土壤中放射性核素比活度检测能力验证结果分析

本文总结了国家环保总局辐射环境监测技术中心实施的2006年中国合格评定国家认可委员会(CNAS)"T0319土壤中放射性比活度检测能力验证计划"情况,主要包括能力验证概况、数据统计与评价、能力验证结果、分析及建议等4个方面的内容。     

参加IAEA能力验证项目的经验和体会

介绍2004—2011年间中国辐射防护研究院分析测试中心(以下简称本实验室)参加的IAEA组织的5次放射性分析能力验证项目,分析了5种介质的26个能力验证样品,项目共要求报出数据114个,本实验室报出了107个,7个数据未报。所报出数据的通过率为90%,10%未通过。7个未报数据样品包括水中226Ra、石膏中230Th、土壤中241Am和238Pu。已报出数据未通过的包括水中234U、238U和133Ba,土壤中210Pb、208Tl、210Po和奶粉中109Cd。分析未通过的原因主要有3个,第一是当时缺少必要的化学示踪剂,因此无法保证测量准确度;第二是有些项目缺少成熟的方法,有的正在建立;第三个原因是低能γ谱分析水平有待提高。     

放射性检测中的质量保证

结合放射性检测中的实际工作,介绍了有关辐射测量质量保证的技术与方法.认为放射性测量质量保证的首要任务是进一步加强质量保证体系的建设、建立完善的质量保证组织、制定规范的操作程序与质量标准及合理地配置和充分利用相关资源.     

多用途放射性废物焚烧系统工程验证试验

对建立的多用途放射性废物焚烧系统，进行了工程验证试验。试验主要包括固体废物（包括树脂）和废油焚烧及烟气净化时系统的性能测定、非放示踪试验、72h连续运行考验等。经过共计500多小时的试验，验证了工艺流程、主要设备结构、仪表测控及系统安全等设计的可行性和可靠性；系统运行平稳，设备及仪表工作正常。本系统可一炉多用，其处理能力、减容系数、焚烧灰中残炭率以及系统总去污系数等指标，均达到了设计要求。     

关于放射性矿石样品快速检测方法的讨论

用γ能谱仪对建材样品中的放射性核素进行检测已成为实验室的常用方法,鉴于放射性矿石样品的活度要比建材样品高约一个数量级以上,故对其的快速检测成为可能.论文从"社会生产"的角度出发,对放射性矿石样品的快速检测进行研究讨论,在误差允许的范围内,达到快速、有效地对样品进行分析测试,从而提高检测效率,降低经济成本.     

建筑材料放射性检测的国际惯例

建筑物，无论是民用建筑，还是工业建筑，所用建筑材料(建筑主体材料、装饰材料)都不同程度地含有天然放射性物质。因此，关注各种建筑材料的放射性是人类生存、发展的必然。我国是WTO成员国的一员，建筑材料的放射性检测方法，包括建筑材料中核素限量、危害评估体系等理应按国际标准进行检测，使用国际上惯用的技术规则，还应与国际上惯用的建筑材料放射性核素限量及危害评估体系保持同步。     

MCNP程序对某坑式废物库贮存废物放射性活度验证计算

某废物库退役源项调查是废物库退役工程前期工作,为退役设计提供源项输入。根据现场辐射水平测量结果,利用点核积分原理,通过γ辐射水平与γ射线注量之间的关系,反推出废物的放射性活度。为评价计算结果,利用MCNP程序进行了验证计算。点核积分计算结果为6.4×1014Bq,MCNP验证计算结果为4.82×1014Bq,表明点核积分计算结果偏保守,满足工程设计需要。     

行李放射性检测装置的研制

行李放射性检测装置可与现有X射线安全检测装置联合用于放射性安全检测。该装置采用NaI(Tl)探测器，用移动平均法进行放射性检测。在本底为0.1μGy/h、行李移动速度小于0.2m/s条件下，该装置对 ¹³⁷Cs、⁶⁰Co、¹³³Ba核素的可探测活度下限分别为6.7×10³、3.7×10³、6.7×10³Bq，对富集度为90%的U样品，探测质量下限为2g。     

放射性物品运输容器试验验证经验总结

我国放射性物品运输实施分类监管。试验是验证放射性物品运输容器安全性能最直接的手段。本文对放射性物品运输容器的试验要求与检测方法进行了综述,并对运输容器安全性能试验的经验进行了总结。     

车载式放射性检测装置的研制

车载式放射性检测装置是通过探测中子和1，射线的方法，检测是否有人员或车辆非法携带放射性物质，也是进行核与放射性物质搜寻的手段之一。该装置将1台具有放射性检测功能的设备安装在汽车上，使得该设备与车辆成为一可移动的具有检测功能的装置，具有针对不同场合机动布防和监督测量的特点。检测设备本身也可不与车辆结合而单独使用。     

某工厂夜光车间环境放射性监测、评价及防护

在黑暗环境中显示仪表指示常采用荧光技术.某工厂夜光车间是利用掺人放射性物质的荧光粉对玻璃制品进行涂抹、描绘等工艺加工的生产车间.由于荧光粉中掺人放射性物质226Ra、40K,226Ra、40K在自发衰变过程中会放出α、β、γ射线,对人体会产生不同程度的损伤,大剂量或累计照射会对人类造成一定辐射影响.因此,工作时应严防人为等意外因素可能造成超安全计量的放射性损害.为确保夜光车间工作人员和公众人身健康与安全,必须定期对夜光车间及周围环境进行放射性监测与评价.通过环境放射性监测,分析环境辐射水平,寻找可能存在的问题,进而提出保障人体健康的防护措施.     

~(64)Cu离线放射性束的产生及测定

介绍了6 4Cu放射性束的产生及传输 ,以及利用加速器质谱离子鉴别新技术对放射性束的成分和6 4Cu离子束强度进行的测定。结果显示 ,在不同的时间 ,测量值与预期值在 12 %误差范围内均符合。     

江苏省城市放废库辐射环境监测水平研究北大核心CSCD

随着核技术在各领域的广泛应用,辐射环境的安全受到越来越多的重视。以江苏省城市放废库为研究对象,从2015年起连续对放废库进行辐射环境监测6年。对放废库周围的γ辐射空气吸收剂量率,水源水中总α、总β以及土壤中放射性核素进行了监测,并对辐射监测结果进行了分析。研究结果表明γ辐射空气吸收剂量率敏感点范围为59.0~96.5 nGy/h,源库四周范围为81.92~103.32 nGy/h;水源的总α和总β范围分别为0.90×10^(-2)~5.87×10^(-2)Bq/L和3.00×10^(-2)~16.00×10^(-2)Bq/L。γ辐射空气吸收剂量率的变化主要与源库的距离和废源的管理有关;水体中放射性水平变化主要与年降水量有关;土壤中核素的变化主要与放射性气溶胶有关。所有变化均在本底范围内涨落,对环境几乎没有影响,可以确保辐射环境安全。     

双通道人工放射性气溶胶监测系统设计

人工放射性气溶胶的监测环境较为复杂,有时甚至要在地下洞库、坑道或地下核设施测量,其环境中氡及其子体产物的浓度高达10~3-10~4 Bq·m~(-3)。在高氡钍环境下,氡钍能峰拖尾导致其放射性计数影响了人工气溶胶道址计数,进而影响人工放射性气溶胶的探测下限。本文研制了一种适合在高氡环境下工作的常压、真空双通道人工气溶胶监测仪。虽然常压测量通道测量准确度较差,但响应速度快,可以弥补真空测量通道测量准确但响应速度慢的缺点。本仪器对大气环境中钚、铀气溶胶检测的响应时间快,在有人工核素泄露的情况下最快30 min内可以得到测量结果,理论探测下限可达到10~(-4)-10~(-3) Bq·m~(-3),可验证探测下限为铀0.1 Bq·m-3、钚0.02 Bq·m~(-3),适用于各类需要对人工核素进行无人监测的高氡环境场所。     

放射性物质的大气弥散

通过仿真计算,分析了核事故发生放射性物质泄漏期间,在各种大气稳定度条件下,相对于不同地理环境的烟羽弥散趋势,以及事故泄漏周围区域放射性物质的时间积分浓度分布情况。模拟的结果很好,符合放射性物质在近地面轴线上的浓度分布情况,为核事故应急提供了有利的依据。     

ISOCS系统无源效率刻度测量方法的准确性检验

以比较的方法,介绍了ISOCS系统无源刻度测量方法相对于传统环境样品放射性测量方法的优点,采用ISOCS系统无源刻度测量方法对环境标准土壤样品进行了测量,结果表明,ISOCS系统无源效率刻度测量方法是测量环境样品放射性的快捷、可靠的方法。     

江西省修水县石煤矿区放射性环境调查与评价

石煤的开发和综合利用对环境有可能造成一定的污染,其中影响环境放射性水平增高和居民受照剂量增加等辐射方面的污染问题较为敏感以及突出。本次研究对江西省主要石煤资源区——修水县一处典型石煤矿的放射性环境进行调查,通过多介质采样分析以及现场监测γ辐射空气吸收剂量率和地面γ能谱相结合,综合研究该区放射性核素分布与环境γ剂量率之间的关系,利用公式估算石煤矿区居民辐射剂量并评价其环境辐射情况。结果表明,调查范围内的石煤矿区地面γ辐射空气吸收剂量率的平均值达到了662 nGy/h,该处铀矿主要形式为碳硅泥岩型,区内石煤、石煤渣、土壤、水样放射性核素测量值都高于省内相应介质的本底值,石煤矿的开采需接受专业的监管。     

中国实验快堆气载放射性物质释放路径研究

中国实验快堆是我国建设的第一座钠冷快中子反应堆,2014年实现满功率运行。本文主要阐述中国实验快堆气载放射性物质的来源、堆内迁移以及向环境释放的路径,得出正常工况以及事故工况下放射性物质通过哪些路径向环境排放,目的是有助于了解中国实验快堆通过哪些路径对环境产生放射性影响,从而建立并保持对放射性危害的有效防御,以保护人员、社会和环境免受危害,防止工作人员和公众接受超剂量的放射性照射。     

低水平环境放射性核素比对标准样品的研制

选取位于黄土高原地区峁顶部位采集黄土样品作为土壤标准样品的基质来源,通过无掺合放射性核素的方法制作了低水平环境放射性核素比对标准样品,并采用两套γ谱仪测量系统对标准样品进行均匀性检验和定值。分析结果表明,标准样品中,137Cs的比活度为4.2 Bq/kg,不确定度0.3 Bq/kg(1s);210Pb的比活度为80.4 Bq/kg,不确定度为8.4 Bq/kg(1s)。标准样品中不含其他人工放射性核素,137Cs和210Pb含量适当且均匀。3组样品的均匀性检验结果表明,137Cs和210Pb比活度分析结果的标准偏差分别为0.22Bq/kg和2.10 Bq/kg。3组样品中137Cs和210Pb的比活度分别在0.05水平上无显著差异,均匀性较好。该标准样品发放到亚太地区IAEA合作项目的6个成员国进行137Cs和210Pb比活度的分析比对,比对结果表明该物质均匀性良好。     

铀矿勘探废弃物的环境放射性评价与治理建议

采用数字γ辐射仪和智能化X-γ辐射仪对川西北某地区进行过铀矿勘探活动的铀矿产地和藏族聚居地做了生态环境放射性评价,对该地的遗留设施与废弃物进行了监测。结果表明,经过数十年在该区进行的铀矿勘探活动,使局部环境遭到破坏,部分点上放射性污染较为严重,针对本地区气候特殊,以及生态环境等因素的局限性,提出了具体的生态环境恢复、放射性污染治理和环境保护的建议。