秦山核电基地外围~(90)Sr、~(137)Cs公众摄入量估算及内照射剂量评价

90Sr和137Cs是核电站环境监测中受关注的两种重要核素。本文采用一种食物链转移剂量估算模式和中国参考人及浙江(省)人食品消费量等参数,结合秦山核电基地外围环境放射性水平监测数据,计算了秦山核电基地外围90Sr和137Cs的公众食入摄入量及内照射剂量。结果表明,90Sr、137Cs摄入量的主要食物来源为米及其制品、蔬菜以及水产品,且90Sr所致公众年平均待积有效剂量为2.5μSv,明显高于137Cs的剂量贡献(0.36μSv)。本文仅以秦山核电基地作为例子,介绍评价方法。实际上,秦山核电基地外围环境介质中90Sr和137Cs的含量水平与运行前的本底调查结果比较没有改变。     

核基地与核设施评价区食物消费量参考值推荐

为进一步规范和细化核基地与核设施厂址半径80 km范围城乡居民个人食物消费量,通过对已有的不同来源权威调查成果(包括全国性膳食调查成果、中国参考人食物消费量推荐数据、以及中国膳食指南推荐的食物消费量数据和中国食物与营养发展纲要(2014—2020年)给出的食物消费量数据)的对比分析,提出了在核基地与核设施集体剂量估算时优先采用的不同性别年龄组食物消费量数据。同时,依据这些资料,为《全国核基地与核设施辐射环境现状调查与评价项目》统一推荐了一套厂址半径80 km范围内食物消费量数据。     

中国两个天然辐射高本底地区膳食所致摄入量和内照射剂量重估算

本文在过去对广东阳江和江西某铀矿附近两个天然辐射高本底地区９种天然放射性核民年男子的食入摄入量及其所致内照射剂量估算以及与我国正常本底地区比较研究的基础上，根据近年全国总膳食研究组成和元素摄入量更新进展以及ＩＣＲＰ新近公布的公式成员食入剂量系数，对这两个地区及与正常本底地区有关天然放射性核素的摄入量和内照射剂量进行了重估算，并作了相关比较和讨论。     

公众成员某些放射性核素的食入剂量系数

本文根据ＩＣＲＰ６７号出版物，列出了４６个放射性核素对于３个月婴儿，１、５、１０、１５岁儿童和成人的食入剂量系数，这些核素都是由于人类的活动可能释放到环境中去的具有辐射防护意义的核素。文中还就核素在胃肠道中的吸收分数ｆ＿１、组织权重因子Ｗ＿Ｔ，及生物动力学数据等因素对剂量系数的影响进行了初步讨论。     

核电站食入应急计划区的划分研究

借助于欧共体的核事故后果评价程序包ＰＣ ＣＯＳＹＭＡ，以我国广东大亚湾核电站为参考厂址，分析了源项和剂量干预水平对食入应急计划区大小的影响。分析表明：对Ｓ３源项而言如果采用确定论的研究方法，并以我国食入有效剂量干预水平的下限值作为食入应急计划区划分的剂量准则，则大亚湾核电站食入应急计划区划定为５０ｋｍ左右是合适的。     

公众成员某此放射性核素的食入剂量系数

本文根据ＩＣＲＰ６７号出版物，列出了４６个放射性核素对于３个月婴儿，１、５、１０、１５岁儿童和成人的食入剂量数，这些核都是由于人类的活动可能放到环境中去的具有辐射防护意义的核素。文中还就核在胃肠道中的吸收分数ｆ１，组织权重因子ＷＴ及生物动力学数据等因素对剂量系数的影响进行了初步讨论。     

我国膳食中~(90)Sr、~(137)Cs、~(226)Ra、~(228)Ra、~(210)Pb 和~(210)Po含量及其所致内照射剂量

作为1990年全国总膳食调查的放射性物质部分,本文报道了组成我国膳食的各类食品中~(90)Sr、~(137)Cs、~(226)Ra、~(228)Ra、~(210)Pb 和~(210)Po 含量的测定结果;按调查所得膳食组成和食品中核素含量,估算了我国居民(成年男子)当前这些核素经食入所致年摄入量和待积有效剂量当量。结果表明,每年食入所致总待积有效剂量当量约为0.24 mSv,贡献较大的食品是蔬菜、水产品和谷类,贡献较大的核素为~(210)Pb、~(210)Po 和~(228)Ra。这些结果更新了我国膳食中这些核素的资料,补充了来自饮水的数据。文中还讨论了我国膳食组成的地区差异及其对居民摄入量和所致内照射剂量的影响。     

关于公众剂量当量限值的探讨

本文对公众成员的剂量当量限值及其制定的依据进行了调查研究。对我国新的辐射防护规定中关于公众成员的剂量当量限值提出了建议。     

国际放射防护委员会(ICRP) 133号出版物——《ICRP参考人内照射剂量评价的概念框架》内容提要

正用于放射性核素内照射评价的剂量系数是辐射防护量,决定食入或吸入放射性核素后每单位摄入量所致的器官当量剂量或有效剂量。在ICRP关于放射性核素职业性摄入系列出版物中,提出了关于进入体内的放射性核素分布的新动力学模型,以确定放射性核素在沉积器管(源区)内的时间积分浓度。该系列出版物取代第30和68号出版物(ICRP,1979、1980、1981、1988、1994b)。此外,计算剂量系数     

放射性核素迁移的包气带-饱和带耦合模拟研究

为了使地下水环评结果更加真实,通过试验和拟三维方法数值模拟开展包气带-饱和带耦合模拟工作。为进一步说明包气带对核素迁移的迟滞(延迟和滞留)作用,开展了不考虑包气带的模拟并与耦合模拟结果对比。结果表明:(1)由于包气带对核素迁移的迟滞作用,吸附性较强的Se-79、Pd-107、Cs-135和Sn-126迁移至潜水面处的浓度远小于泄漏的放射性液体核素浓度,所致公众食入年待积有效剂量已小于剂量限值0.1 mSv,只有吸附性较弱的C-14所致公众食入年待积有效剂量大于0.1 mSv,需进行耦合模拟;(2)C-14在对流作用下不断向下游迁移,在弥散作用下污染范围逐渐增大,在地下水稀释及衰变、吸附作用下浓度逐渐降低。通过耦合模拟得到的地下水中放射性核素所致公众食入年待积有效剂量小于剂量限值0.1 mSv;(3)包气带对核素迁移的迟滞作用使地下水中C-14的浓度大大降低、迁移距离明显变小:地下水中C-14峰值浓度在考虑包气带时为2.15 Bq/L,不考虑包气带时为9.4×10⁴ Bq/L;事故发生后第1、5和10年,考虑包气带时C-14迁移距离分别为1.5 m、4 m和4.2 m,不考虑包气带时分别为3 m、12 m和17 m。     

内陆核电厂排放氚的辐射环境影响评价

介绍了核电厂正常运行时以气态和液态形式排放的氚在环境中的迁移转化模型,提出内陆核电厂排放氚的辐射环境影响评价的方法,模型中考虑了氚的两种化学形态,即氚化水(HTO)和有机结合氚(OBT),同时计算了氚通过饮水、食入、吸入、皮肤吸收等途径对公众造成的辐射剂量。采用该模型估算了内陆核电厂液态排放氚在环境中的传输以及对公众受照剂量的贡献,基于IAEA TRS 472号报告提供的参数,在保守的大气弥散和水弥散条件下,内陆核电厂排放氚对公众造成的年辐射剂量为5.16μSv,其中核电厂液态排放氚对公众造成的辐射剂量约占四分之三,气态排放氚对公众造成的辐射剂量仅占四分之一。在氚的两种形态中,HTO是对公众造成辐射的主要化学形态,对公众造成的辐射剂量份额占80%以上。因此,在内陆核电厂排放氚的公众剂量评价时,应多关注液态氚排放途径。     

采用新和旧代谢模型估算放射性参考工作人员摄入难溶性^239PuO2 …

ＩＣＲＰ５６，６０，６６，６７，６９，７１和７２号等一系列出版物，推荐新的剂量限值，呼吸道模型和体生物动力学模型。为此，按ＩＣＲＰ２６，３０和５４号出版物的推荐而导出的摄入量换算因子，剂量系数和年摄入量限值将会随之而改动。本文以放射性参考工作人员食入和吸入难溶性＾２３９ＰｕＯ２为例对该问题进行了讨论。     

燃煤电厂的气载放射性排放及其辐射影响

选择不同容量、参数、除尘技术,以及不同时期发展的代表性电厂机组为对象,初步评价了当前我国部分燃煤电厂的气载放射性排放量及其辐射影响。估算结果表明,燃煤电厂对80 km范围内公众产生的归一化集体剂量平均为6.68人.Sv/GWa;不同煤耗和除尘效率的电厂机组的气载放射性排放量有显著差别,使用的煤和烟囱高度也是影响剂量的因素;主要照射途径是食入内照射和吸入内照射;气载放射性排放量越大的电厂,经吸入途径产生的剂量所占的比例越高。与天然本底水平相比,燃煤电厂的辐射影响还是很小的。     

ICRP 133号出版物——《ICRP参考人内照射剂量评价的概念框架》内容提要

正用于放射性核素内照射评价的剂量系数是辐射防护量,决定食入或吸入放射性核素后每单位摄入量所致的器官当量剂量或有效剂量。在ICRP关于放射性核素职业性摄入(OIR)系列出版物中,提出了关于进入体内的核素放射性核素分布的新动力学模型,以确定放射性核素在沉积器管(源区)内的时间积分浓度。     

国际放射防护委员会的剂量系数的可靠性

在评价公众成员摄入放射性核素的辐射危害时，需估算每单位摄入量所致的剂量。摄入放射性素后器官或民受到的剂量是受到的剂量是通过生物学模型和剂量学模型来确定的，因此剂量也必须根据模型来确定。文中初步探讨了国际放射防护委员会给出的剂量系数的可靠性问题。文中首先说明了估算剂量系数的概念和方法，然后分析了剂量系数估算中，采用胃肠道模型，呼吸道模型，系统生物动力学模型和剂量学模型所遇到的不确定度的各种主要来源。     

采用新和旧代谢模型估算放射性参考工作人员摄入难溶性 ~(239)PuO_2 所致剂量

ＩＣＲＰ５６、６０、６６、６７、６９、７１和７２号等一系列出版物，推荐了新的剂量限值、呼吸道模型和体生物动力学模型。为此，按ＩＣＲＰ２６、３０和５４号出版物的推荐而导出的摄入量换算因子、剂量系数和年摄入量限值将会随之而改动。本文以放射性参考工作人员食入和吸入难溶性２３９ＰｕＯ２为例对该问题进行了讨论。     

公众液态途径辐射剂量对吸附分配系数的响应研究

针对辐射剂量计算的不确定性,运用放射性核素浓度计算模式和公众个人照射剂量计算模式,计算了我国某核电厂正常运行下某子区代表居民液态途径的辐射剂量,分析了公众液态途径辐射剂量对核素悬浮物吸附分配系数的响应。结果表明:当核素~(60)Co和~(137)Cs的悬浮物吸附分配系数降低一个数量级时或升高一个数量级时,岸边沉积外照射剂量响应较为明显。特别是~(137)Cs,其悬浮物吸附分配系数降低或升高一个数量级,该核素岸边沉积剂量贡献占其液态途径剂量比值和占总岸边沉积剂量比值都有明显变化。     

秦山核电厂气载放射性释放的环境影响

本文评价了秦山核电厂气载放射性流出物对环境的影响。应用现场及风洞大气扩释实验结果和厂址周围的人口与食谱调查资料,估算了秦山核电厂在正常运行和事故条件下释放的气载放射性流出物对公众产生的个人有效剂量当量和集体有效剂量当量。计算结果表明,正常运行时厂址边界(0.5km)处的最大个人有效剂量当量为2.7×10~(-2)mSv/a,该剂量的大部分来自~(137)Cs 的食入(主要由地表湿沉积引起);80km 范围内的集体有效剂量当量为1.1人·Sv/a,归一化集体有效剂量当量为3.7人·Sv/GW(e)·a。文中还给出了事故情况下剂量估算结果。     

土壤中238U、226Ra、210Pb、210Po在3种蔬菜中的转移及食用后剂量估算

研究了广东地区受铀矿污染的土壤中生长的芥菜、大白菜、苋菜的根、茎、叶中²³⁸U、²²⁶Ra、²¹⁰Pb、²¹⁰Po的含量分布情况,其中根为主要富集部位;3种蔬菜的转移系数皆在10^-3~10^-2水平,芥菜的²³⁸U和²²⁶Ra的转移系数之间存在相互影响,大白菜的²¹⁰Pb和²¹⁰Po的转移系数之间也存在相互影响关系;对公众每食入1 kg蔬菜所产生的待积有效剂量做了初步估算,²³⁸U贡献的剂量为0.001~0.105 μSv,²²⁶Ra为0.004~0.576 μSv,²¹⁰Pb为0.019~0.646 μSv,²¹⁰Po为0.010~1.30 μSv。     

氚长期大气释放后小麦中氚浓度预测模型的比较研究

通常对于气态氚的长期释放,如植物中含水量多的情况下,可采用比活度模型估算植物中自由水中氚的浓度进而对食入剂量进行评价。然而对于籽粒作物来说有较低的含水量和较高的有机物质,浓度和剂量的计算必须把有机结合氚(OBT)考虑进去。本文以小麦为例对气态氚的长期释放情况下植物中氚浓度的几种计算方法及其所做的假设进行比较研究,对用不同的方法计算所得的小麦中氚的浓度和导致的食入剂量进行了对比。结果表明,采用比活度模型过高估算了小麦中氚的浓度但是过低估算了食入剂量,因为他们没有明确考虑OBT。在估算植物中氚的浓度时应同时考虑空气水分和土壤水分中氚对植物氚浓度的贡献;因为OBT的剂量转换因子是HTO的两倍多,在估算籽粒作物的食入剂量时应把HTO和OBT分开单独处理,这样估算出来的浓度和剂量才能更符合实际情况。