美国内陆核电厂环境地表水与饮用水辐射监测与评价

目的 论证内陆核电厂运行可能对受纳水体地表水和饮用水的长期累积影响,为我国内陆核电厂的选址和建设提供参考。方法 调研美国38个典型内陆核厂2005-2011年的环境辐射监测报告,分析其核电厂液态流出物对厂址周围地表水和饮用水中放射性监测结果,包括总β、氚、γ放射性核素、¹³¹I等。结果 美国内陆核电厂运行可能对内陆核电厂运行对环境水体造成影响的主要因素是氚,少数核电厂受纳水体中的氚浓度处于较高水平,与受纳水体环境条件有关。结论 美国内陆核电厂运行未对厂址附近环境水体造成放射性影响,对厂址周围公众造成辐射剂量水平可以忽略。相应结论可为我国内陆核电厂的选址和建设提供参考。     

石煤灰渣建材辐射环境影响评价

目的 对我国某石煤综合利用项目灰渣建材的辐射环境影响进行了预测评价研究。方法 通过石煤灰渣中放射性核素浓度估算灰渣建材中放射性核素浓度,评估对公众造成的辐射剂量及建材的辐射射风险指数。结果 石煤灰渣用作建筑主体材料后将明显增高公众辐射照射剂量,包括γ辐射外照射和氡吸入内照射剂量。结论 建议根据灰渣建材的工艺,加强监测和管理,有选择地用于建材生产,满足国家标准对建材中放射性核素限量的要求,减少公众使用石煤灰渣建材而受到的辐射照射。     

101堆废水贮存罐区源项调查

目的 通过源项调查判断101堆废水贮存罐的运行状态。方法 对废水贮存罐周围的地下水和土壤及转运泵房进行调查,通过现场测量和取样实验室分析,找出土壤污染严重的区域和辐射剂量水平较高的区域。结果 对废水贮存罐周围土壤及地下水分析结果表明,废水贮存罐在已往运行期间没有对周围土壤及地下水造成不良影响;对转运泵房调查结果表明转,运泵房区域土壤及转运泵房内部地面受到了不同程度的放射性污染。结论 总体上讲,101堆废水贮存罐运行状态良好。     

四川省某试验堆外围环境中氚水平

目的 为调查四川省内某高通量工程试验反应堆（HFETR）外围环境中氚浓度水平。方法 2010年至2014年分析了距离试验堆5 km范围内的江水、浅井水、空气（氚化水蒸汽）和降水样品,样品均按照GB 12375-90《水中氚的分析方法》进行处理,并采用超低本底液体闪烁谱仪测量。结果 HFETR 1 km范围内空气和降水中氚浓度较高,随着监测点位与HFETR的距离增加,氚浓度呈明显下降趋势。江水和浅井水中氚浓度均处于正常水平,说明HFETR在正常运行情况下,氚的排放对环境造成的影响较小。结论 成人经各种途径摄入氚的年待积有效剂量最高为2.1×10^-8Sv/a,仅占公众年剂量限值的2‰左右。     

VVER机组商运后的氚剂量监测与评价

目的 田湾核电站VVER机组厂房设计、工艺系统与其他压水堆电站存在部分差异性，为保障工作人员的健康，开展了氚相关的剂量监测和评价工作。方法 商运后，通过核岛厂房中空气中氚化水的单位体积内放射性活度监测和工作人员尿氚监测两种监测方式开展。结果 机组解列状态下，反应堆厂房空气中氚浓度未超过12 000 Bq/m³，其余检修节点，反应堆厂房空气中氚浓度未超过4 500 Bq/m³；所有检修节点，其余核岛厂房氚浓度均未超过600 Bq/m³；工作人员历史尿氚剂量监测结果基本低于40 μSv；氚致内照射集体剂量占总集体剂量比例在1%以内。结论 田湾核电站未发生过工作人员意外摄入氚事件，氚致个人剂量和集体剂量都较低，辐射风险较低。     

高能质子治疗系统辐射环境影响评价关键问题探讨

目的 分析高能质子治疗系统辐射环境影响评价中重点关注的问题并提出建议，为该类型核技术利用活动的环境影响评价提供参考。方法 就近期国内某质子治疗系统辐射环境影响评价实例展开探究，从辐射污染源项、辐射屏蔽计算评价、感生放射性分析、人员受照剂量估算等几个方面，梳理重点关注的问题，并提出建议。结果 质子治疗系统辐射环境影响评价中，确定工作场所屏蔽体外剂量率水平控制限值时应重点关注相邻旋转束治疗室迷道内墙入口及其机架区；分析计算感生放射性时，除空气、冷却水、结构部件、混凝土墙、土壤和地下水等要素外，还应重点关注治疗室内病人的感生放射性；估算工作人员受照剂量时，除直接外照射途径，还应综合考虑治疗室内感生放射性对工作人员的剂量贡献。结论 高能质子治疗系统作为大型医疗设备，应综合考虑各类影响因素，科学、客观的进行环境影响评价工作。     

某micro-PET中心的辐射监测与放射防护评价

目的 了解micro-PET回旋加速器中心运行过程中的对周围环境、放射工作人员和公众的辐射影响。方法 通过现场监测回旋加速器中心对周围环境产生的辐射水平。对产生的主要放射性污染源及污染途径进行分析。结果 micro-PET中心运行过程中放射工作人员、公众接受的辐射剂量可达0.31 mSv/a和0.1 mSv/a,对周围环境造成一定辐射。结论 micro-PET项目对环境、公众、放射工作人员的影响均符合有关规定,放射性废物经有效处理达到排放要求。     

某企业工业废水中放射性致环境影响评价

目的 研究某企业主要工业废水中放射性对环境的影响。方法 对该企业主要生产线排出的工业废水进行了放射性核素、总α和总β水平的分析。结果 当采用上清液进行测量时,废水基本上均不超标;当采用混合液测量时,超标废水明显增多。结论 废水未经沉淀,夹渣排放;某稀土厂废水是污染负荷的主要因子。因此建议增加沉淀设施,使废水排放符合国家标准。而该企业总排水在任何状态下均符合国家污水排放标准。     

某PET中心辐射环境影响评价

目的 对广州某PET(正电子断层显像)中心进行辐射环境影响评价,了解该建设项目对环境辐射的影响。方法 分析PET项目的污染源项和污染因子,对回旋加速器机房外照射屏蔽和项目产生的放射性废水、放射性废气和放射性固体废物进行评价。结果 PET加速器机房周围职业和公众所接受的辐射年有效剂量均小于项目管理值5 mSv(职业)和0.25 mSv(公众)。结论 PET项目对职业人员和公众的辐射影响可控制在项目管理值以内。项目产生的放射性废水、废气和固体废物经有效设施处理后,可达标排放。     

一例居室内装饰材料负离子免漆板的辐射水平评价与相关监管建议

目的 对含放射性物质的室内装饰材料负离子免漆板的放射性水平进行测量与评价,对发现的问题探讨解决的办法与对策。方法 依据国家标准对材料的放射性比活度以及室内环境γ剂量率进行监测与分析。结果 该负离子免漆板所含放射性符合GB 6566—2010中A类装修材料的技术指标要求,但其造成的室内环境辐射水平和对用户造成的个人附加剂量有明显增加。结论 低剂量辐射对个人心理健康影响不可忽视,需加强对含放射性物质产品的监管,慎重评价与判断产品的正当性。     

临床核医学I-131核素治疗环境影响的分析与评价

目的 掌握I-131核素治疗场所环境影响的释放源项及关键照射途径,给出按病例归一化的放射性废气有组织年释放量及80km范围内公众受照剂量估算。方法 通过现场取样监测数据,推算按病例数归一化的放射性废气年释放量,采用Screen3程序和AirDos程序分别计算了放射性废气无组织排放和有组织排放对周围环境不同公众的剂量影响。结果 烟囱排放口有组织年释放量按病例归一化平均释放量为6.6E+06 Bq/例。无组织排放的放射性废气泄露到环境中的年释放量约1.4E+07 Bq/a。全国四大区域滨海北方、滨海南方、内陆北方、内陆南方公众不同年龄组中幼儿受照剂量最大,排放高度20 m所致公众个人剂量高出排放高度50 m约6倍,公众的集体有效剂量比50 m平均高出2倍。结论 建议监管部门关注治疗场所近区内环境敏感点空气中I-131核素的浓度变化和放射性气载流出物过滤系统的有效性;医院在进行核素治疗场所的选址和设计时,需要根据周围环境敏感点的分布以及医院内部布局,选择主导风向的下风向,远离儿童、妇产科的住院病房进行建设。     

核污水的环境及健康影响——从福岛核污水排放说起

2021年4月,日本政府决定向海洋排放福岛第一核电站核污水,引起全世界的广泛关注.核污水中的放射性物质可能随着海洋环流、地下水或碳循环等作用对环境造成影响.此外,核污水排海可能会使人们面临长期低剂量污染带来的健康影响.基于此,本文将从宏观上论述核污水可能带来的全球性环境影响,从个体的角度阐述核污水可能带来的健康影响,以...     

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。     

云南环境γ辐射剂量率测量与分析

目的 了解云南环境γ辐射剂量率水平,为辐射环境质量控制提供科学依据。方法 通过对历年云南环境γ辐射剂量率即时测量、累积测量、连续测量及导出结果的对比分析,提出更具代表性的合理化建议。结果 云南环境γ辐射剂量率总体稳定,不同测量方法的关注点不尽相同,监测结果受测量仪器、测量场地、测量天气及测量人员等因素的影响差异较大。结论 环境γ辐射剂量率的直接测量与间接测量,虽各有利弊,却能相互印证,互为补充。     

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。     

某扩容γ辐照加工装置辐射安全分析与评价

目的 评价某γ辐照加工装置扩容后的辐射防护效果及运行安全性,保障环境辐射安全。方法 通过测量辐照装置工作场所及周围环境瞬时γ辐射剂量率、外照射累积剂量、贮源井水放射性核素含量、工作人员个人剂量等放射性指标,统计分析及核查运行系统故障率及安全保障系统的有效性等运行指标,评价该γ辐照加工装置扩容后运行的辐射防护效果和运行安全效果。结果 结果表明,扩容后辐照装置工作场所及周围环境瞬时γ辐射剂量率为0.042~0.55 μGy·h^-1,γ外照射年累积剂量水平在0.07~0.97 mSv之间,贮源井水中⁶⁰Co活度浓度未检出,工作人员年个人有效剂量在0.079~1.58 mSv·a^-1,工艺系统运行故障率保持在0.5%~1.0%的水平,所有安全保障设施正常有效。结论 该设施扩容后辐射屏蔽设施防护水平可以满足国家相关标准要求,公众人员和辐射工作人员年有效剂量满足低于1mSv·a^-1和20 mSv·a^-1的限值要求。     

钴-60放射源货包运输跌落事故的辐射影响分析

目的 探讨B（U）型钴-60运输货包发生严重跌落事故后,对事故处理人员、公众,以及事故处理后重新启动运输的相关工作人员及公众的辐射影响。方法 选取国内一条贯穿南北的典型运输路线,对B（U）型钴-60运输货包发生严重跌落事故的辐射影响进行分析。结果 B（U）型钴-60运输货包发生跌落事故后,事故处理人员所致最大剂量为3.2 mSv;距离事故10m处的公众所致最大剂量为5.6×10^-2 mSv;事故货包重新启运后对运输工作人员所致最大剂量为9.6 mSv,对运输沿线公众所致最大剂量为5.2×10^-2 mSv。结论 B（U）型钴-60运输货包发生严重跌落事故后,对事故处理人员以及事故处理后重新启动运输的相关工作人员所致剂量最大为载货司机,低于事故处理人员剂量控制值10 mSv;对事故点公众及事故处理后重新启动运输后运输沿线公众所致剂量低于事故公众剂量控制值1 mSv。