某企业工业X射线探伤机环境影响评价

以某企业的工业X射线探伤机为例讨论了固定式探伤的环境影响评价过程,分析了探伤机项目对周围环境的影响,评价结果表明,该企业探伤室的屏蔽防护符合有关标准要求,对放射性职业工作人员和周围公众人员的年有效剂量分别低于相应的剂量约束值。     

吉林省采油厂原油含水率分析仪工作场所辐射防护水平调查及分析

通过系统的监测了解吉林地区采油厂原油含水率分析仪的工作场所放射防护现状,为放射源监督管理部门提供参考依据,为保护环境、保护放射工作人员职业健康提供重要保障,为采油厂对辐射装置管理及措施提供依据。采用国家规定的标准方法对吉林省不同工作环境下的5家采油厂的45台原油含水率分析仪的周围剂量当量进行现场监测,对涉及接触原油含水率分析仪的4种不同岗位工作人员进行年有效剂量估算,对接触原油含水率分析仪的202名工作人员进行个人剂量监测。结果表明,原油含水率分析仪的工作场所周围剂量当量及人员受照剂量均满足国家标准要求,剂量分布较均匀,外输岗年有效剂量较小,集输岗年有效剂量较高。吉林省采油厂原油含水率分析仪在正常运行情况下,工作场所基本不会对工作人员造成职业照射,辐射防护状况良好,放射工作人员年有效剂量值均在国家规定限值范围内。     

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。     

核电废金属熔炼为容器的剂量限值研究

熔炼去污是核电金属废物最小化处理的有效方法,通过熔炼获得的铸锭产品中已经剔除大部分废金属中的超铀元素至废渣中。我国尚缺乏铸锭产品再利用指导值,根据欧共体废金属再利用推荐,作为核工业废物容器的再利用铸锭产品比活度为1Bq/g。以混有~(54)Mn、~(60)Co、~(95)Nb、~(110m)Ag、~(124)Sb和~(125)Sb放射性核素的LID-IIa型合金钢桶和FA-IV型合金钢箱作为研究对象,采用蒙特卡洛方法计算钢桶和钢箱表面和表面100cm处的剂量率。经计算,钢桶表面100cm年剂量率为0.107mSv,钢箱表面100cm年有效剂量为0.215mSv,钢桶和钢箱表面剂量值均低于我国对职业人员年有效剂量标准要求。考虑厚度为0.15cm钢桶和厚度为0.30cm钢箱对γ射线自吸收效应的情况下,钢桶和钢箱自吸收因子为1可以忽略不计。计算结果表明,熔炼后铸锭比活度为1Bq/g的铸锭可作为在核工业废物容器再利用原材料。     

某省医用电子直线加速器治疗室辐射环境监测分析

通过对省内医用电子直线加速器辐射环境监测,对比不同等级医院医用电子直线加速器辐射防护水平的差异,为放射治疗工作正常开展提供放射防护数据参考,确保放射工作人员、受检者及公众健康安全。按照标准方法采用辐射剂量仪AT1123及中子周围剂量当量仪BH3105E对加速器治疗室周围环境进行光子及中子的监测,采用热释光法对放疗科放射工作人员进行个人剂量监测。监测的24台医用电子直线加速器治疗室辐射防护剂量值低于国家标准要求,放疗科的417名放射工作人员个人剂量监测结果处于国家标准要求的较低水平,三级医院的加速器治疗室辐射防护要略好于二级医院的加速器治疗室辐射防护。该省加速器辐射防护监测结果符合国家标准规定的相关要求,对职业工作人员和公众是安全的,对周围环境影响较小。     

氚靶制备现场氚的辐射防护

氚靶制备过程中氚的辐射防护是整项工作能否顺利完成的关键之一,本文以一次氚靶制备为例,报道了氚靶制备现场氚的辐射防护。结果表明：在氚靶制备过程中,充氚手套箱、操作间和排放烟囱内的氚浓度均未达到操作现场设定的氚的管理值,本次制靶过程中外排氚量为6．78×10^9Bq;制靶期间操作间地面和工作台、仪表上氚表面污染最大值分别为23．20Bq／cm^2、1．85Bq／cm^2、11．53Bq／cm^2,均远低于GB18871—2002中规定的控制区表面放射性物质污染控制水平值;剂量监测间地面氚表面污染最大值为8．92Bq／cm^2,低于国家标准中对监督区表面氚污染的控制限值;操作人员休息间、剂量监测控制间和走廊地面氚表面污染最大值分别为15．28Bq／cm^2、3．35Bq／cm^2、14．05Bq／cm^2,低于国标中对非限制区表面氚污染的控制水平;本次充氚活动中现场工作人员所受的剂量在国家标准值以下,对公众造成的附加剂量远低于GB18871—2002中规定的限值。     

苏联核电站事故后新疆地区大气沉降物及空气气溶胶总β放射性水平

本文报道了苏联切尔诺贝利核电站事故释放出放射性物质所致新疆地区环境中大气沉降物和空气气溶胶总β放射性污染水平。北疆高于东疆,东疆高于南疆。空气气溶胶中总β放射性衰减指数(n)值为0.50,污染的主要放射性核素可分成半衰期为7.7天和54.1天两组。污染空气放射性核素导致居民肺组织的待积剂量当量,乌鲁木齐为29.6×10~(-7)sv;阿勒泰为31.6×10~(-7)sv;哈密为9.7×10~(-7)sv;喀什为4.8×10~(-7)sv。均远低于我国放射防护基本标准中规定的公众年剂量限值,对广大居民的身体健康不会产生不良影响。     

苏联核电站事故释放的~(131)Ⅰ所致牛奶、羊奶、人奶、牧草的污染水平及其转化规律

本文用四氯化碳萃取法分析测定了苏联切尔诺贝利核电站事故释放出的131Ⅰ对牛奶、羊奶、人奶和牧草的污染水平,探讨了131Ⅰ在该生物链中的转移规律及其所致居民待积有效剂量当量。结果表明,核电站事故释放出的131Ⅰ,使新疆地区牛奶、羊奶、人奶和牧草受到了明显污染。污染从5月8日开始,5月10-16日为污染高峰期,持续四十天左右降至本底水平。131Ⅰ对牧草、牛奶、羊奶、人奶的最大污染水平分别为504．2Bq·Kg-1,44．3Bq·L-1、55．6Bq·L-1和5．2Bq·L-1。 131Ⅰ由牧草向牛奶、羊奶和人奶的转移系数,两实验点分别为牛奶／牧草0．081±0．04,0．25±0．08；羊奶／牧草0．22±0．12,0．40±0．14；人奶／牛奶0．18±0．07；人奶／羊奶0．11±0．02。131Ⅰ在牧草、牛奶、羊奶和人奶中的有效半衰期分别为4．3、4．0天；6．3,6．0天；7．0、7．0天和6．4天。牛奶加热煮沸后,可除去5．2％的131Ⅰ。核电站事故释放出的131Ⅰ,经奶类所致成人(1．15μsv)和婴儿(117．8μsv)最大待积有效剂量当量,仅为乌鲁木齐地区天然辐射外照所致居民人均年有效剂量当量的1．2‰和12．8‰,且远低于我国放射卫生防护基本标准规定的年剂量限值,对居民健康不致于产生严重的影响。 ~(131)I主要来源于核武器爆炸和核工业事故,在一定的条件下可造成局部地区,甚至全球性放射性污染。~(131)I不仅裂变产额高,而且又是重要的生理元素之一。主要经食入和吸入进入到动物体内,污染牛奶、羊奶和人奶,并选择性蓄积在甲状腺中,对人体,特别是甲状腺造成内照射损伤。为了解1986年4月26日苏联切尔诺贝利核电站所释放出的大量放射性物质对新疆地区的影响,我们于5月8日开始对乌鲁木齐等地的奶类和牧草样品中的~(131)I进行了分析研究。该项工作的研究结果,为制定核事故污染时的安全防护措施提供了科学依据。对进行卫生学评价,保护环境质量和居民健康都具有一定的实际意义。