某水源水总α放射性水平调查与评价

目的 对某区部分点位总α浓度较高的饮用水源水进行核素分析和内照射剂量估算,并提出合理解释和可能的解决方案。方法 总α浓度及核素分析参照现行国内相关标准进行测量,摄入的内照射剂量估算参照国际通行的公式。结果 基于总α的测量结果,长期饮用该水源地生水的居民,其内照射年有效剂量均值为0.09 mSv/a,最大值有可能超过饮用水剂量指导水平（0.1 mSv/a）;饮用水中总α放射性主要是由U和²²⁶Ra贡献的,内照射剂量U占小部分,主要来源于²²⁶Ra,但未超过WHO关于饮用水所致辐射的健康效应有关放射性核素浓度的指导水平。结论 该地区地下水总α放射性偏高的原因可能与该地区的地质结构有关。地下水在其形成过程中,溶入了围岩中的天然放射性核素,最终导致结果偏高。     

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。     

四川涉核地区食品放射性核素含量及其所致居民剂量

目的 分析四川省核设施周边地区食品中天然和人工放射性核素含量,了解其所致居民剂量。方法 分别采集四川省A-E市核设施周边和对照区粮食、蔬菜、奶粉、茶叶、肉类五类食品样品,依据国家标准,使用高纯锗（HPGe）γ能谱仪测量样品中²³⁸U、²²⁶Ra、¹³¹I、²³²Th、¹³⁷Cs、¹³⁴Cs、⁵⁸Co、¹⁰⁰Ag^m、⁶⁰Co、⁴⁰K等放射性核素的比活度,进行统计学分析,并对其所致居民剂量进行估算。结果 197个有效样品中,放射性核素检出率⁴⁰K（100%） > ²³²Th（50.8%） > ²²⁶Ra（38.5%） > ²³⁸U（15.2%） > ¹³⁷Cs（13.2%）;26个样品检测出人工放射性核素¹³⁷Cs,¹³⁷Cs比活度均未超过国家浓度标准,川内产奶粉比活度高于川外产奶粉;样品放射性核素所致居民总年待积有效剂量平均为0.22 mSv,人工放射性核素¹³⁷Cs所致年待积有效剂量平均值为7.81×10^-6mSv。结论 四川省食品放射性核素水平及所致居民剂量与国内外相关研究一致。     

2014年呼和浩特市饮用水中总放射性水平调查及所致居民剂量估算

目的 了解呼和浩特市居民饮用水中的总α、总β放射性水平并进行其所致居民剂量的估算。方法 采用GB/T 5750.13-2006《生活饮用水标准检验方法:放射性指标》中的标准曲线法及薄样法分别对水样的总α、总β放射性进行测量并计算出居民通过饮水所致辐射暴露的年均有效剂量(AEV)。结果 呼和浩特市居民饮用水的总α活度浓度为0.06~0.38 Bq/L,总β活度浓度为0.04~0.28 Bq/L。居民通过饮水所致辐射暴露的年均有效剂量在0.0157~0.0993 mSv/a之间。丰水期和枯水期饮用水的总放射性差异无统计学意义(P > 0.05)。结论 2014年呼和浩特市居民饮用水中的总放射性调查结果及居民通过饮水所致辐射暴露的年均有效剂量均低于世界卫生组织的参考水平。呼和浩特市的饮用水可供居民长期饮用。     

新疆某铀矿山周边食品放射性核素监测与分析

目的 了解新疆某铀矿山周边食品的放射性水平,补充新疆食品放射性核素基线数据库,分析放射性核素含量,估算居民由膳食摄入所致内照射剂量。方法 2018—2020年采集食品样品6类71份,用高纯锗γ能谱仪对感兴趣核素²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra、⁴⁰K和¹³⁷Cs的比活度进行测量、统计、分析,并对其所致居民年有效剂量进行估算。结果 2018—2020年食品样品中均未检出核素²³⁸U,其余放射性核素的平均活度浓度和检出率分别为²³²Th：0.428 ±0.038 Bq/kg（18.3%）、²²⁶Ra：0.477 ±0.063 Bq/kg（38%）、⁴⁰K：162 ±7 Bq/kg（100%）、¹³⁷Cs：0.071 ±0.011 Bq/kg（29.6%）,居民因食品放射性核素所致年有效剂量约为0.198 mSv。结论 新疆某含铀矿山周边食品的放射性水平在国家标准限值以内,居民因膳食所致年平均有效剂量与(UNSCEAR)2000年报告相符合,食品样品中检出的人工放射性核素¹³⁷Cs的含量不会对居民健康造成危害。     

海阳核电站运行前周边地区食品中放射性水平及所致居民剂量

目的 对海阳核电站运行前周边地区食品中放射性核素进行分析,获取该地区放射性核素基线值,为评估核电站对人群的影响提供依据。方法 采集核电站周围50 km范围内居民日常食用的22种食品样品,进行预处理、测量,采用效率曲线法计算样品中所含放射性核素的活度浓度(Bq/kg),并估算当地居民由膳食摄入所致的待积有效剂量。结果 食品样品中检出的放射性核素为天然核素⁴⁰K、²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra以及人工核素¹³⁷Cs、⁶⁰Co,检出人工核素刚达到探测下限,其余人工核素¹³¹I、¹³⁴Cs、⁵⁸Co未检出;⁴⁰K、²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra、¹³⁷Cs的活度浓度平均值分别为12.858、0.550、0.146、0.077、0.016 Bq/kg,范围分别为0.0266~2.2736,0.0013~1.3599,0.0127~0.2568,0.0043~0.0555,0.0065~0.0065,2.433~30.4572 Bq/kg;放射性核素平均活度浓度由高到低依次为⁴⁰K > ²³⁸U > ²³²Th > ²²⁶Ra > ¹³⁷Cs > ⁶⁰Co,各种核素所致年待积有效剂量为39.21 μSv/a,其中人工核素为0.03 μSv/a。结论 所检测海阳核电站周边地区食品中人工核素除微量¹³⁷Cs、⁶⁰Co外,未见其他人工核素;食品中各种放射性核素活度浓度均在国家标准限值以内,对周围居民造成的剂量负担较小。     

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。     

天然辐射源致阳江高本底辐射地区居民的剂量估算

目的 为了估算出天然辐射源致阳江高本底辐射地区居民的平均年有效剂量和某些人体组织或器官的吸收剂量。为更有效地分析剂量与效应的关系提供剂量依据,将调查地区居民进行了剂量分组。方法 对阳江天然高本底辐射地区(HBRA)和相邻的正常本底对照地区(CA)的环境γ外照射辐射水平以及部分人员的个人累积剂量进行了测量。测量了空气中氡、及其衰变子体浓度,计算出调查地区的氡平衡因子F和平衡当量浓度。与此同时,分析了调查地区饮水和食物中某些天然放射性核素的含量,健康人呼出气中氡、(气土)浓度的测量,人牙中镭和尸体及某些脏器中的²²⁶Ra、²²⁸Ra的含量分析。结果 根据环境γ外照射辐射水平估算的人员以村为平均有效剂量HBRA和CA分别是(2.12±0.29)mSv a^-1和(0.69±0.09)mSv a^-1。HBRA的外照射本底增高主要是地球γ射线所做的贡献。HBRA和CA居民由于吸入氡、(气土)及其衰变子体所致的平均有效剂量分别是3.28mSv a^-1和1.03 mSv a^-1,它们致HBRA的居民支气管上皮组织和肺的吸收剂量分别为5.40 mGy a^-1和1.08 mGy a^-1,约是CA的4倍。²²⁶Ra和²²⁸Ra致HBRA和CA居民的有效剂量分别是281.88μSv a^-1和84.54 μSv a^-1。²²⁶Ra和²²⁸Ra所致HBRA居民红骨髓、骨表面细胞的吸收剂量分别是25.54 μGy a^-1和140.46μGy a^-1,CA分别是7.68 μGy a^-1和42.25 μGy a^-1。结论 天然辐射源致HBRA和CA居民的有效剂量分别为5.9 mSv a^-1和2.0 mSv a^-1,HBRA的居民由于天然辐射源所致有效剂量约是CA居民的3倍,其中有23 718人的有效剂量约7 mSv a^-1。HBRA的居民内、外照射所致有效剂量分别是3.76 mSv a^-1和2.12 mSva^-1,其中来自氡、(气土)及其衰变子体约占所有天然辐射源所致内照射居民有效剂量的88%。HBRA居民由于吸入氡和氡子体所致的平均有效剂量是1.53 mSv a^-1;(气土)和(气土)子体是1.75 mSv a^-1,它是世界平均值0.10 mSv a^-1的17.5倍。(气土)和(气土)子体是我们所调查的高本底辐射地区内照射剂量主要来源之一。     

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     

塔什库尔干土壤中天然放射性核素水平及所致居民剂量

目的 调查新疆塔什库尔干土壤中天然放射性核素水平,估算其所致居民剂量。方法 国家标准《土壤中放射性核素的γ能谱分析方法》(GB 11743-89)。结果 塔什库尔干和塔合曼两谷地土壤中²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra和⁴⁰K的活度浓度分别为131.5(79.7~221.8)、159.2(64.5~315.4)、100.9(68.5~199.2)和1142.0(728.1~2111.3)Bq/kg,其所致居民γ外照射年有效剂量为1651μSv·a^-1。结论 塔什库尔干和塔合曼两谷地可视为高本底区,达布达和瓦恰两谷地为正常本底区。     

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。     

皖苏两省地下煤矿环境中的放射性水平研究

目的 为了了解皖苏两省地下煤矿环境中的放射性水平,对两省煤炭主采区的地下煤矿进行抽样调查。方法 同时采用瞬时法和短期积累(活性炭被动吸收)法测量井下氡浓度,直接和热释光法测量γ辐射剂量率,并对煤及矸石进行取样分析。结果 两省4个典型煤矿的井下氡浓度为6.6~102.3Bq/m³,γ辐射剂量率为9×10^-8~24×10^-8Gy/h,煤及矸石的²³⁸U为74.6~135.6Bq/kg、²²⁶Ra为55.8~98.3Bq/kg、²³²Th为18.4~112.8Bq/kg、⁴⁰K为41.6~544.3Bq/kg。估算地下煤矿矿工接受的有效剂量为0.22~1.05mSv/a,其中氡及其子体产生的剂量为0.04~0.57mSv/a,γ外照射产生的剂量为0.18~0.48 mSv/a,两省总的集体剂量为91.7人·Sv/万t。结论 煤矿井下工作人员的辐射照射问题值得关注。     

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。     

滇西某退役铀矿周边环境放射性水平调查

目的 调查滇西某退役铀矿周边环境的放射性水平,评估其对居民产生的健康风险;方法 通过对退役铀矿周边环境的土壤、农作物、水体样品的采集、制备和高纯锗γ能谱仪分析,给出环境介质中的放射性核素含量;结果 土壤中²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra、⁴⁰K和¹³⁷Cs的比活度均值分别为83.0、85.4、71.4、524和1.27 Bq/kg;鲜茶叶中²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra、⁴⁰K和¹³⁷Cs的比活度均值分别为0.061、0.652、0.650、92.5和0.061Bq/kg;玉米中²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra、⁴⁰K和¹³⁷Cs的比活度均值分别为0.184、0.122、0.302、78.3和0.015 Bq/kg;大白菜中²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra、⁴⁰K和¹³⁷Cs的比活度均值分别为0.090、0.224、0.469、80.0和0.011 Bq/kg;饮用水中²³²Th、²²⁶Ra和⁴⁰K的比活度均值分别为0.146、0.310和2.25 Bq/L,²³⁸U和¹³⁷Cs的比活度低于探测下限。土壤中天然放射性核素所致居民人均外照射年有效剂量为131 μSv/年;结论 退役铀矿周边环境放射性水平在正常本底范围,对居民造成的健康风险较低。     

50例深圳地区居民骨灰中放射性核素活度测量结果

目的 通过检测骨灰了解放射性核素在深圳地区居民体内积集的本底水平。方法 按照国家标准γ能谱仪分析,放射化学方法分析¹³⁷Cs和⁹⁰Sr。结果 50例骨灰中放射性核素活度浓度平均值为(Bq·kg^-1):²³⁸U 40.80,²³²Th 3.14²²⁶Ra 3.48,⁴⁰K 42.32,¹³⁷Cs和⁹⁰Sr未检出。结论 居民骨骼中含有微量的天然放射性核素,人工放射性核素¹³⁷Cs和⁹⁰Sr没有明显的积集,可认为当地居民骨中的内照射剂量主要来自微量的天然放射性核素⁴⁰K,²³⁸U,²²⁶Ra,²³²Th。     

制备放射性药物99Tcm对工作人员手部的辐射影响研究

目的 探讨⁹⁹Tc^m药制备过程中工作人员的手部当量剂量情况。方法 对采用不同防护套和不同工作时间制备⁹⁹Tc^m药所致手部当量剂量进行估算。结果 按照年工作250天计算,采用3 mm铅防护套所致手部的当量剂量约为668.8 mSv/a,采用2 mm钨合金防护套所致手部当量剂量约为392.7 mSv/a;按照年工作100天计算,采用3 mm铅防护套所致手部的当量剂量约为267.3 mSv/a,采用2 mm钨合金防护套所致手部当量剂量约为157.1 mSv/a。结论 ⁹⁹Tc^m药制备过程中手部剂量的辐射影响不容忽视,应合理分配工作人员的工作时间或提高防护效果,保证工作人员手部的年受照当量剂量低于GB 18871—2002中四肢或皮肤的年剂量限值500 mSv/a的要求。     

广州地铁一号线放射性水平及所致工作人员剂量评价

目的 了解广州地铁一号线放射性水平及所致工作人员有效剂量。方法 采用FD-71A闪烁辐射仪及Rn-Tn探测杯对车站γ辐射水平、²²²Rn、²²⁰Rn累积浓度进行了测量分析,计算了所致工作人员年有效剂量。结果 车站γ辐射水平均值为17.74×10^-8 Gy/h,²²²Rn浓度均值为59.8 Bq/m³,²²⁰Rn浓度均值为32.1 Bq/m³。²²²Rn、²²⁰Rn子体及γ辐射所致工作人员的年有效剂量总和为2.878 mSv/a。结论 广州地铁一号线车站放射性未给地铁工作人员带来额外的放射性剂量负担。     

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。     

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。     

水泥中放射性核素含量测定及辐射水平分析

目的 测定水泥中的放射性核素含量,分析其辐射水平,为安全使用水泥提供依据。方法 利用NaI探头的γ能谱仪测量了9种常用水泥中放射性核素²²⁶Ra、²³Th、⁴⁰K的含量,并对其辐射水平进行了分析。结果 水泥样品放射性水平的顺序为白色硅酸盐水泥 < 复合硅酸盐水泥 < 普通硅酸盐水泥<矿渣硅酸盐水泥。结论 所收集的9种水泥样品都符合国家相关的辐射安全标准,但不恰当使用这些水泥仍然会造成潜在的辐射安全风险,因此在使用水泥的过程中需要加以重视。