广东省某伴生放射性矿开发利用企业辐射环境监测

报道广东省某独居石生产伴生放射性矿开发利用企业辐射环境监测工作。监测结果显示:2019、2020年度,该企业周围区域内γ辐射空气吸收剂量率为113～263 nGy/h;空气中氡浓度为<3.7～25.4 Bq/m³,钍射气浓度为5.9～14.2 Bq/m³;土壤中U、Th和²²⁶Ra含量分别为0.99～4.85 mg/kg、31.4～90.0 mg/kg和18.9～57.9 Bq/kg;地下水中U、Th 和²²⁶Ra含量分别为<0.04～0.10 μg/L、<0.05～0.16 μg/L和<2.0～5.7 mBq/L;排放废气中的U、Th总量远小于稀土工业污染物排放标准限值。     

广东省伴生放射性矿资源利用过程辐射水平调查

为加强伴生放射性矿物资源开发利过程中放射性环境管理 ,防治放射性污染 ,对广东省几个大型伴生矿(包括稀土矿、钽铌矿和铅锌矿 )资源利用 (开采、冶炼、加工 )过程中天然放射性核素的污染现状进行了调查。调查结果表明 :稀土矿中独居石 ,天然放射性核素含量最高 ,2 3 8U、2 3 2 Th、2 2 6Ra的含量分别为 3.5 1× 1 0 4、1 .74× 1 0 5、4 .8×1 0 4Bq/kg,其冶炼废渣中核素的含量分别为 5 .1 0× 1 0 5、6 .38× 1 0 6、1 .5 2× 1 0 6Bq/kg。稀土选冶厂周围陆地环境 γ射线的空气吸收剂量率比一般地区的高。     

云南省某伴生放射性矿开发利用企业辐射环境监测与分析

为了掌握滇西某伴生放射性矿开发利用企业锗矿开采对周围辐射环境造成的影响,依据国家或行业标准对该矿矿区及周围环境开展了辐射环境监测工作。监测结果表明:2021年,矿山排风井下风向空气中平均氡浓度值与进风井口处同一水平;气溶胶中^(210)Pb、^(7)Be含量与同属一个辖区内的主城区大气自动站监测结果相当;γ辐射空气吸收剂量率除废石堆的监测值较高外,其他点位监测值与对照点相当或略高于对照点;下风向居民点空气中氡浓度与对照点监测值相当,明显高于该市主城区5年氡浓度(累积测量)平均值;地表河流中U、总α、总β水平高于背景值;厂界四周、排风井下风向及居民点土壤^(238)U、^(226)Ra含量高于对照点。     

广西伴生放射性矿开发利用中的放射性水平初步调查

本文围绕广西境内17类矿产资源的开发利用展开调查,并对280家详查企业开发利用中的放射性水平进行了监测分析。结果表明:在原料与产品中,锆石和氧化锆、铅/锌、锗/钛、钒等行业²³⁸U、²²⁶Ra、²³²Th任一核素比活度大于1 000 Bq/kg。在固体废物中,稀土、锆石和氧化锆、铅/锌、锗/钛、锡、钒等行业²³⁸U、²²⁶Ra、²³²Th任一核素比活度大于1 000 Bq/kg。花岗岩企业的废水中总α、总β放射性水平偏高。研究发现,在对矿产开发利用企业开展放射性水平调查时,将γ辐射剂量率现场监测筛选标准下调50 nGy/h,即设定为在固体表面1 m处的γ辐射剂量率超过"当地本底水平"+100 nGy/h时,可更为保守地避免出现遗漏放射性水平较高企业的情况。     

甘肃省某石煤提钒企业伴生放射性污染的调查及分析

本文对甘肃省石煤资源的伴生矿物天然放射性核素的活度浓度水平以及开发利用过程中产生的辐射问题进行了调查,石煤伴生矿放射性主要来自铀系核素²³⁸U和²²⁶Ra,部分矿区的²³⁸U和²²⁶Ra的放射性活度浓度的平均水平超过了1 Bq/g。并对甘肃省某石煤提钒企业的测量数据,评估了工作人员以及公众接受的照射剂量率,分析了放射性污染以废水、废气、放射性固体废物等形式向环境转移的可能性。最后对石煤伴生放射性矿现存的各类放射性污染问题提出相应的建议。     

新疆伴生放射性矿物资源开发利用中的辐射安全监管

简介了新疆伴生矿的环境污染水平,从重视伴生矿辐射安全的宣传工作、查清伴生矿现状、严格执行有关管理制度、制定相关审管标准等几个方面对新疆伴生矿开发利用中辐射安全管理措施进行了探讨,并提出了建议。     

伴生放射性铁矿中放射性核素的γ能谱测量影响因素研究

利用无源效率刻度软件Angle 3.0模拟分析了铁矿石组分、装样密度及装样高度对探测效率的影响,并用掺铁标准源进行了验证。结果表明,铁元素对低能区探测效率影响显著,在组分未知时,238U的测定采用1001 keV比63.3 keV好。装样时,装样高度保持一致。装样密度与探测效率呈线性关系,在样品与标准源密度不一致的情况下,可以通过密度修正计算效率。     

我国伴生放射性矿辐射环境监管的思考

我国的伴生放射性矿分布广泛，行业众多且工艺技术复杂，与公众关系密切，对辐射环境的影响大，是核与辐射安全监管的相对薄弱环节。《中华人民共和国放射性污染防治法》《国务院关于核安全与放射性污染防治“十三五”规划及2025年远景目标的批复》（国函[2017]29号）等法规对伴生放射性矿的辐射环境监管有原则的要求，但在实施过程中仍然有一些具体的问题需要面对，如伴生放射性矿的定义、伴生放射性矿开发利用的范畴等。在辐射环境监管领域有流出物及辐射环境监测的规范等问题需要解决，尤其是对于伴生放射性固体废物的处理与处置，是目前制约伴生放射性矿开发利用可持续发展的关键问题，建立系统的监管制度需要在实践中予以探索和研究。本文针对于伴生放射性矿的范畴以及辐射环境监管中遇到的一些问题，根据科学的管理方法，结合伴生放射性矿监管的实践，提出完善辐射环境监管制度的建议。     

江苏省伴生放射性矿开发利用中环境保护管理的现状及改进

介绍了江苏省伴生放射性矿开发利用中环境保护管理的现状,针对环保管理中存在的未履行环评和验收手续、废渣的转移及处理不申报、废水排放超标、对放射工作场所及人员的管理要求不够明确等问题,提出相应的管理对策.     

支撑体对γ辐射物探测数据的影响

在对大质量高安全性要求的γ源进行辐射探测时,发现数据误差很大,不能用于定量分析。为此,基于探测器端面注量率参数理论探析了地面或支撑台对探测器数据影响的简化计算方法,采用蒙特卡罗方法分析了混凝土支撑体对粒子注量率的影响程度,研究了铅作为次级粒子吸收物质时,铅厚度和半径与注量率测量误差之间的关系。研究结果表明,在放射性材料辐射探测过程中,为减少混凝土支撑体对辐射探测数据的影响,应采用厚度不小于0.5 cm、半径不小于源高3倍的铅板作为次级粒子吸收体,可将探测数据最大误差由22%减少至15%左右,最小可接近10%,实验结果证实了该方法的有效性。     

我国核电链排放的放射性影响评价

核电链生命周期的放射性物质排放,不仅包括铀矿开采和水冶、铀纯化和转化、铀同位素分离、核燃料元件制造、核电站运行、后处理和固体废物处置等活动的直接排放,也包括水泥、钢铁和电能消耗的间接排放。本文结合厂址环境特征,对核电链生命周期放射性物质排放的放射性环境影响进行了评估。评估结果表明,2001-2005年、2006-2010年和2011-2013年期间,我国核电链生命周期流出物排放（包括直接排放和间接排放）所致的归一化公众集体剂量分别为7.88、6.31、4.63 人•Sv•(GW•a)^-1。直接排放所致剂量水平远高于间接排放,其中,集体剂量的90%来自铀矿开采和水冶,远高于全球平均水平,有必要进一步提高我国采铀工艺技术,减少放射性物质向环境的排放。     

IAEA辐射环境影响评价模型研究的最新进展

调研和分析了IAEA自1985年以来在辐射环境影响评价方面开展的研究工作,介绍了取得的成果,展望了刚刚开展的MODARIA项目的情况,并提出了我国的对策。     

非人类物种辐射影响评价方法分析

本文对美国核能管理委员会（以下简称NRC）的RESRAD-BIOTA程序和欧盟推荐的ERICA程序进行了对比.通过设定相同的参考生物和核素浓度,对比分析了两个程序计算的差异性.结果表明,两种方法得到的生物受照总辐射剂量率在一个量级上,变化趋势相同,具有一定的通用性;但在不同核素对剂量的贡献份额上,两种方法的计算结果有一定的差异,因此可根据不同核电机型的实际源项选用适当的程序.     

RESRAD程序在极低放废物填埋场辐射影响评价中的应用研究

运用RESRAD程序对开放利用国内某极低放废物填埋场的辐射影响进行了评价。简述了RESRAD程序的基本原理、子模型和计算方法,分析了RESRAD程序场址特定参数的选取和处理。选定"农业居民用"情景,计算了填埋场关闭后进行开放利用对居住者的辐射剂量,并进一步分析了关键照射途径和关键核素。结果表明,开放利用这一特定填埋场,居住者最大年有效剂量为0.003mSv,是全球公众天然本底辐射剂量平均值的0.13%。短寿命放射性核素对剂量贡献很小;阻滞系数小的中长寿命放射性核素对剂量贡献大,且主要通过地下水途径对居住者进行照射;加强室内通风是减小氡辐射剂量的有效方式。     

钢铁冶炼的放射性排放及其辐射安全监管

中国钢铁行业发展迅速,2014年的粗钢产量已达到世界总量的49.5%。钢铁冶炼的原料包括铁矿石、煤、石灰石等,均含有天然放射性核素(U系、Th系、40 K等)。在烧结、焦化、高炉炼铁和转炉炼钢的高温冶炼过程中,~(238)U的子体~(210)Po和~(210)Pb达到熔点和沸点后挥发,扩散吸附到大气颗粒物上随其他气态污染物排放,增加了公众照射剂量。本文阐述了德国、意大利、英国、荷兰、澳大利亚、埃及等国、欧盟和IAEA等国际组织对钢铁冶炼中天然放射性排放的研究进展,发现烧结和炼铁是天然放射性排放的两个主要工艺,部分国家和组织制定了针对天然放射性物质照射的审管政策。烟囱烟气中~(222)Rn、~(210)Pb、~(210)Po的测量方法和辐射影响评价需进行深入研究。     

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.     

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。     

环境γ剂量率仪现场校准的修正技术研究

在对辐射环境自动监测站上方环境γ剂量率仪开展现场校准工作时,由于条件限制,一般将标准仪器放置在待校准仪器的旁侧进行校准,因此辐射环境自动监测站舱体的屏蔽会给校准因子带来一定的误差。本文通过建立辐射环境自动监测站环境空间模型,在MCNP中模拟了现场校准时的粒子输运过程,利用模拟计算结果对校准因子进行了修正,并通过实验方法加以验证,从而提高了现场校准工作的准确性。     

某石煤综合利用工程辐射环境影响研究

针对某石煤综合利用项目提出辐射环境影响评价方法,预测了公众和职业人员受照剂量水平。结果表明,该项目对环境造成的辐射影响较小,对公众和职业人员造成的辐射影响较小。同时给出了灰渣用于建材生产的配比要求。     

New Technical Approach to Monitoring of Low-Level Environmental Gamma Radiation Using NaX(Tl) Scintillation Instrument

The environmental dose evaluation around a nuclear facility is usually performed by means of calculational methods on the basis of effluent monitoring at a release point. It has been desired to develop practical techniques of direct monitoring in the environment, because the Japan Atomic Energy Commission set up 5 mrem/yr as an objective dose value for the whole-body exposure due to normal operation of LWRs on a single site.

In evaluating gaseous plume doses less than 5 mrem/yr in routine monitoring, there are many difficult problems to be solved. We have developed two techniques for separation of the plume exposures less than 1 mrem/yr from the background radiation, using a NaI(Tl) scintillation counter having flat energy response.

One technique is based on the difference in energy spectrum distribution between plume gamma and natural gamma radiation. And, separation of the respective exposures is made by analysis of the two informations obtained by a two-channel monitoring system. Another technique is to reduce the natural gamma radiation components by using a special concave lead shield for the NaI(Tl) scintillation probe. A combination of the techniques can much improve the efficiency of separation of ⁴¹Ar plume radiation from fluctuating background radiation.