某伴生矿放射性核素迁移调查及污染防治研究

目的 对伴生矿开采中的样品进行天然放射性核素含量分析,预防控制环境的放射性污染。方法 采样国标方法进行实验室放化分析及高纯锗谱仪γ能谱分析天然放射性核素含量。结果 选冶水中天然放射性核素总U7.26倍、总Th 62.40倍、⁴⁰K 14.42倍富集,²²⁶Ra基本持平;尾矿库汇水天然放射性核素浓度是选冶水中的总U的1.39倍、总Th的2.51倍、²²⁶Ra的3.83倍、⁴⁰K的0.27倍;河流下游水样总U 4.28倍、总Th 42.92倍、²²⁶Ra 2.5倍、⁴⁰K 4.16倍富集。尾矿中天然放射性核素²³⁸U 10.8~11.7倍,²³²Th 3.7~6.2倍,²²⁶Ra 5.8~6.1倍,⁴⁰K 6.0~6.8倍富集。结论 伴生矿开采过程中各天然放射性核素通过矿石选冶得到了数倍到数十倍不等的富集,在选冶过程中必须对选冶水进行中水回用禁止外排;尾矿建坝定点存放,并进行相关退役处理;矿山必须注重水土流失治理及植被恢复,避免放射性污染周边水体;产品应按GB 20664-2006要求进行天然放射性核素含量的控制。     

某辐照装置退役辐射环境调查

目的 掌握辐照装置清污治理后的辐射环境状况,最终核实该装置治理完毕后是否符合国家相关标准而达到无限制开放。方法 采用便携式X-γ剂量率仪进行现场γ辐射空气吸收剂量率监测,采用α、β表面污染仪进行现场β表面污染监测,采用高纯锗γ能谱分析仪进行⁶⁰Co核素比活度分析,采用四路低本底分析仪进行水中总β分析。结果 辐照装置治理后γ辐射空气吸收剂量率贮源井测值为(10.0~19.9)×10^-8 Gy/h,辐照室和附属建筑物(7.1~16.8)×10^-8 Gy/h,辐照室以外的区域测值为(4.9~14.1)×10^-8 Gy/h,辐照厅排水口测值为(13.5~20.3)×10^-8Gy/h;治理后β表面污染贮源井测值为未检出~0.06 Bq/cm²,辐照室和附属建筑物测值为未检出~0.12 Bq/cm²,辐照室以外的区域测值为未检出~0.08 Bq/cm²,辐照厅排水口测值为0.17~0.25 Bq/cm²;治理后水样中未检出⁶⁰Co,地下水及地表水中未检出⁶⁰Co;水样中总β测值为0.18~0.21 Bq/L;固体样品中⁶⁰Co比活度辐照室出水口土壤样品中为15.4~23.0 Bq/kg,辐照室周围其他位置土壤样品中为未检出~1.7 Bq/kg,对照点土样未检出⁶⁰Co,贮源井表面瓷砖⁶⁰Co比活度为1324.7 Bq/kg,1#水池(贮源井水排放池)底泥⁶⁰Co比活度110 Bq/kg,2#水池底泥未检出⁶⁰Co。结论 经过退役及环境治理,各源项均已达到《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB 18871-2002)及其他相关标准限值,整个项目区域已经达到无限制开放的要求。     

某辐照装置退役60Co残留量估算

目的 判断辐照装置退役⁶⁰Co残留量是否满足《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB 18871-2002)10⁴Bq/kg的豁免浓度与10⁵ Bq总活度的要求。方法 采用高纯锗谱仪γ能谱分析方法进行⁶⁰Co核素比活度分析,并根据放射性废物的总量进行⁶⁰Co残留量估算。结果 辐照室瓷砖⁶⁰Co残余量74 665 Bq,水泥⁶⁰Co残余量84 420 Bq,蒸发池底泥⁶⁰Co残余量7458 Bq,泵房渣土791 Bq,总残余量92 669 Bq,平均比活度为226.3 Bq/kg。结论 辐照装置⁶⁰Co残留量满足《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)10⁴ Bq/kg的豁免浓度与10⁵Bq总活度要求。     

某化工企业54MW磷炉内三枚放射源去向调查

目的 调查某化工企业54MW磷炉内激放射源去向。方法 依据国家标准的监测方法。结果 发现三枚放射源烧熔后聚集在碳磷砖内的磷铁中。结论 放射源的烧熔属工艺设计缺陷,在工艺设计中应充分考虑所用放射源的理化特性。