三门湾宁波区域核电站运行前放射性本底的监测分析

目的了解三门湾宁波区域核电站运行前环境辐射水平和环境介质放射性水平,建立环境本底分布基线资料。方法通过现场监测和实验室检测获取核电站宁波区域30 km范围内环境γ外照射剂量率和生物介质(水源水、农产品、水产品和晨尿)的放射性水平基线数据。结果原野环境γ外照射剂量率的平均值为86.47 n Gy/h±5.25 n Gy/h,距核电站10 km监测区域环境γ外照射剂量率低于10 km以上的区域。不同季节原野γ外照射剂量率比较差异无统计学意义(P0.05)。居民晨尿中放射性核素3H和137Cs监测值分别为1.716 Bq/L±0.654 Bq/L和1.037 Bq/L±0.038 Bq/L,农产品检出值均远小于国家标准中对食品中放射性物质的限值要求,水源水样品总放射性指标符合国家饮用水标准。结论建立监测区域核电站运行前放射性本底背景值,为核电站运行后三门湾宁波区域的长期监测和数据比对提供参考。     

2010-2014年三门湾宁波区域环境与居民肿瘤发病基线数据调查

目的 掌握核电站运行前2010-2014年三门湾宁波毗邻区域居民恶性肿瘤发病数据资料和环境放射性本底数据。方法 采用碘化钠闪烁体探测法监测放射性本底背景值,通过浙江省慢性病监测信息管理系统导出2010-2014年监测区域居民新发肿瘤病例资料,对肿瘤新发病例的总体发病情况、发病顺位、年龄别发病分布以及辐射敏感肿瘤的发病情况进行描述性分析。结果 监测区域环境γ外照射剂量率背景值为（86.47±7.82）nGy/h;2010-2014年三门湾宁波毗邻区域共报告恶性肿瘤新发病例6 270例,肿瘤标化发病率为207.97/10万,前5位肿瘤依次为肺癌（18.49%）、肝脏和肝内胆管肿瘤（10.52%）、胃癌（7.87%）、结直肠及肛门肿瘤（6.97%）和甲状腺癌（6.83%）;而该区域辐射敏感肿瘤的标化发病率分别为3.56/10万（白血病）和14.95/10万（甲状腺癌）。结论 研究结果客观展示了核电站宁波区域30 km范围内的环境放射性本底背景值和居民恶性肿瘤的发病情况,为核电运行后环境放射性监测数据和居民健康数据的前后对比和关联性分析提供参考。     

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。     

秦山核电站运行11年后周围居民受照剂量及其健康状况调查研究

目的 了解秦山核电站运行11 a后是否对周围环境和人群健康产生影响。方法 通过现场监测和采样分析取得核电站周围20 km范围内环境及其样品的放射性水平;通过回顾性辐射流行病学调查取得核电站周围20 km范围内居民健康状况资料。结果 秦山核电站运行11 a后,当地环境及其主要食品样品中的放射性水平属正常本底,居民受天然电离辐射外照射所致剂量为1.15 mSv,经由膳食摄入⁹⁰Sr、¹³⁷Cs所致居民全身年有效剂量为0.75 μSv;运行前后该地区人口前五位死因均为呼吸系统、循环系统、恶性肿瘤、损伤和中毒、消化系统疾病,在死因顺位上略有差异。结论 秦山核电站运行11 a所释放的放射性物质未对周围环境放射性水平和人群健康产生影响。     

某锆英砂加工企业的放射性分析与讨论

目的 调查某锆英砂加工企业原料及产品的放射性,掌握生产环节放射性在物料中的分布及对环境的影响,为加强环境管理和污染防治提供科学依据。方法 对锆英砂原料及产品表面进行γ空气吸收剂量率的现场监测,并对采集的锆英砂原料、产品和厂区内外土壤样品的天然放射性核素含量进行分析。结果 锆英砂原料、氧化锆及二氧化硅产品表面的γ空气吸收剂量率为当地天然本底水平的16~28倍,部分样品中²³⁸U含量超过了豁免水平,且厂区内土壤样品中的天然核素含量高于厂区外土壤样品。工作人员外照射剂量估算值为1.24 mSv/a。结论 锆英砂加工环节各物料的放射性水平明显高于环境本底水平,且波及厂区内土壤,企业应加强对生产加工环节的管理并建立良好的安全文化,防止污染扩散。     

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。     

昆明辐照中心周围环境放射性水平调查

目的 调查昆明三家辐照中心环境放射性水平情况。方法 采用FD-3013A辐射仪和FJ-427A1型热释光剂量仪分别测量辐照中心环境中γ辐射剂量率和辐射工作人员个人剂量;采用γ能谱仪和低本底α、β检测仪分别测量土壤中²³⁸U、²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K、¹³⁷Cs、⁶⁰Co活度和水体中总α、总β活度。结果 三家辐照中心土壤中天然放射性核素²³⁸U、²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K的活度范围分别为8.223.6 Bq/kg、10.621.2 Bq/kg、15.129.7 Bq/kg、41.7103.4Bq/kg,未检测出人工放射性核素¹³⁷Cs和⁶⁰Co;贮源井水总β活度分别为0.003 Bq/L、0.002 Bq/L、0.01 Bq/L;三家辐照中心空气中γ辐射剂量率均值分别为0.09μGy/h、0.10μGy/h和0.07μGy/h;工作人员人均年有效剂量当量分别为0.19 mSv、0.16 mSv和0.16 mSv。结论 三家辐照中心辐射环境水平属于正常水平,没有放射性污染。Back     

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。     

离子型稀土矿辐射水平及其所致工作人员剂量

目的 通过调查广东省、江西省4座离子型稀土矿辐射水平,进行工作人员剂量评价,为保护工作人员健康和制定监督管理策略提供科学依据。方法 采用Rn-Tn累积探测器、RAD7连续测氡仪、BWLM-PLUS氡子体测量仪、X（γ）辐射剂量当量率仪和γ谱仪,对稀土矿进行了²²²Rn/²²⁰Rn及其子体、γ辐射水平和土壤（原矿）中放射性核素含量的监测与分析。结果 稀土矿山顶的工人值班室²²⁰Rn浓度范围388～871 Bq/m³,灼烧车间γ剂量率560 nGy/h。除土壤中放射性核素²²⁶Ra、²³²Th含量偏低于环境对照点外,其他工作场所辐射水平均略偏高于环境对照点。结论 工作人员所受年附加有效剂量在0.15～8.06 mSv/a之间,低于工作人员年有效剂量限值。     

某地下坑道工作场所放射性水平调查

目的 了解地下坑道中放射性氡及γ外照射对职工产生的年剂量水平。方法 使用FD-3013A型X、γ剂量率仪及NR667A型氡浓度测定仪测定坑道中γ外照射剂量率及氡浓度。结果 由γ外照射贡献所致职工年有效剂量为0.210~0.285 mSv,平均为0.240 mSv;氡引起的内照射所致年有效剂量为0.102~0.255 mSv,平均为0.185 mSv。结论 该工作场所的放射性指标符合国家标准。     

云南某铅矿放射性核素水平及矿工所受γ外照射剂量估算

目的 调查铅矿石中放射性核素活度浓度并估算矿工接受年有效剂量。方法 现场调查采集铅矿井下工作场所矿石样品,利用γ能谱仪测量矿石样品中放射性核素比活度,从而估算矿工接受的辐射剂量。结果 在分析的13份矿石样品中,天然放射性核素²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K活度浓度均值分别为41.8、20.2和44.0 Bq/kg,估算所致矿工年有效剂量约为0.09 mSv。结论 铅矿井下工作人员接受天然γ辐射水平较低。     

131I放射性药物生产工作人员剂量估算与评价

目的 理论估算¹³¹I放射性药物生产过程中放射工作人员的外照射和内照射剂量,与现场辐射监测结果比较,探讨放射工作人员年受照剂量估算与评价方法。方法 以某一¹³¹I放射性药物生产企业为例,通过估算工作人员在分装、转移、包装以及转运四个环节工作人员全身和手部剂量率以及工作人员操作过程中对¹³¹I核素的摄入量,全面分析工作人员外照射和内照射剂量。结果 理论估算外照射最大受照剂量为3.23 mSv/a;实测推算工作人员外照射最大受照剂量为1.72 mSv/a,理论估算结果比监测结果保守;工作人员手部外照射受照剂量偏高112.3 mSv/a,约占年剂量限值的1/5;内照射剂量为0.23 mSv/a,占总受照剂量7.1%。结论 放射性药物生产¹³¹I项目对工作人员辐射影响分析时,工作人员手部受照剂量偏高,应采取必要的辐射防护措施,加强防护和管理;其次工作人员内照射剂量不容忽视,应设计合理的气流组织,定期对气溶胶进行有效监测。     

福清核电站运行前环境γ辐射水平及所致居民剂量估算

目的 调查福清核电站运行前环境地表γ辐射剂量率及其所致居民暴露剂量。方法 按照《环境地表γ辐射剂量率测定规范》(GB/T 14583-1993)和《辐射环境监测技术规范》(HJ/T 61-2001)的要求,用GPS全球定位器确定监测点位置,选择17个监测点作为调查区,用Radalert 100 Nuclear放射性检测仪测量环境γ辐射空气吸收剂量率,估算居民暴露剂量。结果 核电站周围17个监测点的环境地表γ辐射空气吸收剂量率居室内变化范围为96~238nGy/h,平均值为191 nGy/h,居室外变化范围为73~177 nGy/h,平均值为144 nGy/h,由环境辐射外照射致福清市居民人均年有效剂量为1113.6 μSv,集体年有效剂量为1375.1 man·Sv。结论 福清核电站周围地表γ辐射空气吸收剂量率水平属于福建省正常环境放射性本底水平。     

海南部分地区土壤样品中放射性水平调查

目的 对海南部分地区土壤样品中的放射性水平进行评估。方法 在2012年期间,为了评估土壤中放射性,在中国海南省收集表层土壤样品。用低本底高纯锗γ谱仪测量了15个土壤样品中的放射性。结果 样品中²²⁶Ra、²³²Th和⁴⁰K的平均放射性浓度分别为(26.3±1.0),(23.7±0.90)和(366.1±13.4) Bq·kg^-1。而¹³⁷Cs的活度浓度变化范围值< 0.35 Bq·kg^-1(最小可探测活度浓度)到2.25 Bq·kg^-1。通过使用土壤样品中²²⁶Ra、²³²Th和⁴⁰K的数据结果推算户外空气中γ剂量率值为(41.7±1.5) nGy·h^-1。土壤中放射性核素所致居民人均外照射年有效剂量为0.05 mSv。结论 土壤样品分析结果表明,所有调查点的测量结果属正常环境水平,未见异常。     

某实验室放射性水平调查及辐射安全管理初探

目的 通过实际测量调查,了解某生物实验室放射性同位素标记的放射性污染水平。方法 使用Identifinder-N型X、γ剂量率仪、BH3206型表面沾污仪进行工作场所监测。结果 部分工作场所环境γ外照射明显高于环境本底水平,β放射性表面污染属于正常本底水平。结论 加强对同位素工作场所辐射安全管理,降低工作场所环境放射性水平。并提出相应的辐射防护。     

新疆大学校园辐射环境水平调查

目的 调查新疆大学校园辐射环境水平。方法 以新疆大学校园辐射环境水平为研究对象,初步调查校园环境外照射辐射剂量、氡气浓度以及土壤和水体中的天然放射性核素浓度。结果 校园内环境γ吸收剂量率范围为71.9~90.8nGg/h,氡气浓度13~29Bq/m³,土壤和水体中的天然放射性核素浓度也均在当地本底范围内。结论 新疆大学校园内辐射环境水平处于新疆本底值范围内,未见异常。     

铅矿砂人工放射性核素污染的分析

目的 加强对矿砂类放射性监测,防止放射性污染物流入我国,保护环境和人体健康。方法 对该批用集装箱装运的铅矿砂实施γ辐射监测,并进行放射性核素分析。结果 集装箱外γ辐射剂量当量率最高处达5.52μSv/h,超过本底值46倍,超过国家标准5.52倍;放射性核素¹³⁷Cs的活度浓度146 kBq/kg。结论 货物中γ辐射剂量当量率严重超标,含有人工放射性核素¹³⁷Cs。     

某稀土企业环境放射性水平调查

目的 调查和掌握某稀土企业环境放射性水平,为放射性污染防治提供对策。方法 对稀土厂环境γ外照射剂量率、土壤放射性核素比活度、地下水总α、总β比活度进行检测。结果 部分工作场所环境γ外照射明显高于环境本底水平,土壤天然放射性核素比活度略高于江苏省平均值,地下水总α、总β比活度无明显变化。结论 加强对稀土生产企业的管理,降低环境放射性水平。     

居室环境放射性现状评价

目的 为了掌握居室环境放射性水平,并对当前室内环境的放射性水平做出评价。方法 使用自制的"室内环境放射性评价测量盒"(专利号:ZL200620082698.7)对室内环境中²²²Rn活度浓度、²²⁰Rn活度浓度、²²⁰Rn子体的平衡当量浓度(EEC_Tn)以及γ外照射剂量率进行测量。结果 测量济南市室内²²²Rn共411间次,活度浓度范围为18~203Bq·m^-3,呈对数正态分布,几何均值为45Bq·m^-3;测量室内²²⁰Rn共203间次,其活度浓度范围为1~167Bq·m^-3,几何均值为16Bq·m^-3;测量室内²²⁰Rn子体的平衡当量浓度共204间次,其活度浓度范围为0.015~10.230Bq·m^-3,几何均值为1.082Bq·m^-3;测量室内γ外照射剂量率共412间次,其γ外照射剂量率范围为0.041~0.167μSv·h^-1,呈正态分布,算术均值为0.106μSv·h^-1。结论 居民由²²²Rn及其子体造成的内照射剂量为1.189mSv/a;由²²⁰Rn及其子体造成的内照射剂量为0.255mSv/a;由γ外照射外照射剂量为0.743mSv/a;年均总剂量为2.187mSv,最大年均剂量已超过5mSv。     

某地下施工坑道放射性水平调查

目的 调查地下施工坑道中放射性水平,获取工作人员年受照有效剂量,为对工作人员实施放射性职业危害评价提供科学依据。方法 使用FH40G多功能辐射监测仪及RAD7测氡仪对坑道工作场所的γ射线剂量率及氡浓度实施测量。结果 由γ射线所致的外照射年有效剂量平均值为1.207mSv;由氡所致的内照射年有效剂量平均值为1.196mSv。工作人员受到的总的个人年有效剂量平均值为2.402mSv。结论 所测的地下坑道工作场所放射性水平符合国家标准规定。