福岛核事故后常州市环境外照射剂量的变化

目的 了解常州市在福岛核事故后环境外照射剂量的变化情况。方法 按照《职业性外照射个人监测规范》GBZ 128-2002要求,采用热释光(TLD)法监测我市环境外照射剂量。结果 福岛核事故后,我市环境外照射剂量逐渐升高,一年以后回归正常。结论 我市受福岛核事故的影响,环境外照射剂量较常年略升高,但增加值远低于天然本底辐射。     

广州市天然辐射所致公众照射剂量的评价

目的 了解广州市天然γ辐射、空气中氡浓度及食物中天然放射性核素水平,估算其所致公众照射剂量。方法 分别采用FD-71A闪烁辐射仪、CR-39α固体径迹探测器、CANBRRA HPGeγ能谱仪测量了广州市室内外天然γ辐射、氡浓度水平及食物中天然放射性核素含量,根据结果计算了所致公众年有效剂量当量。结果 室内外天然辐射所致公众人均年有效剂量当量为3.018 mSv/a,所致公众集体年有效剂量当量为2.189×10⁴(man·Sv/a)。结论 广州市天然辐射属正常天然本底水平。     

深圳地铁站环境地表γ辐射水平研究

目的 分析研究深圳市地铁线路γ辐射水平及所致地铁工作人员年有效剂量评估。方法 采用UMo LB123多用途环境辐射剂量监测仪对地铁站点进行地表γ剂量率测定,计算所致工作人员的年有效剂量。结果 深圳地铁站地表γ辐射水平范围0.08~0.35 μSv/h,平均值0.168 μSv/h,地铁工作人员年有效剂量0.966 mSv/a。结论 深圳地铁站γ辐射水平属正常本底水平,不会给地铁工作人员带来额外辐射风险。     

青海省天然环境电离辐射水平及居民受照剂量的研究

目的 调查青海省天然辐射水平及环境空气中氡及其子体浓度,并估算所致居民受照剂量。方法 FD-71闪烁辐射仪现场测量地表γ,闪烁法测量氡气。结果 全省室内、室外、道路空气吸收剂量率均值分别为(21.51,27.94,17.23)×10^-8Gy·h。全省室内、室外氡浓度均值分别为20.94,8.01 Bq·m^-3;氡子体潜能分别为2.41,1.40 MWL。全省居民受天然环境外照射人均年有效剂量当量平均值为1 531 μSv。全省集体有效剂量当量为59.66×10² man.Sv。内照射剂量:氡子体致全省人均有效剂量当量为0.94mSv。结论 青海省天然环境辐射水平及所致居民年有效剂量当量属于天然本底范围。     

X射线生物辐照仪剂量学探讨

目的 探讨X射线生物辐照仪的射野剂量和周围环境辐射剂量。方法 用PTW UNIDOS电离室剂量仪测量X射线生物辐照仪正常工作状态时有效射野80%范围内的多对对称点的剂量,测量射野中心点剂量且每周重复测量一次;用451P环境剂量巡测仪测量X射线生物辐照仪正常工作状态和停机状态时前面、后面、左边、右边和顶部各方向的周围环境辐射剂量。结果 X射线生物辐照仪剂量输出连续7周测量稳定性< 1%,射野对称性为2%,射野平坦度为9.8%;X射线生物辐照仪正常工作状态的周围环境辐射剂量均值为0.194 μSv,属于本底辐射,最大值为辐照仪前面的0.308 μSv略高于且接近本底辐射最高标准。结论 X射线生物辐照仪正常工作状态时射野剂量输出稳定,射野对称性较好,射野平坦度存在瑕疵;环境辐射剂量除前面接近本底辐射最高标准,其余均属于本底辐射,建议操作者在X射线生物辐照仪出束时,远离辐照仪,尽可能减少接受辐射。     

切尔诺贝利和福岛核事故的今昔对比及引发世人的深思

目的 重点介绍历史上发生的多起核事故中最为严重的1986年切尔诺贝利核事故和2011年福岛核事故。方法 回顾性分析了切尔诺贝利和福岛两次特大七级核事故的发生及抢险、核事故的剂量及对健康的影响。结果 切尔诺贝利核事故与福岛核事故的发生时间先后相距25年。就近期辐射损伤而言,福岛核事故可能仅次于切尔诺贝利核事故对人员的危害。从远期效应测评,切尔诺贝利核事故对抢险人员、附近居民、受放射性污染的不同年龄段人员带来的健康危害的现状也可能是福岛人明天的预警。结论 切尔诺贝利和福岛这两次特大七级核事故对当地居民健康及核工业发展等带来的负面影响是惨痛的,只有尽可能遏制核事故的发生,才能确保核安、辐安、民众心安。     

山东省应对福岛核事故应急监测

目的 福岛核事故发生后,山东省环保厅组织有关力量开展辐射应急监测。方法 按照国家标准规定的监测方法进行监测,监测内容包括γ空气吸收剂量率、气溶胶、沉降灰、海水、降水、饮用水源地表水、菠菜、鲅鱼等环境介质中人工放射性核素情况。结果 通过对环境监测样品的分析,结果表明,气溶胶等样品中监测到微量的¹³¹I、¹³⁷Cs、¹³⁴Cs等。结论 山东省监测到日本福岛核事故释放的放射性核素但浓度均较低,无需采取防护措施,福岛核事故未对山东地区辐射环境产生明显影响。     

不同运输方案下乏燃料运输的辐射影响

目的 研究不同运输方案下将乏燃料从广东运至西北地区的辐射影响。方法 使用CRAMTRA 1.0程序,分别对不同运输方案下的乏燃料运输所致代表性公众和工作人员的辐射剂量进行了计算。结果 每吨乏燃料外运致公众集体有效剂量,长途道路运输的辐射影响最大（1.65×10^-3人·Sv/t）,道路-海洋-铁路联运方案的辐射影响最小（2.63×10^-4人·Sv/t）,道路-铁路联运方案的辐射影响居中（4.51×10^-4人·Sv/t）。长途道路运输方案,对工作人员造成的职业照射的集体有效剂量（6.00×10^-1人·Sv/t）要明显高于道路-铁路联运（7.93×10^-2人·Sv/t）和道路-海洋-铁路联运（1.05×10^-1人·Sv/t）方案。结论 道路-海洋-铁路联运的辐射剂量影响相对较小。     

2015年雅安市环境γ辐射剂量水平分析

目的 掌握雅安市环境γ辐射水平,了解居民生活环境天然辐射外照射水平并估算居民暴露剂量。方法 采用分层随机方式,在雅安市每个乡镇中随机选点开展环境γ辐射剂量率即时检测,并分析估算环境γ辐射剂量率水平和其对居民产生的有效剂量当量。结果 雅安市环境地表γ辐射剂量率为117.97 nGy/h,其造成的公众人均年照射有效剂量为0.72 mSv,均略高于我国平均水平。结论 雅安天然放射性环境安全可靠,不会对民众产生不良影响,适合人类居住。     

饮用水水源地水中总铀浓度监测结果分析

目的 调查各种类型饮用水水源地水样中的总铀含量，分析饮用水水源地水体中总铀浓度、摄入量及其所致年待积有效剂量，为辐射环境安全监管提供科学依据。方法 通过现场采样，采用激光荧光法分析水中铀浓度，统计2010—2018年饮用水水源地水样总铀含量，计算年摄入量和年待积有效剂量。结果 监测分析结果显示，2010—2018年饮用水水源地水中总铀浓度为0.09～4.50 μg/L，所致公众总铀年摄入量儿童和成人的最大值分别为62.58 Bq、125.16 Bq，对应的年待积有效剂量分别为4.63 μSv、6.13 μSv，符合公众年待积有效剂量限值要求。结论 近岸海水的总铀浓度相对较高，湖库水和地下水的总铀含量较低且保持稳定，近海口的地表水总铀浓度有时偏高，可能是受潮汐影响。考虑公众影响，应制定铀元素的浓度限值标准。     

X射线行李包安检设备辐射泄漏量的MCNP模拟

目的 模拟计算地铁站所使用的X射线行李包安检设备辐射泄漏量的大小。方法 采用MCNP4C程序来模拟X射线安检设备在使用过程中X射线的泄漏量。结果 人体接受到的最大辐射剂量为8.26μSv/a,但如果能保持安检设备铅帘的完整性人体受到的辐射剂量仅为0.0727μSv/a。结论 当行李进出安检机并导致铅帘产生缝隙时,辐射泄漏量会显著增大;人体所受到的最大辐射量仍低于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)中规定的10μSv/a的豁免标准。     

某机场X射线行李包检查系统辐射安全评价

目的 检测某机场X射线行李包检查系统辐射水平,并对其进行辐射安全性评价和放射性豁免分析。方法 在X射线行李包检查系统表面两侧、出入口、上方、安检人员操作位和旅客通道各选一个测量点,用451P辐射测量仪进行测量。结果 三种型号的X射线行李包检查系统均以行李包入口侧空气比释动能率为最高,最高值为2.14μGy/h,其次为行李包出口侧。左侧、右侧和顶部基本接近本底辐射水平。工作人员操作位和旅客通道均值分别为0.11和0.01 μGy/h,每位工作人员每年由此增加的辐射剂量最大约为0.16 mSv/a。X射线行李包检查所增加的集体有效剂量约为0.01 man·Sv。结论 正常工作状态下,机场X射线行李包检查系统的使用不会对工作人员和旅客产生辐射危害,但不能对机场X射线行李包检查这一实践予以放射性豁免。     

儿童CT扫描有效剂量估算

目的 了解儿童CT检查有效剂量水平,为儿童CT扫描辐射危险评价提供依据。方法 通过测量CT剂量指数,计算得到剂量长度乘积(DLP),利用DLP与有效剂量E之间的相关性、线性关系及儿童相对于成人的归一化系数,估算儿童CT检查不同扫描部位的有效剂量。结果 儿童CT扫描有效剂量已达到年自然本底辐射水平。结论 对于儿童辐射危险度的评价,有效剂量存在一定的局限性。     

广州市天然γ辐射水平及所致公众照射剂量

目的了解广州市天然γ辐射水平及其分布规律,估算其所致公众照射剂量。方法采用FD-71A闪烁辐射仪测量了广州市室内外天然γ辐射水平,计算了所致公众年有效剂量当量。结果室内天然γ辐射水平范围为9.66×10-8～27.5×10-8Gy/h,平均值为(17.61±2.61)×10-8Gy/h。室外天然γ辐射水平范围为6.59×10-8～28.39×10-8Gy/h,平均值为(13.32±2.86)×10-8Gy/h。室内外天然γ辐射水平所致公众人均年有效剂量当量为1027.4μSv/a,所致公众集体年有效剂量当量为7450.8man.Sv/a。结论广州市天然γ辐射属正常天然本底水平。     

PET/CT防护检测及评价

目的 对一台PET/CT防护进行检测,以评价该实践对职业人群和公众的辐射影响。方法 分析PET/CT工作场所的辐射源项,在最大工作条件或典型工作条件下,检测中子、X射线和γ射线的外照射水平,并根据检测结果估算职业人员和公众的年剂量水平。结果 各检测点的中子外照射未检出,X射线和γ射线外照射水平在0.08~47.5μSv/h之间,对职业人员和公众所致的最大附加年剂量分别为948.6μSv,和21.6μSv。结论 该实践所致的工作人员和公众的照射剂量符合国家相关标准的要求。     

海阳核电站周边地区环境γ辐射剂量率水平调查与评价

目的 获取海阳核电站运行前周边地区的环境γ辐射剂量率本底数据,为评价核电站运行后对周边环境的影响提供依据。方法 利用GR 460车载辐射监测系统,在海阳核电站周边30 km范围内开展现场巡测,并估算居民暴露剂量。结果 周边环境γ辐射空气吸收剂量率的范围为39.6~109 nGy/h,均值为72.2 nGy/h,距离核电站0~5、5~10、10~20、20~30 km区域内的γ辐射空气吸收剂量率均值间有显著差异性,室外环境γ辐射剂量率所致居民的人均年有效剂量为84.8 μSv。结论 海阳核电站周边地区的环境γ辐射剂量率及其所致居民暴露剂量均属于我国正常本底水平之内。     

上海市地铁站行李包安全检查系统防护情况调查

目的 掌握地铁站X射线行李包检查系统放射防护现状和基本情况,为加强放射卫生防护管理工作提供基础资料。方法 用X-γ辐射剂量当量率仪监测安检仪周围辐射剂量。结果 安检机入口和出口位置辐射剂量,分别为(1.928±1.093)μSv/h,和(0.341±0.219)μSv/h,显著高于环境本底值,差别有统计学意义(P < 0.001)。入口和出口5个位置中,下方辐射剂量最高,有3台仪器监测结果超标,其次是中间位置,有2台仪器监测结果超标。结论 安检机工作时会产生一定的辐射泄漏,建议加强X射线行李包检查系统的管理、维护,加强相关放射防护知识宣传与培训,并做好工作人员的健康监护工作。     

广西大中型医院DR机房辐射环境监测与评价

目的 了解广西区内大中型医院DR机房的防护现状,评价DR运行过程中对周围环境、职业人员、公众成员产生的辐射影响,为DR项目的辐射安全管理提供依据,为相关防护标准的制定提供数据支持。方法 按国家有关标准与监测规范,对DR设备机房及周围环境规范合理布点,利用X-γ剂量率仪对广西区内54家大中型医院在用的169台DR设备机房开展辐射环境监测,根据监测数据进行评价。结果 169台DR设备机房屏蔽体外0.3 m处的周围剂量当量率H*（10）均小于2.5 μSv/h。结论 广西大中型医院DR机房的屏蔽能力能够满足辐射防护要求,辐射工作人员与公众成员接受的年有效剂量符合相关标准的要求。     

莱芜市医疗照射水平调查

目的 探讨由医疗照射电离辐射引起受检者与患者健康的潜在影响和可采用的有效控制管理技术措施,以改善医疗照射电离辐射防护卫生质量。方法 通过对医疗照射水平的调查研究,合理配置与使用医疗照射卫生资源,采用降低受检者与患者一次医疗照射电离辐射照射剂量,提高医疗照射检查阳性率和医疗技术成果控制医疗照射所致公众电离辐射剂量负担。结果 莱芜市1996年,1998年医疗照射检查频率每1 000人口分别是200.70人次和223.23人次,男、女性别之比为1:1.21;1996年、1998年医疗照射检查阳性率分别是64.48%,69.24%,X射线诊断检查平均每人次受照有效剂量3.61 mSv;1996、1998年度X射线受检者所致电离辐射集体剂量分别是529.680人·Sv和646.810人·Sv;1998年每次X射线诊断受检者平均辐射危险度40.89×10^-6。结论 公众所受电离辐射最大人为因素主要源于医疗照射。对其加强监督管理和有效防护是改善医疗照射电离辐射防护卫生质量主要措施。     

241Am-Be中子源测井的辐射剂量估算与防护措施探讨

目的 调查研究²⁴¹Am-Be中子源测井过程中操作人员所受辐射剂量,探讨测井中子源的管理及防护对策。方法 通过对某公司操作现场观摩和现场测量,获取中子源表面γ剂量率、中子剂量率以及取源、运输、装源等过程的操作时间和距离等参数,计算²⁴¹Am-Be中子源测井过程中操作人员所受到的辐射剂量,分析操作人员所受个人有效剂量的来源和占比。结果 一次源罐检查、搬运和检测过程中的中子照射和γ射线照射的有效剂量分别为94.17 μSv和2.72 μSv,一次装源和取源的中子照射和γ射线照射的有效剂量分别为36.66 μSv和24.08 μSv,中子源一次测井全过程的中子照射和γ射线照射的有效剂量分别为130.83 μSv和26.80 μSv;按每年测井100次估算,则中子源测井总的年有效剂量为15.78 mSv。结论 某公司²⁴¹Am-Be中子源测井过程中操作人员所受剂量主要为中子照射剂量,需要加强中子源管理和采取有效的中子辐射安全管理与防护措施。