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。

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%。

碱渣极低放化的影响因素研究

分析了碱渣中放射性核素构成,并对特定组成体系进行了比活度理论计算,论述了影响碱渣极低放化的因素,对碱渣如何实现极低放化提出了建议,并推导出了尾渣达到极低放水平时的铀含量上限。

核燃料化工转化生产线正常运行时对作业人员辐射影响

目的对核燃料生产化工转化生产线工作人员可能受到的辐射影响进行了综合分析和评价。方法通过对某压水堆核燃料化工转化生产线放射性职业病危害因素及辐射防护措施现场考察和分析,结合对该生产线工作场所辐射水平及作业人员个人受照剂量的检测结果,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;工作人员的个人剂量每年的最大值为8.64mSv/a,低于行业标准EJ1056-2005规定的年有效剂量当量管理控制值10mSv/a。结论在正常运行条件下核燃料化工转化生产线不会对工作人员的身体造成有意义的辐射危害。