核事故早期可防止剂量的计算

本文介绍了一种事故早期可防止剂量的计算方法，分析讨论了时间，空间，环境和不同防护行动之间相互作用等对防护行动实施效果有主要影响的因素；通过计算不采取任何防护行为时所受到的剂量与采取防护行动后的剂量之差得到可防止剂量，将其与国际原子能机构建议采用的通用干预水平进行比较，可得到应采取紧急防护行为的区域，同时也可以为进一步的防护决策最优化提供剂量数据。该方法已经应用在广东省核事故场外后果预测评价系统（GNARD2．0）和秦山地区环境核事故后果评价系统（QS－NUCAS1．0）之中。     

HTR－10高温气冷实验堆事故放射性释放及对环境的影响

本文介绍了ＨＴＲ－１０高温气冷堆可能发生的向环境释放较多放射性的三种事故的释放机制和释放量计算中的假设，并给出了释放量和对公众的辐射剂量的计算结果。这三种事故中，堆芯进水事故引起的公众辐射剂量最大，在离排放点２５０ｍ处公众个人受到的全身剂量为５．４４×１０￣（－１）ｍＳｖ，此剂量比核安全法规中规定的要采取隐蔽等场外应急措施的干预水平低１个量级。     

α2M对辐射引起细胞自由基变化的影响

采用６０Ｃｏγ射线照射人皮肤成纤维细胞，并在照射前、后给予不同剂量的甲２巨球蛋白（α２Ｍ），用细胞色素Ｃ法、ＴＢＡ法及邻苯二酚自氧化法分别测定细胞超氧阴离子自由基（Ｏ２）释放、脂质过氧化（ＬＰＯ）水平及超氧化物歧化酶（ＳＯＤ）活力。发现细胞受照后Ｏ２释放和ＬＰＯ水平显著增高（ｐ＜０，０１）；Ｏ２释放与照射剂量呈正相关（ｒ＝０．９６６，Ｐ＜０．０１），ＳＯＤ活力显著下降（Ｐ＜０．０１），且与照射剂量呈负相关（γ＝０．９６６，Ｐ＜０．０１）。照射后给予α２Ｍ能显著抑制Ｏ２释放（Ｐ＜０．０１）、降低ＬＰＯ水平。     

事故下CAP1000核电厂主控室剂量特征研究

核电厂事故期间,为使主控室工作人员能够坚守岗位缓解事故后果,必须保证主控室的可居留性。放射性水平作为主控室可居留性的重要考虑因素,主控室人员接受的剂量必须满足相关标准导则的要求。本文以弹棒事故为参考工况,对事故情况下主控室的剂量特征进行了分析,给出了不同通风模式下的剂量结果,不同释放途径和不同核素组对剂量的贡献,以及剂量随时间的变化情况。针对CAP1000主控室非能动应急可居留系统设计,对该系统关键参数对剂量影响的敏感性进行了分析。研究结果为进一步深化事故后主控室剂量分析和可居留性优化改进提供了支持。     

短寿命核素89Rb的活度测量

中子剂量监测是辐射防护的重要组成部分，要准确测定工作场所的中子剂量，必须对中子能量的分布有清晰的了解。2008年3月，中国原子能科学研究院放射性计量测试部受秦山第三核电有限公司的委托，对其2号机组重水反应堆（CANDU）安全壳内5个位置的中子能谱和剂量当量率进行了测量，以便了解不同工作区域中子能量的分布情况和中子剂量水平，为工作场所的中子剂量监测及现场工作人员的个人剂量防护提供技术依据。     

核舰船核事故舱室辐射后果评价研究

本文结合核舰船的设计特点和实际运行经验，分析了核事故时放射性核素由核反应堆舱（以下简称堆舱）向其他舱室的传输途径及在各舱室中的分布，给出了放射性素活度和人员剂量的估算方法，计算了核事故情况下各舱室的辐射水平和人员的受照剂量，后果评价表明，设计基准事故时，各舱室辐射后果较轻，人员剂量没有超过有关标准规定的剂量限值，严重事故时，堆舱邻舱辐射后果严重，人员剂量超过有关标准规定的剂量限值。     

某待建滨海核电厂址事故冲洗因子计算模式探讨

本文参照当前国内外常用导则给出的估算事故扩散因子的模式,提出了一套估算事故冲洗因子的确定论模式与概率论模式,并根据我国东部某待建滨海核电厂址的实测气象资料,分别估算了事故后各时段（０～８ｈ、８～２４ｈ、１～４ｄ和４～３０ｄ）的冲洗因子（确定论模式）和事故概率冲洗因子以及相应的沉积外照射剂量。结果表明,对事故后０～８ｈ时段而言,由确定论模式给出的冲洗沉积外照射有效剂量分别为相应的干沉积外照射有效剂量     

辐射事故剂量范围照射后塑料假牙材料的顺磁共振特性

用电子顺磁共振（ＥＳＲ）技术对两种常用假牙材料（聚甲基丙烯酸甲酯和拜耳树脂）的剂量学特性研究结果如下：在０～２０Ｇｙ６０Ｃｏγ射线照后，两种材料中均被诱发出新的信号，其ｇ值范围为１．９９４２～２．０１４４。聚甲基丙烯酸甲酯在上述剂量范围内信号强度对照射剂量呈线性响应（ｒ＝０．９７），且信号线宽也随剂量有明显变化。而拜耳树脂在８Ｇｙ以下响应呈正相关，而后响应出现饱和。如照后即刻测量，两种材料可测量下限均不大于２Ｇｙ。在人体体温３７℃下，信号２４ｈ后平均衰减４０％，而后的一周内衰减较慢，约１０％。如照后低温（－２５℃）保存，衰减速度可大大减低，一周内总衰减约２５％－３０％。上述结果表明，如能在事故后及早测量或低温保存样品，两种常用假牙材料都具有充当辐射事故剂量ＥＳＲ检测材料的可能性。其中拜耳假牙难以用于８Ｇｙ以上剂量范围。     

高温气冷堆核电站示范工程新燃料运输辐射风险研究

探索了将概率安全评价（PSA）方法系统地应用于放射性物品运输的辐射风险评价,分析了高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）新燃料元件公路运输的辐射风险。基于实际路况数据和可能的事故情景,选择货包辐射水平升高和临界两种事故工况进行了事故频率分析。分析表明：货包辐射水平升高事故的发生频率为4.21×10^-7（车•单次运输）^-1;临界事故的发生频率低于1×10^-13（车•单次运输）^-1,可不考虑其辐射后果。对事故后果估算的结果表明：货包辐射水平升高事故对应急人员造成的最大外照射剂量为0.55 mSv,对附近公众造成的最大外照射剂量为4.55×10^-3 mSv,其辐射影响是可接受的。总体辐射风险为1.24×10^-10人•Sv/(车•单次运输),其中撞击事故对风险的贡献最大。     

Long-term predictions of ambient dose equivalent rates after the Fukushima Daiichi nuclear power plant accident

To analyze radiation protection strategies and rehabilitation programs in Fukushima, prediction models have been developed for ambient dose equivalent rate distributions within the 80 km-radius around the Fukushima Daiichi nuclear power plant. The prediction models characterized by ecological half-lives of radioactive caesium for land-use, enable Fukushima residents to obtain distribution maps of ambient dose equivalent rates after the Fukushima Daiichi nuclear power plant accident. Model parameters such as the ecological half-lives for the short-term component and the fractional distribution of short-term component were evaluated using ambient dose equivalent rates through car/vehicle-borne surveys. It was found that the ecological half-lives among land-use differ only slightly, whereas the fractional distributions of the short-term component are clearly dependent on land-use. In addition, uncertainties concerning predictions of ambient dose equivalent rates arising from variability in model parameters were assessed using Monte Carlo simulations. Long-term changes of ambient dose equivalent rates were predicted for different land-use areas. Distribution maps of ambient dose equivalent rates for the next 30 years after the accident, created by the prediction models are expected to be useful for follow-up of the radiological situation since they provide information on the space variation of the ambient dose equivalent rates in inhabited areas.     

福岛核事故期间浙江地区环境γ辐射剂量率监测

福岛核事故期间,浙江省辐射环境监测站在秦山核电基地周围、杭州和舟山等地区开展了环境γ辐射剂量率的连续监测和瞬时巡测工作.连续监测和瞬时巡测结果表明,日本地震引发的核泄漏事故对浙江地区的环境γ辐射剂量率水平未造成可监测到的影响.     

基于PSA分析事故序列场内工作人员辐射风险研究

从总风险控制的角度,提出了事故工况下场内工作人员剂量与辐射风险接受准则,并建立了相应的评估方法。以典型压水堆核电厂为例,采用概率安全分析（PSA）的全范围事故序列进行验证评价,评估了典型压水堆核电厂事故后场内工作人员的辐射剂量与辐射致死风险。通过验证结果可知,事故后场内工作人员总的辐射致死风险远低于公众由于自然灾害、疾病、交通事故及不同行业的总死亡风险值;事故后工作人员在燃料厂房进行操作时的辐射致死风险占比最高,故工作人员在燃料厂房进行相关操作时,可提前制定相应的辐射防护措施来降低辐射风险;工作群组中其他人员和意外受照人员事故后辐射致死风险占比较高,可通过采用气面罩等方式对气载放射性进行防护以降低其辐射风险。相应的分析结果可为后续核电厂事故后处理方案的制定和事故后场内工作人员辐射防护措施的制定提供借鉴。      

影响窗玻璃γ辐射响应的电子自旋共振波谱研究

为更好应用于人员剂量估算和事故等级测定,探索了影响窗玻璃电子自旋共振波谱剂量学性质的因素。实验将窗玻璃处理成不同粒度大小,分别研究研磨处理对本底信号和辐射信号的影响。给予窗玻璃样本不同照射剂量,存储在不同条件下,观察温度、光线、时间等对电子自旋共振波谱(ESR)信号的影响。对比了来源不同的窗玻璃剂量响应曲线和最小检测剂量。结果表明,前期样本处理对窗玻璃辐射信号并无明显影响,但会产生机械信号;温度越高,窗玻璃辐射信号越不稳定。高温加热(≥200 ℃,≥5 min)可使照射后的ESR信号衰退至本底信号;透明袋-灯光和黑袋存储条件下的样本结果大致相同:11小时信号强度衰减9%左右,150小时衰减约18%。透明袋-阳光样品:11小时信号衰减了17%,150小时衰减38%。三种存储条件下的样本在150小时左右之后均达到稳定状态;窗玻璃样品在g=2.005 7处ESR信号与吸收剂量线性相关,线性相关性系数因来源于不同生产厂家而有差异。窗玻璃最小检测剂量是4~5 Gy。因此,在窗玻璃作为剂量计的实践中,注意以上问题,建立合理的剂量评估操作程序,可以估算出更为准确的结果。     

辐射事故中确定性健康危害的剂量学评价方法(Ⅰ)

确定性效应是辐射事故中主要关心的健康危害。辐射事故照射,除大剂量急性照射情况外,更多的还有受照延续时间不等、照射水平不一的多次受照情况,甚至尚有数天内连续受照的。本文从辐射效应的“线性-平方”模型出发,借助目前已经掌握的确定性效应的剂量阈值,针对剂量的不同时间分布,集中探讨低LET辐射事故中评价确定性健康危害的剂量学方法。引用了分割照射和延续照射的外推剂量概念,提出了外推剂量可加原理和等外推剂量等效应原理。     

EPR堆芯严重事故下安全壳内γ辐射水平MCNP模拟与分析

根据EPR堆芯结构、材料组成及其屏蔽系统设计,建立了EPR堆芯γ辐射剂量率模拟模型。采用MCNP5分别计算了反应堆正常运行工况、堆芯失水及堆芯融化等严重事故条件下安全壳内γ剂量率空间分布,分析对比严重事故、正常工况下安全壳内辐射剂量率分布与设计剂量率限值的差异。研究结果可为预估EPR堆芯事故情况及核事故应急决策提供相关数据参考。