核设施环境评价软件包(NGLAR)

介绍了基于微机的核设施环境评价软件包(NGLAR)的主要内容、设计原则和特点。该软件包包括:核设施气态流出物常规和事故释放环境评价程序(NGAS和NACC)、核设施液态流出物常规和事故释放环境评价程序(NLIQ)以及核设施环境数据库(NRED)。核设施气态流出物常规和事故释放环境评价程序,用于大气弥散计算和公众剂量估算,给出核设施周围放射性核素的空气浓度、地面沉积浓度和动植物产品中的浓度,并进而估算核     

核设施环境评价软件包(NGLAR)

介绍了基于微机的核设施环境评价软件包(NGLAR)的主要内容、设计原则和特点。该软件包包括:核设施气态流出物常规和事故释放环境评价程序(NGAS和NACC)、核设施液态流出物常规和事故释放环境评价程序(NLIQ)以及核设施环境数据库(NRED)。核设施气态流出物常规和事故释放环境评价程序,用于大气弥散计算和公众剂量估算,给出核设施周围放射性核素的空气浓度、地面沉积浓度和动植物产品中的浓度,并进而估算核设施周围的集体剂量和关键居民组剂量。核设施液态流出物常规和事故释放环境评价程序适合于流出物向非潮汐河流排放情况,用于计算河水中的放射性核素的浓度和与河水有关的公众剂量。该套软件可以在IBM及其兼容386以上微机运行,具有中、英文两种版本,功能齐全,适合于核工业基层单位使用。     

某核设施厂址气态流出物辐射环境影响评价研究

正根据核设施厂址气态流出物的监测数据,评价分析了核设施常规运行期间对周围环境造成的辐射影响。结果表明,该厂址核设施常规运行时气态流出物对周围公众造成的辐射影响很小,未引起周围环境辐射水平的明显变化。研究中针对人口和食谱参数进行了重新统计分析。根据年鉴数据重新统计了厂址周围80km范围内的人口数据;同时通过实地走访和问卷调查了当地居民的食谱数据,并结合年鉴中当地农产品产量及消费量,确定了居民食谱参数和自给率。基于气态流出物监测数据和逐时的地面、高     

解读核设施放射性流出物释放的ALARA和BAT概念

基于对核设施放射性流出物释放最优化方面的ALARA和BAT这两个重要概念的理解,结合现存核设施放射性流出物的特征和污染消减技术,本文阐述了核设施放射性流出物排放的浓度控制原则,即以流出物消减的最佳可行技术为前提,引入良好的工程实践,适当考虑厂址条件等外部因素对流出物释放进行优化。     

核设施烟囱气载放射性流出物排放取样代表性技术研究

<正>对核设施烟囱放射性气态流出物排放进行监测,获得核设施向环境排放的放射性物质的量,判断流出物排放是否满足管理限值要求并及时发现异常,是保障核设施正常运行的基本要求。对核设施烟囱内的气态流出物需连续取样,采取在线监测或实验室分析测量;由于排放的放射性物质在烟囱中分布可能不均匀,在取样管道中发生沉     

核设施正常工况下放射性气态流出物对公众影响评价的现状与建议

本文介绍了在核设施正常工况下放射性气态流出物环境影响评价中,气象参数获取方法、大气稳定度联合频率的变化、大气弥散模式调整、剂量转换因子的选用等因素对长期大气弥散因子或最大个人剂量的影响,提出了规范和简化评价方法的建议。     

秦山核电站正常运行辐射环境影响评价系统研发

正为保证对秦山核电站9台机组在正常运行情况下放射性流出物对核电站周边80km×80km范围内环境和公众辐射的影响评价,基于秦山基地机组多厂多堆的分布特征,开发了一套适用于秦山核电站的辐射环境影响评价系统,该系统通过计算核电站在正常运行情况下气态和液态流出物浓度从而分析出放射性核素对人体造成的剂量影响。系统的理论模块分为气态流出物排放模块和液态流出物排放模块两部分。在气态流出物排放模块中,加入了不同下垫面类型对应的不同扩散参数的计算方法,并考虑了干湿沉降及多排放源     

中国核工业30年辐射环境质量评价

中国核工业自1955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价于1981年着手工作,调查了各核设施80km范围内的人口分布、农作物分布、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国家规定的年剂量限值。80%的关键居民组所受的剂量小于天然辐射剂量(3mSv·a~(-1))的10%。整个核工业(核设施周围涉及1.5亿人)总的年平均集体剂量当量为23人·Sv,低于天然辐射剂量的10×10~(-2)%,远低于非核工业或人为活动的危害值。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为59人·Sv。     

中国核工业30年辐射环境质量评价

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价于1981年着手工作,调查了各核设施80km范围内的人口分布、农作物分布、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国家规定的年剂量限值。80％的关键居民组所受的剂量小于天然辐射剂量(3 mSv·a~(-1)的10％。整个核工业(核设施周围涉及1.5亿人)总的年平均集体剂量当量为23人·Sv,低于天然辐射剂量的1×10~(-2)％,远低于非核工业或人为活动的危害值。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为59人·Sv。     

原子能院地区放射性气态流出物排放管理目标值的初步研究

采用多源模式加数学规划法,对中国原子能科学研究院所在地区的大气扩散能力及个人所受剂量进行模拟计算,探讨了中国原子能科学研究院地区气态放射性流出物排放量限值的规划问题。通过计算确定了各核设施的剂量管理目标值,估算出各核设施的排放量上限值。     

核设施正常工况气载放射性排出物辐射后果计算程序比对

本文介绍了我国的核设施环境影响报告书主要编写单位在对某参考核设施正常工况下气态排出物辐射后果计算时程序比对的结果。尽管各编写单位使用的程序、模式和参数均有差异，但所计算的结果均在一个数量级的偏差范围内，这说明参加比对的各程序应用于基本平坦地形的厂址和此类（流出物中以８５Ｋｒ或惰性气体为主的）核设施在正常运行工况下的计算结果是基本合理的     

核设施环境连续监测

用高气压电离室环境连续监测仪连续测量核设施气态流出物γ吸收剂量率的技术和方法，总结了１台连续监测仪在２座实验性核反应堆附近环境中，连续测量３年所获得的３３４５０个数据资料。     

2 流出物监测和环境监测

2004年辐射监测中心环境常规监测基本按原子能院环境常规监测计划进行，主要包括流出物监测和环境介质的放射性水平监测。其中流出物监测项目包括气载流出物和液态流出物的放射性水平监测，环境监测项目包括院周围的γ累积剂量监测、环境介质（地下水、土壤、沉降灰、气溶胶、植物和指示生物）中放射性核素监测，以及工业下水中放射性活度和工业毒物的常规监测。院内环境监测结果和流出物监测结果见保健物理部季报，此年终报告仅给出院周围各环境介质的监测结果。     

2 流出物监测和环境监测

2005年，辐射监测中心环境常规监测基本按中国原子能科学研究院环境常规监测计划进行，主要包括流出物监测和环境介质的放射性核素监测。其中，流出物监测项目包括气载流出物和液态流出物的放射性核素监测，环境监测项目包括院周围的γ累积剂量监测、环境介质（地下水、土壤、沉降灰、气溶胶、植物和指示生物）中放射性核素监测，以及工业下水中工业毒物的常规监测。院内环境监测结果和流出物监测结果见保健物理部季报，在此，仅给出院外周围各环境介质的监测结果。     

中国核工业30年辐射环境质量评价

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价于1981年着手工作,调查了各核设施80km范围内的人口分布、农作物分布、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国家规定的年剂量限值。80％的关键居民组所受的剂量小于天然辐射剂量的10％。整个核工业总的年平均集体剂量当量为23人·Sv,低于天然辐射剂量的0.01％,远低于非核工业或 人为活动的危害值。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为59人·Sv。     

中国核工业30年辐射环境质量评价(英文)

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价于1981年着手工作,调查了各核设施80km范围内的人口分布、农作物分布、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国家规定的年剂量限值。80％的关键居民组所受的剂量小于天然辐射剂量的10％。整个核工业总的年平均集体剂量当量为23人·Sv,低于天然辐射剂量的0.01％,远低于非核工业或人为活动的危害值。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为59人·Sv。     

燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏影响分析

以核电厂燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏释放的放射性物质为分析对象,就放射性物质释放对组件修复的工作人员产生的累积有效剂量进行评估,对向环境释放的气态流出物的放射性总活度进行计算,并对气态流出物排放监测的影响开展分析。分析结果表明单根燃料棒损坏后,执行燃料组件修复的每位工作人员接受的累积有效剂量为12.2 mSv,低于GB 18871—2002规定的工作人员职业照射年平均有效剂量限值20 mSv;向环境释放的气态流出物中惰性气体与碘的放射性总活度分别为3.51×10¹¹ Bq和2.17×10⁸ Bq,远小于GB 6249—2011规定的年排放控制值6.0×10¹⁴ Bq和2.0×10¹⁰ Bq。燃料棒损坏后40 min烟囱排气惰性气体测量仪的读数小于1.0×10¹¹ Bq/h,核电厂无需进入应急待命状态。     

流出物监测和环境监测

2005年,辐射监测中心环境常规监测基本按中国原子能科学研究院环境常规监测计划进行,主要包括流出物监测和环境介质的放射性核素监测。其中,流出物监测项目包括气载流出物和液态流出物的放射性核素监测,环境监测项目包括院周围的γ累积剂量监测、环境介质(地下水、土壤、沉降灰、气溶胶、植物和指示生物)中放射性核素监测,以及工业下水中工业毒物的常规监测。院内环境监测结果和流出物监测结果见保健物理部季报,在此,仅给出院外周围各环境介质的监测结果。1环境γ累积剂量监测环境γ辐射累积剂量监测为每个季度累积取样测量一次,探测器为Li…     

核设施烟囱气态流出物取样代表性验证的技术要求研究

核设施的排放烟囱都设有连续取样和在线监测系统,对流出物中排放的气载放射性活度进行测量,以判明气态流出物排放是否满足管理限值要求,并及时发现污染异常,提供报警。但是,取样和监测系统中气态流出物的取样是否具有代表性,将直接影响流出物测量的准确性。ISO标准(ISO 2889—2010)和美国标准(ANSI/HPS N13.1—2011)都对核设施气态流出物取样监测的有关性能,提出了详细的量化指标和判定方法。本文在对上述标准编写的技术背景和国内外所开展的相关工作进行调研的基础上,研究分析了这些标准推荐的各项性能指标和验证方法。     

秦山核电厂气载放射性释放的环境影响

本文评价了秦山核电厂气载放射性流出物对环境的影响。应用现场及风洞大气扩释实验结果和厂址周围的人口与食谱调查资料,估算了秦山核电厂在正常运行和事故条件下释放的气载放射性流出物对公众产生的个人有效剂量当量和集体有效剂量当量。计算结果表明,正常运行时厂址边界(0.5km)处的最大个人有效剂量当量为2.7×10~(-2)mSv/a,该剂量的大部分来自~(137)Cs 的食入(主要由地表湿沉积引起);80km 范围内的集体有效剂量当量为1.1人·Sv/a,归一化集体有效剂量当量为3.7人·Sv/GW(e)·a。文中还给出了事故情况下剂量估算结果。