泸州市建材放射性水平与所致居民剂量

泸州市建材放射性水平与所致居民剂量田宜清泸州市卫生防疫站６４６０００我市建材品种多，数量大，为调查其放射性水平并估算建筑物所致居民照射剂量，保障居民及子孙后代身体健康，促进建材工业发展，综合利用废渣，分别于１９９０年１１月和１９９１年１１月对全市建材...     

掺废渣墙体材料建筑物室内放射性水平

为了改善室内的热环境,我国中部地区于“八五”期间建成了总建筑面积为１万余平方米的节能住宅试验示范楼。该楼墙体建筑全部采用加气混凝土砌块和改性粉煤灰砖等。采用工业废渣作建材,既节约了土地,又保护了环境。但是,由于某些工业废渣的放射性水平较高,不加区别,随意用作建材,有可能危害居民的身体健康。据此,我们以该节能住宅试验示范楼为例,对掺废渣墙体材料建筑物室内氡浓度、γ外照射剂量率及所致居民年有效剂量当量进行了调查。１　掺废渣墙体材料建筑物室内氡浓度１１　测量仪器采用美国产ＬＤ固体径迹探测器和ＲＡＤＯ…     

河北省工业废渣建筑材料放射性水平与剂量估算

目的 调查河北省工业废渣建材成品的放射性水平及所致居民剂量。方法 γ能谱法对工业废渣建材及所加废渣进行核素分析,计算工业废渣及成品内外照射指数。结果 部分产品添加工业废渣后致居民年有效剂量当量值增加。结论 经合理配比后大部分工业废渣致居民年有效剂量当量值增量不大。     

掺工业废渣新型墙体材料建筑室内222Rn浓度的研究

目的研究典型掺工业废渣新型墙体材料建造房屋室内室内氡浓度,并与理论估算结果以及传统建材房屋相比较,估算氡及其子体所致公众年有效剂量。方法利用RAD7对使用典型掺工业废渣新型墙体材料建造房屋进行室内氡浓度测量。结果掺工业废渣新型墙体材料建造房屋室内氡浓度平均值粉煤灰砖建造住房为164.75Bqm-3,煤矸石砖建筑为52.4 Bqm-32。22Rn及其子体所致年有效剂量的估算结果表明,粉煤灰砖建筑为4.15 mSva-1;煤矸石砖建筑为1.32 mSva-1;黏土砖最低为0.67 mSva-1。结论粉煤灰砖建筑室内氡浓度较高,是世界典型建筑所致年有效剂量的4倍多。     

河南部分工业废渣建筑材料放射性水平及所致居民剂量

河南部分工业废渣建筑材料放射性水平及所致居民剂量孟繁卿王建华武丽丁华光（河南省职业病防治所，郑州４５００５２）为了保障公众的健康与安全，促进建材业的合理发展，近年来我们根据有关建材的国家标准和社会需求，对河南省６市、地，２６个厂家生产的工业废渣建材进...     

轻骨料空心砌块天然放射性水平调查

为保障公众及其后代的健康和安全,以及贯彻《建筑材料放射卫生防护标准》(GB 6566—86),1995年对我市掺工业废渣(煤渣、矿渣)轻骨料空心砌块中的~(232)Th(钍)、~(226)Ra(镭)和~(49)K(钾)核素的比活度进行了调查,并估算了对居民所致的内、外照射剂量。1 样品处理和分析方法1．1 样品采集及处理:从本市各生产掺工业废渣轻骨料空心砌块厂的成品堆上采集有代表性的样品30份,每份重5kg,样品经过粉碎、过筛、烘干等     

环境外照射贯穿幅射对辽宁省居民所致剂量的估算及评价

近年来,随着人们对电离辐射所致居民剂量水平及辐射效应研究的深入,人们对环境贯穿辐射所致剂量的研究,普遍引起了重视。而天然环境对居民所致的辐射剂量中,环境外照射占有较大比重。它来源于地球γ辐射、宇宙辐射的致电离成分。这里统称为环境贯穿辐射。本文根据辽宁省环境外照射贯穿辐射剂量水平及分布一文的结果,结合人口分布及生活习惯,估算了辽宁省环境贯穿辐射对居民所致的吸收剂量、有效剂量当量及其分布;并对不同辐射水平地区居民及不同生活条件下居民所受剂量进行了比较;最后还对居民由于建筑物引起的附加照射所致的随机性有害效应进行了简单估计。     

吉安市工业废渣及其相关建材产品中放射性水平调查

目的了解吉安市工业废渣中天然放射性核素含量并进行检测分析．为合理地利用工业废渣生产建筑材料提供科学依据。方法于2006年5月至2007年12月采集吉安市煤矸石、粉煤灰、锅炉渣、粉石渣、粘土样品，共36件，采集煤矸石砖成品99件，混凝土粉煤灰砖成品24件，采用FP90041型低本底多道γ能谱仪检测^226Ra、^232Th、^40K放射比活度，按照GB6566-2001《建筑材料放射性限量》计算内照射指数、外照射指数、公众室内接受内照射的年有效剂量和室内接受γ外照射的年有效剂量和镭当量浓度。结果36件煤矸石样品^226Ra、^232h、^40K放射性比活度均值分别为122．39、65．27、1045．18Bq／kg；^226Ra、^40K放射性比活度分别高于联合国原子辐射效应委员会（UNSCEAR）1993年报告书中推荐的世界建材典型值的0.4倍和0.1倍；内照射指数和外照射指数均值分别为0.62和0.83，符合国家标准；镭当量浓度平均为296.21Bq／kg，低于OECD规定的限值（370Bq／kg）。粉煤灰和锅炉煤渣内照射指数和外照射指数接近或超过国家规定限值，镭当量浓度高于OECD规定的限值。部分地区掺工业废渣墙体材料外照射指数I，接近GB6566-2001《建筑材料放射性核素限量》极限值，所致居民公众室内接受γ外照射的年有效剂量当量接近GB18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》限值。结论该市工业废渣中^226Ra、^40K放射性水平较高，部分掺工业废渣墙体材料外照射指数、公众室内接受叫γ外照射的年有效剂量接近相关国家标准限值，生产企业在生产过程中应经常检测原材料和成品放射性水平确保产品的放射性安全。     

运城地区建筑材料γ辐射量率的调查研究

在人们受到天然本底辐射所致总有效剂量当中,因建筑材料辐射所致,约占20％以上。 随着生产的发展,大量工业“废渣”用于生产建筑材料,可能使本底γ辐射日益增高,因此我们对各种建筑材料进行调查测量,为保障广大居民身体健康和工业“废渣”处理得以合理利用具有重要意义。 我们于1989年4—5月间,对我区部分建筑材料的γ     

室内外222Rn浓度及居民所受子体照射剂量测定

目的 检测广州市室内外空气中222Rn浓度水平及其子体所致公众有效照射剂量.方法 于2003年7月～2004年6月,采用CR-39α固体径迹探测器测量广州市201间建筑物室内222Rn累积浓度,计算所致居民年有效剂量当量.结果 室内222Rn浓度范围为15.7～157.9 Bq/m3,平均值为(47.3±23.4)Bq/m3,室外222Rn浓度平均值为(20.5±8.7)Bq/m3.室内外222Rn子体所致居民人均年有效剂量当量为1.322 mSv/a,所致广州市居民集体年有效剂量当量为11 650 man·Sv/a.结论 广州市室内222Rn浓度属正常天然本底水平.     

矿渣综合利用于建材所致居民辐射影响

目的 本研究拟分析矿渣及其建材的放射性水平,估算矿渣综合利用于建材所致居民的有效剂量,为合理利用矿渣提供依据。方法 收集2005—2016 年矿渣产生量和综合利用于建材量的资料,以及不同时期、不同地区的矿渣及其建材放射性水平调查与检测的资料等。采用混凝土结构房间模型、室内建材中²²⁶Ra比活度推算平衡当量氡浓度的模式分别估算矿渣综合利用于建材所致居民的外照射和内照射剂量,进而估算居民年附加有效剂量和集体剂量。结果 矿渣中²²⁶Ra和²³²Th的含量相对较高,⁴⁰K含量较低,矿渣水泥中的放射性核素含量较矿渣中明显降低;矿渣用于混凝土和水泥混合材料相对普通水泥住房导致公众附加年有效剂量分别为0.40 mSv·a⁻¹和0.20 mSv·a⁻¹,矿渣用于建材所致公众年附加集体剂量和50年集体剂量分别为3.87×10³～1.84×10⁴人·Sv 和1.94×10⁵～9.20×10⁵人·Sv。结论 矿渣综合利用于建材使居民附加有效剂量有所增加,利用某些矿渣生产建材需要引起一定的重视;此外,矿渣综合利用于建材的方式、利用量、建材使用量等对其所致居民年附加有效剂量的影响也需关注。     

Physical models and limits of radionuclides for decorative building materials

In the past, the external exposure dose model for soil (the soil's physical model) was used to calculate the doses of decorative building materials because there was no materials model. In this paper, physical models are proposed to calculate the absorbed dose rates in air from decorative building materials by Monte Carlo simulation with the EGSnrc code. The physical models of this paper greatly differ from physical models for soil. The good agreement between simulations and measured absorbed dose rate in indoor air indicates that the results obtained by the Monte Carlo simulations are realistic. The absorbed dose rates in air calculated by physical models for soil are much higher than the measured dose rates. According to the reports of UNSCEAR 2000 and ICRP 1999, the limits of radionuclides in some kinds of decorative building materials were deduced by using the physical models for materials presented in our work. The limits of every kind of decorative building material from our work are different.     

黄山市环境辐射水平及居民受照剂量调查分析

目的研究黄山市环境辐射水平及居民受照剂量,为辐射防护和经济建设提供背景资料。方法采用FD-71型闪烁辐射仪,测量室内外、道路γ辐射剂量率;采用低本底闪烁测氡仪,测量氡浓度;采用γ能谱分析方法,测量建材中放射性核素226Ra、232Th、40K的含量。结果室内、室外、道路γ辐射剂量率均值分别为12.2×10-8Gy.h-1、8.5×10-8Gy.h-1、8.6×10-8Gy.h-1。地球γ辐射水平室内比室外高,平均比值为1.44,道路与室外的γ辐射水平差异无统计学意义。室内和室外宇宙射线辐射剂量率分别为2.7×10-8Gy.h-1和3.0×10-8Gy.h-1。室内、室外氡浓度均值分别为27.3 Bq.m-3和13.2 Bq.m-3。建筑材料除碳化砖及个别类型中的样品外,其他建材内、外照射指数均低于国家标准。结论黄山市环境辐射外照射所致居民人均年有效剂量当量为0.92mSv,其辐射水平属正常本底水平;室内、外氡浓度致居民受到的人均年有效剂量当量为1.88 mSv。在世界值范围内,传统建材放射性核素含量与世界建材典型值比较接近,其他建材有部分则高于世界建材典型值,应引起相关部门的注意。     

Measurement of the natural radioactivity in building materials used in Ankara and assessment of external doses

A total of 183 samples of 20 different commonly used structural and covering building materials were collected from housing and other building construction sites and from suppliers in Ankara to measure the natural radioactivity due to the presence of (226)Ra, (232)Th and (40)K. The measurements were carried out using gamma-ray spectrometry with two HPGe detectors. The specific activities of the different building materials studied varied from 0.5 +/- 0.1 to 144.9 +/- 4.9 Bq kg(-1), 0.6 +/- 0.2 to 169.9 +/- 6.6 Bq kg(-1) and 2.0 +/- 0.1 to 1792.3 +/- 60.8 Bq kg(-1) for (226)Ra, (232)Th and (40)K, respectively. The results show that the lowest mean values of the specific activity of (226)Ra, (232)Th and (40)K are 0.8 +/- 0.5, 0.9 +/- 0.4 and 4.1 +/- 1.4 Bq kg(-1), respectively, measured in travertine tile while the highest mean values of the specific activity of the same radionuclides are 78.5 +/- 18.1 (ceramic wall tile), 77.4 +/- 53.0 (granite tile) and 923.4 +/- 161.0 (white brick), respectively. The radium equivalent activity (Ra(eq)), the gamma-index, the indoor absorbed dose rate and the corresponding annual effective dose were evaluated to assess the potential radiological hazard associated with these building materials. The mean values of the gamma-index and the estimated annual effective dose due to external gamma radiation inside the room for structural building materials ranged from 0.15 to 0.89 and 0.2 to 1.1 mSv, respectively. Applying criteria recently recommended for building materials in the literature, four materials meet the exemption annual dose criterion of 0.3 mSv, five materials meet the annual dose limit of 1 mSv and only one material slightly exceeds this limit. The mean values of the gamma-index for all building materials were lower than the upper limit of 1.     

皖南石煤开发利用对周围环境放射性水平影响调查

目的 对皖南地区石煤开采和利用过程环境中放射性水平进行调查和研究，评价其对周围环境和居民剂量的影响。方法 本文以皖南典型石煤矿区的石煤矿、石煤衍生产品和周边环境为研究对象，通过现场测量、采样和实验室分析，获得相关数据。结果 石煤矿中²³⁸U、²²⁶Ra和²¹⁰Pb含量最高可以达到1 298 Bq/kg、1 598 Bq/kg和1 212 Bq/kg，已属于伴生放射性矿的范畴。石煤在燃烧后，煤渣中²¹⁰Pb的浓度总体有所降低，矿区周边土壤和水体样品中部分天然放射性核素的含量远高于调查地区的平均水平。通过估算，矿区周边石煤碳化砖建筑室内天然贯穿辐射外照射所致人均年有效剂量范围在1.01~1.24 mSv，氡及子体所致内照射人均年有效剂量为1.8~4.9 mSv。结论 石煤矿区的天然放射性核素已经部分转移到周边土壤和水体中，居住或工作在碳化砖房的居民的年附加有效剂量显著增加。     

降低小儿胸部DR摄影辐射剂量的研究

目的:降低小儿胸部数字X线摄影(DR)辐射剂量,探索最优化的曝光参数。方法:通过设置附加铜滤过(0～0.3mm)和管电压(60～100kVp),采用自动曝光控制(AEC)先在等效小儿胸部的水模上放置线对卡进行卧位DR摄影,然后对各组图像进行空间分辨力、噪声水平评价,同时记录入射体表剂量和mAs。选最优化摄影参数对30例患儿进行胸部正位摄影,评价图像质量。结果:①各组图像分辨力辨认最高为2.5LP/mm,各组图像背景噪声均能接受;②采用0.3mm铜滤过入射体表剂量均低于其他滤过组,差异有统计学意义(q=5.368,q=2.29,q=2.98;P<0.05);③附加滤过相同,管电压为60～80kVp,入射体表剂量随kVp增加逐渐降低,当管电压为80～100kVp时则略有增加;④相同kVp时附加滤过增厚,入射体表剂量降低,管电流增加;⑤30例患儿胸部正位摄影图像均符合诊断标准。结论:设置管电压80kVp,0.3mm铜附加滤过,采用AEC进行小儿胸部DR为最优化摄影方案,可以降低小儿入射体表剂量。     

Collective effective dose received by the population of Egypt from building materials

Natural radioactivity due to the presence of 226Ra, 232Th and 40K in selected building materials (cement, sand, bricks, gypsum and ceramic) used in Egypt was measured using a gamma-ray spectrometer with an HPGe detector. The average activity concentrations observed in different building materials ranged from 10.0 +/- 1.3 to 109 +/- 6, <2 to 55.8 +/- 2.2 and 5.5 +/- 1.7 to 684 +/- 34 Bq kg(-1) for 226Ra, 232Th and 40K, respectively. Based on these, together with previously reported results, the effective doses received by the residents of different types of house within all Egyptian governorates were assessed using the WinMat computer program. The results were below 1 mSv a(-1) in all cases. The collective effective dose indoors was assessed as 15,000 man Sv and the excess effective dose due to building materials was 0.07 mSv a(-1).     

Reducing transmitted radiation in dental radiography.

A significant amount of radiation escapes the rear of an image receptor in conventional dental radiographic procedures despite the placement of a lead-containing backing at the rear of the film pack. The purpose of this investigation was to place additional layers of lead on the film pack in an attempt to reduce transmitted radiation to tissues behind the film. Reduction of dose to tissues behind the film causes a reduction in scatter radiation to critical organs such as the thyroid gland and salivary glands. A thermoluminescent lithium fluoride dosimetry system (TLD) was used and calibrated in both the beam of interest and tissue of interest. A tissue-equivalent anthropomorphic phantom was used for dose determination. Successive layers of lead foils were added to the image receptor, and dose was determined for each additional lead foil in the tissues behind the image receptor. Two sets of exposure conditions were used, namely: 70 kVp, 10 mA, and 0.6 s, and 90 kVp, 10 mA, and 0.6 s. The beam-film-patient orientation used was for a first molar bitewing radiographic projection. Four lead layers (three additional foils equalling 3.92 x 10(-3) mm of lead) on the conventional film package resulted in a significant dose reduction. Four layers of lead resulted in a dose less than one-third that of the conventionally shielded package.     

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。     

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。