煤渣砖居室内放射性水平初步调查

介绍了我国5个不同省、市共28间居室的放射性水平调查结果。采用就地γ谱仪Falcon 5000、连续测氡仪器RAD7和瞬时γ剂量率仪FHZ672E-10分别测量了居室墙体中²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K的活度浓度、室内²²²Rn浓度和γ剂量率。结果表明,24间煤渣砖居室墙体内²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K的活度浓度均值分别为(86±30)Bq/kg、(83±20)Bq/kg、(759±207)Bq/kg,4间红砖居室墙体测量数据均值分别为(51±6)Bq/kg、(54±5)Bq/kg、(632±59)Bq/kg;两类墙材室内²²²Rn浓度均值分别为(96±42)Bq/m³和(40±4)Bq/m³,γ剂量率均值分别为(133±25)nGy/h和(120±8)nGy/h。通过分析室内²²²Rn浓度及γ剂量率与墙体中²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K活度浓度的关系,可知煤灰渣的综合利用,导致了室内的辐射水平升高;初步估算了所测实心煤灰渣和加气块或空心砌块墙材所建居室所致居民年有效剂量,范围分别为1.6~4.9 mSv/a和1.8~5.4 mSv/a。     

建材天然放射性对丹东市居民健康风险评价

为明确建筑材料对丹东市居民内外照射指数与年有效剂量贡献,采用高纯锗谱仪测试了丹东市主要建筑材料(红砖、空心砖、大理石、水泥、混凝土)²²⁶Ra、²³²Th和⁴⁰K的放射性比活度,通过计算其内外照射指数和年有效辐射剂量,并与相关标准比较,评价其对丹东市居民健康的安全性。结果表明,丹东市建筑材料天然放射性核素比活度⁴⁰K贡献最大,混凝土放射性比活度较低;建筑材料内照射指数为0.15～0.48,外照射指数为0.29-0.79,符合国家标准;某大理石厂生产的大理石样品年外照射有效剂量为1.23 mSv·a^-1,超过国际建议上限1 mSv·a^-1,应该慎重使用。其他建筑材料年照射有效剂量值为0.45～0.99 mSv·a^-1。总体上,丹东市建筑材料天然放射性对居民健康影响可以忽略。     

中国核动力院外围空气中7Be、40K、60Co、131I、137Cs分布特征及所致公众年有效剂量评价

基于2015—2017年中国核动力院外围空气中⁷Be、⁴⁰K、⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs监督性监测数据,对综合楼、南坝工会和木城水厂监测点附近居民组三种途径的有效剂量进行了粗略估算。结果表明:随距核设施距离增加,⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs平均年摄入量和所致年有效剂量减小;综合楼附近居民组中成人、青少年、儿童、幼儿、婴儿经吸入⁷Be、⁴⁰K、⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs平均年摄入量分别为29.25、26.48、20.16、11.49、6.79 Bq/a;综合楼附近居民组中青少年、儿童、成人、幼儿、婴儿,经吸入、浸没和地面沉积途径⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs所致年有效剂量分别为133.58、130.98、128.61、120.20、118.61 nSv/a,⁶⁰Co所致剂量分数达到95.6%,其次是¹³⁷Cs;地面沉积途径所致剂量分数达到54%,其次是吸入;综合楼附近居民组中青少年组成员⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs所致有效剂量最大为133.58 nSv/a,但此有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.25 mSv)的1‰以下。由此可以得出,核基地核设施正常运行工况下,⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs对核基地外围空气的影响很小。     

61个电厂燃煤和灰分中的天然放射性水平及其对环境的辐射影响

用中子活化分析方法测得国内61个燃煤电厂煤中~(238)U、~(232)Th 和~(40)K 的平均浓度分别为3~∞,43和121Bq/Kg,煤灰中相应核素的平均浓度分别为124、130和319Bq/kg。结合神头电厂物料平衡和大气扩散实验所得参数,计算了该厂及其它各电厂气载天然放射性流出物对周围居民造成的附加照射,造成的最大个人年有效剂量当量,绝大多数小于0.1mSv。还对粉煤灰用于建材的可行性提出了参考性意见。     

中国燃煤发电排放的放射性环境影响评价研究

选取不同装机容量等级的典型燃煤机组作为研究对象,按照不同地理区域划分滨海北方、滨海南方、内陆北方、内陆南方等4个评价区,采用一批新的调查数据和参数,评价当前我国燃煤发电排放的放射性环境影响。结果表明:(1)全国燃煤电厂放射性排放所致80 km范围公众的归一化集体剂量平均值为2.2人·Sv/GWa。(2)小火电机组所致剂量约为6.0人·Sv/GWa,主流燃煤机组约为1.8人·Sv/GWa,小火电机组是主流燃煤机组的约3倍。(3)剂量贡献最大的核素是²¹⁰Po,其次是²¹⁰Pb。食入和吸入内照射是主要照射途径。(4)不同燃煤电厂周围的人口密度差别很大,使得集体剂量相差可达1个数量级。基本结论:与天然辐射源所致公众照射剂量相比,燃煤发电的辐射环境影响仍然很小;煤电的辐射环境影响是核电的34倍。淘汰小火电机组、实施超低排放改造,我国燃煤发电所致公众归一化集体剂量仍有进一步降低的空间。目前电厂除尘技术难以高效去除和有效控制²¹⁰Po排放,有必要进一步研究。     

湖北、湖南、江西、浙江和安徽省石煤矿区居民附加剂量的估算

大多数石煤含有较高天然放射性核素，石煤的开采和利用有可能使石煤矿区环境放射性水平升高，使居住或工作在碳化砖房的居民、上作人员和石煤矿工的年附加有效剂量增加。对湖北、湖南、江西、浙江和安徽5省石煤矿区居民年附加有效剂量的调查结果表明：碳化砖房居民、碳化砖房工作人员、露天矿工和矿井的工人的年附加有效剂量范围分别为0．51—11．9、0．12—3．54、0．11—1．7和8．2-71mSv，平均值分别为3．8、1．0、0．56和40mSv；部分碳化砖房居民的年附加有效剂量超过公众限值标准（1mSv），部分矿工的年附加有效剂量超过职业性照射年剂量限值（20mSv）；氡子体所致的年附加有效剂量约占总剂量的74％。     

燃煤发电厂气态流出物辐射环境影响研究

目前，燃煤发电厂对环境和公众产生的辐射影响引起了广泛关注。本文选择长江沿岸具有代表性的三家燃煤发电厂为研究对象，基于电厂气态流出物中主要放射性核素的年排放量，采用烟囱直接排放和沉降进入水体两种途径的评价方法，评估燃煤发电厂气态流出物对周围环境造成的辐射影响。结果表明：三家燃煤发电厂气态流出物排放造成80 km范围内辐射影响很小，归一化最大个人年有效剂量分别为3.02×10^-4、4.32×10^-5、8.50×10^-5 Sv/GW；辐射剂量主要来自²¹⁰Po和²¹⁰Pb直接排放通过食入照射途径的贡献，远大于其进入水体及²²²Rn排放对剂量的贡献。由于²¹⁰Pb具有相对较长的半衰期，导致其在土壤中的比活度增加；基于文中²¹⁰Pb沉积浓度的分析，建议相关研究关注燃煤发电厂下风向30 km范围内²¹⁰Pb的长期辐射影响。本研究结果可为类似厂址的辐射影响评价提供技术支持，为内陆核电建设中公众沟通和技术研究工作提供基础数据，也为政府相关部门的决策提供参考。     

中国核工业三十年辐射环境质量评价

本文主要介绍我国核工业三十年环境辐射影响评价的内容、方法及其主要结果。总的来说,我国核工业对环境的辐射影响是很小的。各单位关键居民组所受剂量均小于5mSv/a;且在关键居民组所受剂量中,有77.1%的单位·年低于0.25mSv/a;核工业对其厂址周围半径80km范围内居民所致的集体有效剂量当量低于天然辐射的万分之一。但矿山、水冶厂产生的集体剂量占整个核燃料循环中总集体剂量的比例较高,达91.5%。     

我国医用同位素131Ⅰ应用中的公众照射及治疗中陪护人员的医疗照射

对我国医用同位素¹³¹Ⅰ生产与治疗过程中,经气载流出物和液态流出物排放所致公众辐射剂量进行了评价。另外,对我国应用¹³¹Ⅰ治疗期间陪护人员和患者亲属所受的辐射剂量进行了评价。     

包头市建筑主体材料天然放射性水平

采用低本底多道NaIγ能谱仪测定了建筑主体材料天然放射性核素40K、232Th和226Ra的比活度,并根据国家标准和欧盟放射卫生防护原则进行分析评价。结果表明,建筑主体材料中40K、232Th和226Ra的放射性比活度分别为218.82 1145.92、19.75 132.50和11.46 82.66 Bq/kg;其内照射指数IRa为0.06 0.41,外照射指数Iγ为0.28 0.70;年有效剂量率为0.41 0.97 mSv/y,内、外照射指数均小于1,本文所采集和测定的建筑主体材料的天然放射性水平都在允许范围内,故可销售和使用。然而,灰渣砖所致的居民的年有效计量率(0.97mSv/y)接近最大允许限值1 mSv/y。因此,应有效地监管建筑材料中工业废渣的用量,避免给居民带来不必要的照射。     

Estimation of exposure dose for decontamination workers from contaminated soil at a nuclear decommissioning site in Korea

Assessment of the exposure dose for workers is crucial to protecting workers from the radiological risk.This preliminary study estimates the potential radiological exposure for a soil remediation worker at a nuclear decommissioning site contaminated with Cs-137 in Korea,and then calculates the maximum workable soil concentration to comply with the occupational dose constraint of 20 mSv per year.The Korean characteristic data,detailed exposure scenarios for workers by the type of work,and relevant exposure pathways were used in the dose estimation.As a result,the most severe exposure-induced work type was identified as the excavator operation with an annual individual dose of 5.92×10^-5 mSv for a unit concentration of soil,from which the derived maximum workable soil concentration was 3.38×10⁵ Bq/kg.Furthermore,dose contribution by each exposure pathway was found to be decreased in the following order:external radiation exposure,soil ingestion,dust inhalation,and skin contamination.The results of this study are expected to be used effectively to optimize radiation protection for workers and establish appropriate work procedures for future site remediation.     

长江沿岸部分NORM行业水中210Po的分析

人类所受辐射照射主要来源于天然辐射。本工作分析了长江沿岸部分NORM行业水中²¹⁰Po的浓度。结果表明,燃煤电厂、水泥厂、钢铁厂、铁矿排出水口中²¹⁰Po的活度浓度分别为(0.93～4.76)×10^-3 Bq/L、(1.12±0.07)×10^-2 Bq/L、(9.89±0.78)×10^-3 Bq/L、(2.17±0.21)×10^-3 Bq/L,均在长江水系²¹⁰Po的波动范围之内。稀土加工排放的废水和雨水中²¹⁰Po的活度浓度分别为(1.03~1.40)×10^-1Bq/L、(3.05±0.04)×10^-1Bq/L,比本底水平高两个数量级,需要引起特别关注,有待于进一步研究。     

GOLDSIM models of long-term radiation impact of conditionally cleared radioactive material

Management of waste materials from the decommissioning of nuclear installations offers opportunities for optimization. Large amounts of waste materials with low contents of various radionuclides could be recycled to save financial resources or repository capacity. The increase of the share of recycled materials compared to the current practice could be accomplished by applying the conditional clearance concept. Conditional clearance, as up to now is an unproven theoretical concept, demands utilization of the cleared material for the previously defined purpose (e.g., building construction). Safety studies needed for realization of this practice have to prove that conditionally cleared material will not cause radiation impact exceeding levels prescribed in health and safety regulations. Safety studies assess radiation impact during all manipulations with low level radioactive material (e.g., melting, component manufacturing, building of construction, etc.) as well as its impact on inhabitants living near the construction built using conditionally cleared material.The article is focused on modeling and calculation of long-term radiation impact on inhabitants living near the constructions. Models (scenarios) of various building applications were simulated using GOLDSIM software with Radionuclide Transport Module. Scenarios were selected according to information from the civil engineering business to cover the types of buildings most suitable for application of conditionally cleared material. The results of the calculations showed that conditional clearance represents no significant safety issue in the long-term. Calculated individual effective doses received by inhabitants did not exceed the given dose constraint (10 μSv/year) in case of any scenario evaluated. Detailed and transparent studies of the long-term impact of conditionally cleared materials are important especially for winning of public acceptance.     

安徽省歙县石煤矿区天然放射性环境调查

对安徽省歙县石煤矿区开展了γ辐射空气吸收剂量率、空气氡活度浓度的测量,并系统采集了土壤、岩石、石煤、煤渣、煤矸石、水系沉积物等固体环境介质及地表水、地下水样品。结果表明,区内γ剂量率平均值为121.5 nGy/h,远高于安徽省和全国背景值,γ辐射水平受地层/岩性的控制,高值点集中在石煤矿山。室内、外氡活度浓度均值分别为116.8 Bq/m³、47.1 Bq/m³,显著高于背景水平。石煤、煤渣、煤矸石、碳化砖中²³⁸U和²²⁶Ra的含量较高,且碳化砖内、外照射指数超过建筑材料放射性核素限值标准,严禁作为主体建筑材料使用。石煤的私自开发造成周边河段放射性核素浓度明显增加,矿坑水中总α超过污水排放限值,应加强监管。     

快中子临界装置大厅辐射屏蔽门研制及性能验证

为提升快中子临界装置的实验能力,在实验大厅旁边扩建了附属建筑物,在实体连接位置形成了一个样品传输通道。为了保证工作人员的辐射安全,需要对通道进行屏蔽。采用蒙特卡罗方法进行屏蔽门的物理设计,确定了含硼石蜡为中子屏蔽材料,不锈钢为光子屏蔽材料。为保证硼在石蜡层上的均匀分布,防止石蜡内部形成空洞,采用了分层分次工艺进行屏蔽门浇铸。为保证屏蔽门对通道的有效覆盖,采用了分步工艺进行安装。辐射剂量监测结果表明,人员日常工作区域的辐射有效剂量为0.125 mSv/a,小于建设项目管理目标值2 mSv/a,远小于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定的放射性工作人员年剂量限值20 mSv/a,屏蔽门的研制满足设计和使用要求。     

氚水对 λ-dsDNA结构影响的拉曼光谱分析和DFT模拟

用拉曼光谱法和密度泛函理论（DFT）研究了氚水与λ双链脱氧核糖核酸（λ-dsDNA）之间的相互作用。拉曼光谱法用于分析不同剂量（50 mGy~8 Gy）HTO（活度浓度1×10⁹ Bq/L和1×10¹¹ Bq/L）和γ射线辐照后λ-dsDNA的结构变化。在低剂量（100~500 mGy）的1×10⁹ Bq/L HTO作用下,HTO主要是通过电离辐射过程中的间接作用,破坏碱基之间的氢键,从而导致碱基的错配和碱基结构的修饰,引起碱基对不配对。而低剂量（50~100 mGy）的1×10¹¹ Bq/L HTO对λ-dsDNA具有类似于γ射线的短期影响,主要是通过射线的直接电离或质子化引起λ-dsDNA基本结构的破坏。此外,高辐射剂量（2~8 Gy）的HTO可能导致呋喃糖环的构象转移或通过氚-氢（T-H）交换反应裂解共价键。通过拉曼光谱标记观察到,HTO的三种作用方式可能最终导致λ-dsDNA骨架构象和λ-dsDNA变性的改变。     

江苏省溧阳市放射性水平调查

本文给出了2008—2009年江苏省溧阳市地表γ辐射剂量率、大气氡浓度、土壤和岩石中放射性核素水平、水中放射性核素水平的调查测量结果。调查结果表明, 溧阳市地表γ辐射剂量率平均为78 nGy/h, 溧阳火山盆地的外缘及庙西花岗岩接触带外延γ辐射剂量率较高(最高800 nGy/h);大气氡浓度平均为14.5 Bq/m³;水中²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra、⁴⁰K和总α、总β水平分别为6 mBq/L、0.085 mBq/L、17.1 mBq/L、212 mBq/L、0.028 Bq/L和0.146 Bq/L。该地区公众人均年本底剂量为1.175 mSv/a。     

锶-90同位素放射源屏蔽结构设计

在~(90)Sr放射源结构设计基础上,利用Monte Carlo程序MCNPX计算~(90)SrTiO_3陶瓷源表面的轫致辐射能谱和放射源外空间的剂量当量分布情况,并计算和设计屏蔽层。结果表明,90SrTiO_3陶瓷放射源表面的平均光子通量率约1.2×10~(10)cm~(-2)·s~(-1),表面最小剂量当量率约20Sv/h;应用厚度为7cm的钨材料屏蔽后,表面和1m处最大剂量当量率分别约为1.35mSv/h和0.027mSv/h,满足放射源运输要求。