代表性个人在核设施辐射环境评价中的应用研究

随着辐射防护体系的不断改变,其组成部分和应用也在发生着改变。目前对核设施的环境评价也与常规的环境评价一样,也要经历逐步加强及规范化的过程。对ICRP第101号出版物中提出的代表性个人的相关概念和目前国际上普遍应用的关键居民组的概念,开展相关的研究,并结合国内某核设施的实际情况,对两者的作用和区别做出解释和分析。     

我国伴生放射性矿开发利用的辐射环境监管现状与对策

从伴生放射性矿辐射环境安全监管角度出发,分析了与伴生放射性矿开发利用辐射环境监管有关的法律法规具体条款要求,梳理了相关法律法规之间的逻辑关系,提出了伴生放射性矿开发利用辐射环境监管制度方面存在的问题,结合实际调研活动,提出了监管制度框架的建议。     

低中放处置场环境评价参数灵敏度分析

选取90Sr、239Pu和14C为代表核素,采用单参数变分法对某低中水平放射性固体废物处置场环境影响评价中与核素迁移相关的主要评价参数开展了参数灵敏度分析.分析结果表明:对于低中放处置场而言,环境影响评价模式中主要评价参数的选择对最终评价结果的影响很大,因此在环境影响评价中开展不确定度及敏感度分析是必要的.     

中国低中放近地表处置场环境评价方法研究

放射性废物的处置是对其管理的最终步骤.放射性废物处置的基本安全目标是保护人类和环境免受电离辐射的有害影响.开展处置场环境影响评价可以量化它对人体健康和环境潜在影响.通过与IAEA近十几年的最新研究成果相比较,分析了中国低中放近地表处置场现行评价方法的不足,提出了改进方式,并对中国近地表处置场环境影响评价技术研究下一步应开展的工作进行了探讨.     

响应面法优化测定水体中微囊藻毒素

针对水体中低浓度微囊藻毒素(MC-RR和MC-LR)的富集、淋洗、洗脱等前处理环节,采用单因素响应面优化法探讨微囊藻毒素前处理的最佳条件。结果表明:采用体积分数为25%的甲醇水溶液能够取得最佳淋洗效果,由One Factor设计优化得到体积分数为75%的甲醇水溶液作洗脱剂,MC-RR和MC-LR最佳回收率为89.4%和90.7%。方法在0.100 mg/L~5.00 mg/L范围内线性良好,MC-RR和MC-LR的检出限分别为0.07μg/L和0.04μg/L,实际水样加标回收率分别为80.6%和84.9%,平行测定结果的RSD分别为1.6%和2.4%。     

我国矿难多发的原因

介绍了我国煤炭业的安全现状,分析了我国矿难多发的几个主要原因.认为责、权、利的不平衡、安全投入不足和严重超产、监管机制的无力、粗放的经济增长模式和教育理念的误导是造成矿难的主要因素,但深层原因是矿工的弱势身份地位,并在此基础上提出了相应的对策.     

西苕溪干流水体、悬浮物和表层沉积物中营养盐分布特征与水质评价

了解不同介质的营养盐分布可以全面掌握河流的环境现状。为了调查西苕溪干流的营养盐分布特征和水质现状,沿着干流采集了11个点位的水体、悬浮物和表层沉积物样品,并对水体、悬浮物和表层沉积物中的营养盐特征进行了分析,拟为苕溪流域的水污染防治提供基础数据。研究表明:整个西苕溪干流,水体和沉积物中总氮(TN)和总磷(TP)浓度均存在丰水期明显高于枯水期的季节变化特征,水体中总氮的浓度均超出地表水环境质量Ⅴ类的标准,显示氮污染是西苕溪流域的特点。相关性分析结果表明,悬浮物中的TN和有机质(OM)呈极显著性正相关(r=0.974,p0.01);水体中的TN和悬浮物的各营养盐指标之间的相关性均达到了极显著水平,但沉积物营养盐指标与水体的TN和TP相关性不明显,显示沉积物并不能很好反映流域水质的现状。     

苕溪干流悬浮物和沉积物的磷形态分布及成因分析

磷是控制水体营养状态和诱发富营养化的重要因素,不同形态的磷对水体富营养贡献不同.以东西苕溪干流为研究对象,采用连续提取法获得磷形态,对悬浮物和表层沉积物中磷形态的分布进行分析,并探讨了悬浮物和沉积物的物质组分与磷形态的相关性.结果表明,西苕溪水质状况劣于东苕溪,而东苕溪中游水体的水质状况好于上游和下游;悬浮物中营养物质含量普遍高于沉积物,其弱吸附态磷、还原态磷和金属氧化物结合态磷所占比例较表层沉积物大,钙结合态磷则在沉积物中占较高比例.相关性分析表明,西苕溪悬浮物和沉积物的组分对磷形态的影响较弱,而东苕溪的物质组分对磷形态有显著的影响,有机质和黏土矿物对悬浮物和沉积物中形态磷的影响最为显著,这与河流的地质背景及物质来源有关.     

核电站事故后去除土壤处置方法研究

文中综述了国际国内放射性污染土壤处置方法研究进展,结合中国放射性废物处置法律法规,针对中国核电站站堆型,研究分析核电站事故后去除土壤的处置方法,并建议给出了适合于中国核电站事故后去除土壤的处置策略,为中国核电站事故后污染场地的清理方法、土壤去污处理方法的选择明确方向,为修复活动的监管提供技术支持,实现废物最小化。     

低温供热堆选址阶段的环境影响评价与分析

根据低温供热堆选址阶段环境影响评价的要求,结合工程具体设计方案,对低温供热堆在正常运行和事故工况下可能造成的环境影响进行分析、预测与评价,以作为审管当局决策的重要依据。低温供热堆在正常运行状态时,放射性气载流出物在大气中迁移和扩散及对公众的辐射剂量估算采用的是IAEA安全系列19号报告中给出的筛选模式(稀释模式);事故工况下保守考虑全堆熔事故作为选址假想事故,采用USNRC RG1.4中给出的最大可信事故(30d)的大气扩散因子计算方法,估算假想事故各时段的大气扩散因子。正常运行工况下,在半径1km的环形区域内烟囱排放和蒸发池排放叠加的最大个人有效剂量为7.84×10^-6 Sv/a,小于本工程对公众的剂量约束值0.03mSv/a;事故工况下,两厂址所致公众个人(成人)在整个事故持续时间内厂址边界处(150m)最大个人有效剂量为5.66mSv,甲状腺当量剂量为7.43mSv,均小于《小型压水堆核动力厂安全审评原则(试行)》要求。低温供热堆在正常运行和事故工况下,对周围环境和公众的影响均满足参考的相关标准要求,是可以接受的。