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%。

工作人员内照射个人监测——ICRP第78号出版物简介

简要介绍了 ICRP 第78号出版物的主要内容。其目的是为进一步了解放射性工作人员内照射个人监测的现状和发展动态。

压水堆燃料元件制造设施安全相关事件的统计和分析

描述了我国压水堆燃料制造设施1987～2005年安全相关事件的统计和分析。结果表明,事件主要包括与安全相关的系统和重要设备故障、导致密封屏障失效或损坏事件、可能导致临界的事件和其他事件,它们占事件总数的68.9%。对事件原因和事件后果作了统计分析。最后,为减少事件的发生提出了一些建议。

UF_6泄漏事故分析

作为铀燃料富集过程的中间物质,UF_6被广泛地应用于铀转化厂、铀富集厂和核燃料元件厂。由于其化学性质活泼,且兼有放射性辐射和化学危害,故需要对uF_6泄漏事故予以高度重视。本文介绍了uF_6水解反应过程,分析了uF_6意外泄漏情况下可能的释放类型、途径和扩散特征。结果表明,事故情况下uF_6的释放不是简单的被动扩散过程,需要采用特定的大气扩散模型才能对其事故后果或影响进行较为准确的分析和评估。

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。

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

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。