安全关闭的施工流程,制定了科学合理的辐射防护方案并实施。结果 通过辐射监测结果可知,该核设施主要污染核素为¹³⁷Cs、⁹⁰Sr、²⁴¹Am,建筑物、设备及工器具等的放射性表面污染面积较大且污染严重,人员工作区域存在较高水平的γ辐射及放射性气溶胶;根据监测结果对工程的辐射风险进行了安全分析,采取了合理的施工流程和科学合理的辐射防护措施,确保了本工程的辐射安全。结论 本次辐射防护工作满足了本工程的辐射防护要求,为从事核设施退役相关工作的科研人员和管理部门提供参考。     

在核电本底调查中应用航空辐射测量技术的必要性

目的 为适应我国核电建设的发展需要,为核电站的选址和建设做准备,开展核电运行前环境本底调查。方法 采用航空辐射测量方式进行本底调查,分析比较了国际和国内航空辐射测量技术的应用和研究现状。结果 研究了我国初步建立航空辐射监测系统,论证了航空辐射测量在技术和经济上的可行性及由此开展核电本底调查的必要性。结论 应制订相关国家标准和应用航空辐射测量技术。     

某大型集会场所电磁辐射水平调查与分析

目的 了解大型集会场所电磁辐射水平,判断并分析其污染状况。方法 通过对某大型集会场所人流高峰时段和集会过后相同时段电磁辐射的对比监测并和相关的辐射防护标准比较。结果 同正常情况相比较,集会场所人流高峰时段的电磁辐射水平无明显增加,且所测值均低于相关标准。结论 虽然大型集会场所各种无线通信设施使用频繁,往往担心区域环境电磁辐射污染会加剧,但这些设施的发射功率都不高,区域电磁辐射强度同正常情况相比处于同一水平。