源于大亚湾核电站气态排出物中的放射性核素浓度计算

本文基于对大亚湾核电站气态排出物放射性核素的分析,并基于2005年11月上旬广东地区的风场,利用高斯模型对源于大亚湾核电站的放射性核素浓度进行了计算,给出了广东省区域内,特别是大亚湾、深圳、珠海和广州地区的放射性核素相对浓度分布的计算结果,为大亚湾核电站正常运行情况下对广东省区域内辐射环境影响及监测提供参考数据,为可能发生的核电站泄漏事件的监测提供参考数据。

堆芯损伤评价中安全壳内放射性核素浓度的计算

安全壳内放射性核素浓度的计算是确定安全壳辐射剂量率的重要环节,而安全壳辐射剂量率是堆芯损伤评价的重要参数之一。本文利用ORIGEN2程序,采用简化分析法和间接计算法分别对事故后3种典型核素在安全壳内的浓度进行分析计算,并对两种方法的可用性进行了讨论。根据分析可知,间接计算法能够更好的模拟核素的释放、衰变以及相互转化过程,建议在事故早期堆芯损伤评价过程中使用。但是若考虑事故发生较长时间后的安全壳内核素浓度,短半衰期核素影响已经很小,简化分析法是可用的。

核应急情况下食品和饮用水中放射性核素浓度控制水平分析

目的对核应急情况下食品和饮用水中放射性核素浓度控制水平进行分析。方法通过对国际相关组织对食品和饮用水中涉及的放射性污染核素数目、给出的具体控制数值进行比较分析,对我国放射性核素浓度控制水平要求进行讨论。结果核或放射突发事件发生后,释放出的放射性核素有可能造成大面积污染。为了判定污染程度,联合国粮农组织、国际原子能机构、世界卫生组织等国际组织发表了多项出版物,就行动水平、干预水平、操作干预水平等提出了具体建议值并不断做出修正,国内相关标准较为滞后。结论根据国际原子能机构《核或放射突发事件准备与响应准则》(通用安全导则No.GSG-2)出版物并结合我国的具体情况,制定出适合于我国核应急情况下控制水平。

广东省天然矿泉水放射性核素浓度及其所致居民剂量

目的 探讨广东省饮用天然矿泉水源水中天然放射性核素浓度及所致居民剂量。方法 采用射气法、固体荧光光度法、分光光度法、原子吸收分光光度法、闪烁室法分别测定矿泉水中天然放射性核素。结果 矿泉水源水中2 2 6 Ra、天然铀、天然钍、40 K、氡含量的均值分别为 68 6mBq·L-1、2 14 μg·L-1、0 65 μg·L-1、0 199Bq·L-1、2 0 9 8Bq·L-1;饮用天然矿泉水摄入放射性核素所致待积有效剂量为 0 93 2mSv·a-1;其中氡所致剂量为 0 919mSv·a-1,约占总待积剂量的99 %。结论 矿泉水作为日常饮用水的群体所致待积剂量要比正常本底地区公众增加 2～ 3倍的附加剂量 ;已接近长期持续受照剂量限值。

模拟土壤中γ放射性核素活度浓度测量比对

本文介绍了本实验室采用效率曲线法和ISOCS模拟法刻度γ谱仪,并对模拟土壤进行了γ放射性核素活度浓度的测量比对工作,获得的结果与参考结果的相对偏差相比均小于20%,验证了2种方法均能满足测量要求,同时能够达到比对目的。

大亚湾核电站正常运行工况下气载放射性流出物浓度计算

以高斯烟羽模型为基础对大亚湾核电站正常运行时所释放的放射性核素在大气中的扩散进行模拟计算。针对实际情形,计算中对模型进行了相关修正,采用了大亚湾核电站的实测气象数据,并选用airdos程序对2001年源于大亚湾核电站的气载放射性核素的年均浓度分布、大气扩散因子和部分核素的地面沉积率进行了计算。这些结果为了解大亚湾核电站对周围地区的辐射环境影响提供了参考信息。

大气稳定度PT法在核电站气载放射性流出物浓度计算中的应用

采用大气稳定度的Pasguill-Turner分类法(简称PT法)计算得到的大气稳定度,以AIRDOS-EPA程序为基础,针对2001年大亚湾核电站正常运行情况下主要气载放射性核素在大气中的扩散进行模拟计算。采用大亚湾核电站厂址2001年的实测气象数据和主要气载放射性流出物的排放量,计算主要气载放射性核素的年均浓度分布、部分核素的地面沉积率。计算结果与采用实测气象数据表中的大气稳定度的计算结果进行对比,结果表明不同大气稳定度的取值对放射性核素浓度的计算结果有一定影响。

食品和饮用水的放射性核素指导水平分析

目的:探讨食品和饮用水的放射性核素指导水平。方法:根据国际组织发布的相关标准和技术文件,分析现存照射情况和应急照射情况下食品和饮用水放射性核素指导水平的计算方法。结果:给出现存照射情况饮用水中17种放射性核素指导水平,食品中20种放射性核素指导水平,以及应急照射情况下食品和饮用水中24种放射性核素指导水平。国内相关标准较为滞后,且缺乏饮用水放射性核素活度浓度指导水平标准。结论:我国食品和饮用水放射性核素指导水平标准应参考国际组织发布的标准,结合我国具体情况,制定或完善适合我国的食品和饮用水放射性核素指导水平标准,以更好保护我国公众健康。

内陆核电厂污染物浓度扩散研究

基于内陆核电厂选址条件与对水环境的相关法律法规、行业标准和资料的研究,运用CFD(Fluent)软件,选用k-ε湍流模型与组份输运模型模拟某核电厂放射性液态流出物在P河扩散情况,并依据解析法预测模型计算P河下游1km浓度,两者进行对比分析。结果表明,数值模拟导出的结果在P河下游1 km处浓度均值约78.5 Bq/L,而依据解析法预测模型计算结果为P河下游1 km距岸边40 m处3H浓度为86.28 Bq/L;排放口下游1 km处完全满足法规及相关行业标准中的3H浓度小于100 Bq/L的规定,核电厂的放射性液态流出物经过1 km的不断稀释向下游扩散后的浓度对公众的影响较小,其浓度影响不是内陆核电厂选址的主要因素。研究结果对内陆核电厂的选址和工程设计工作提供技术参考。

放射核素扩散的数学模型和算法（大气核扩散计算机模拟）

本文给出一个可以用于各种评价环境和尺度的放射性核素扩散的数值型数学模型和算法．

核电厂氧化运行期间冷却剂中^(58)Co活度浓度的现场监测

氧化运行期间,通过化学连续取样测定冷却剂中^(58)Co的活度浓度峰值和达到氧化运行结束条件的时间(活度浓度<25 GBq·t-1)时,会产生大量放射性废液。为减少取样产生的放射性废液,设计利用高纯锗就地γ测量系统在管道外进行γ谱测量,获得^(58)Co特征峰净计数率随停堆时间实时变化数据,藉此预判^(58)Co活度浓度达到峰值时间和氧化运行结束时间,然后进行取样分析。在某核电站氧化运行期间,利用系统进行γ谱连续测量,判断^(58)Co活度浓度峰值时间是停堆后33h39min(±10min),氧化运行结束时间是停堆后57h(±10 min);连续取样数据测量判断^(58)Co活度浓度峰值时间是停堆后33 h 34 min,氧化运行结束时间是停堆后57 h 9 min。两种方法判断达到峰值和氧化运行结束时间误差都在10 min以内。

部分人体内^(210)Pb和^(210)Po的浓度及所致内照射剂量

估算人体内照射剂量最准确的方法莫过于直接测定人体内各组织和器官中核素的比活度。但是由于人体样品取样困难,分析繁杂,我国人体内放射性核素的数据较少。本文使用^(209)Po示踪α谱法分析了若干中国人骨、人肺和肌肉中^(210)Pb和^(210)Po的浓度并进行了剂量估算。一、取样和分析方法1.

^(110m)Ag和^(137)Cs在海洋沉积物中分配系数研究

采用静态批式法研究了吸附时间、固体浓度及核素浓度对放射性核素110mAg和137Cs在海洋沉积物中分配系数的影响。结果表明,110mAg在海洋沉积物中的吸附平衡时间约7天,137Cs在海洋沉积物中的吸附平衡时间约10天;在低浓度条件下110mAg和137Cs在海洋沉积物中的吸附等温线趋近于线性,即核素分配系数不随核素浓度的增加而改变;当固体浓度在0.25~10 g/L时,两核素分配系数均随固体浓度的增加明显减小,而固体浓度达到一定上限后(>10 g/L),核素分配系数不再随固体浓度的增加而改变。

燃耗信任制下燃耗计算对临界计算的偏差及不确定度的研究

为量化燃耗信任制中燃耗计算传递给临界计算的不确定度,本文基于参数统计法对燃耗计算的核素偏差及偏差不确定度展开分析,并以蒙特卡罗(MC)抽样方法计算的k_(inf)不确定度为基准,比较不同抽样方法对临界计算不确定度的影响。结果表明,核素偏差与偏差不确定度是随样品燃耗变化的分段函数。对于临界计算,拉丁超立方抽样(LHS)方法与MC抽样方法的k_(inf)不确定度计算结果吻合较好,且LHS方法可考虑参数间的相关性,计算结果更真实,可进一步提升电厂的经济性。

民用天然气燃烧所致公众内照射剂量估算

为了定量评价民用天然气燃烧所致公众辐射剂量,对国内外天然气产业链的放射性水平进行了广泛调研,发现国内外气田(井)中氡浓度监测结果波动性较大,变化范围为5~2.0×10^5 Bq/m^3,其主要差异性来自气田地质背景不同、油气产业链环节不同.采用民用燃气的监测浓度作为源项输入,定量估算了室内天然气燃烧放射性核素^222Rn,^210Po,^210Pb所致公众辐射剂量评价结果显示室内天然气燃烧所致公众辐射剂量很小,为10^-6 Sv/a,关键核素为222Rn.建议我国在开展汹气产业链的放射性水平普查工作时,可重点关注辐射水平较高的开采、生产和输运环节.

伴生放射性矿分类管控指标的研究

针对目前对伴生放射性矿的管理缺乏配套的实施细则,特别是对其监管模式及管控标准的制定有待于进一步完善等问题,采用了以伴生放射性矿放射性核素浓度限值及γ辐射剂量率限值作为参数的分类方法,对管控值分类进行了细化,在以豁免管理、不加限制、加以限制、禁止开采4类辐射水平管控指标基础上,提出了不加限制分不予管理和予以备案管理部分;加于限制分加于限制和严格限制部分。通过对伴生放射性矿的辐射水平管控指标的研究,为后续制定科学、实用的管理制度、分类标准等提供技术依据,进而促进和规范伴生放射性矿开发利用朝健康、良性方向发展。

内蒙古某地煤渣砖居室内放射性水平调查

就地测量内蒙古某地五间煤渣砖居室墙壁及地板中U系、Th系及40K等天然放射性核素的活度浓度、空气中氡浓度和γ剂量率。五间煤渣砖居室内226Ra、232Th、40K的活度浓度范围分别为101～311、69～125、1 229～2 538 Bq/kg;室内氡浓度范围为66～143 Bq/m3,均值为97 Bq/m3;γ剂量率范围为136～226 nGy/h,均值为172 nGy/h。根据测量值计算所得内外照射指数部分大于国家标准限值,初步认为煤渣砖建材的使用一定程度上增加了居民内外照射负担。

用切尔诺贝利事故资料对长距离烟团模式有效性的评估

依据切尔诺贝利事故源项资料及欧洲中尺度天气预报中心提供的事故期间的气象资料,用变天气条件的烟团模式,计算了该事故放射性物质释放造成的欧洲地区若干计算点的核素地面空气浓度,预估了放射性烟云到达柏林的时间.在已知监测数据的计算点,计算结果与监测结果比较一致.证实了选用的长距离烟团模式的有效性.

环境辐射防护——关于科学和决策的未来挑战

随着ICRP91号出版物关于电离辐射对非人类物种影响的出版,国际放射防护委员会(ICRP)已经在把环境问题纳入辐射防护一体化方面采取了重大步骤。回应公众对环境问题的需求和关心,已经制定了概念大纲,它是以国家和国际级的一些组织的技术开发为基础的。欧共体资助的FASSET项目(环境影响评价大纲)于2004年完成,开发出的评价大纲包括:源的特性和初始危害分析;生态系统描述和参考生物的选择;照射分析包括的剂量率的转化;效应分析;和解释导则。基于FASSET和其它最新进展的经验,可以得出如下结论:(1)目前正在使用或建议的不同大纲间的概念方法实质上是一致的。(2)技术方法的不同主要归因于所关心的生态系统的不同或国家监管要求的不同。未来主要挑战是开发一个一体化方法使得决策能够由可靠的科学判断指导。这就要求,尤其是,通过有目的的实验、理论(包括专家意见)和实例分析填补评价和防护相关的基础知识的不足;开发风险表征方法;条件允许情况下,开发筛选标准;开发用户友好的评价工具;和利益相关者的参与,包括建立支持通讯的战略。这些问题发表在2004年春季第6次欧共体大纲计划启动的ERICA项目中(电离污染物的环境危险———评价和管理)。