尿氚法监测核动力装置工作人员氚内照射剂量

本文采用尿氚直接测量法加双标记监测核动力装置工作人员尿氚,通过尿样双标记配比实验确定尿样测量的最佳配比为10∶2,同时通过采用无氚尿样加标准浓度氚水的方法验证了双标记法的准确度和精度,最后用该方法监测了核动力装置中不同场所、不同年龄段以及不同累积工作时间人员尿氚的情况。测量结果反映了核动力装置工作人员所受氚内照射剂量情况,为如何采取氚内照防护提供基础。     

氚的内照射剂量转换系数研究

不同的生物动力学模型给出的氚的摄入量滞留函数和剂量转换系数存在明显的差别。Crawford-Brown模型在氚化学形态转化描述和年龄段剂量转换系数分析上具有独特优势,本文在比较不同模型研究进展的基础上,重点对Crawford-Brown模型进行计算,给出不同年龄段的氚滞留函数和剂量转换系数,并同其他模型计算结果进行了详细的比较。结果显示,除了成人摄入氚水情况,Crawford-Brown模型计算给出的不同年龄段人群摄入氚水和有机氚的剂量转换系数都会比ICRP模型的高。随着年龄的减小,氚水和有机氚的相互转换愈发明显,剂量转换系数上的差别愈发明显。成人氚水摄入量滞留函数的比较表明,几种模型在100 d内的滞留函数曲线几乎完全相同,只在长期滞留项上存在显著差别。     

一种估算氚的内照射剂量的方法

为了估算内照射剂量,国际放射防护委员会(ICRP)推荐了多种放射性核素的参考人的生物动力学模型及其参数.ICRP还建议,若受照个体的剂量接近或大于个人年剂量限值时,应尽可能多的获得受照个体内照射监测资料,以便更准确地估算剂量;当受照个体接受了促排等医学处理,应采取个体的代谢资料估算剂量.本文以事故性过量摄入氚化水,且接受了促排医学处理的内污染为例,通过尿氚浓度的大量监测结果分析,得出了该受照个体的代谢资料.按此代谢资料估算的待积有效剂量为25.5 mSv,与国际原子能机构IAEA最终给出的参考值25.8 mSv仅相差1%.为了比较,也按照ICRP推荐的参考人的代谢资料估算了待积有效剂量,其结果为38.6 mSv,与参考值相差了48%.     

氚内照射剂量评价方法在核电站的应用

应用氚监测及内照射剂量的估算与评价方法对田湾核电站大修期间的工作人员氚内照射剂量进行评价,并与大亚湾核电站的监测结果进行比较。结果表明,两个核电站氚监测结果有差异,通过分析认为引致差异的原因主要是两个电站冷却剂中氚产量的差异。     

氚气接触吸收严重程度评估—一起氚内照射事件的启示

本文以一起氚气内照射事件中工作人员的尿氚测定结果为依据,试对氚气接触吸收的严重程度进行一些定量分析。结果表明,皮肤跟被氚气污染了的金属表面接触时所吸收的氚与相同面积的皮肤在相同时间内从与污染金属表面处于吸附解吸平衡状态的含氚空气中浸没吸收的氚的比值约为5×10~3;双手臂与污染金属表面接触所吸收的氚与呼吸道和全身皮肤从空气中浸没吸收的氚之和的比值约为2×10~2。从而强调了氚气接触吸收的严重性。     

秦山核电基地排放氚所致公众内照射剂量估算

秦山第三核电厂是我国首座重水堆核电站,其1、2号机组分别于2002年11月和2003年6月并网发电。本文根据2006年度秦山核电基地外围夏家湾、杨柳村、秦联、秦山镇、武原镇等5个居民点(取样点)环境样品中氚活度浓度监测数据,结合秦山核电基地外围居民的生活及饮食习惯等资料,估算由空气、饮水和食物途径所致居民氚(不包括有机结合氚)的年摄入量;采用ICRP72号出版物推荐的年龄别剂量系数,计算出氚致秦山核电基地外围各居民组中幼儿、少儿、成人经各种途径的年待积有效剂量。计算得到关键居民组(夏家湾居民点)中幼儿、少儿和成人经各种途径的氚的年摄入量分别为5.75、9.59、15.7kBq/a;年待积有效剂量分别为0.33、0.18、0.23μSv/a。其中幼儿组成员受氚待积有效剂量最大,为0.33μSv/a,但此待积有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.05mSv)的1%以下。由此得出,在秦山第三核电厂的正常、安全运行工况下,氚对秦山核电基地外围环境的影响目前还很小。     

秦山核电基地氚排放所致周围公众内照射剂量评价

统计了2014—2016年秦山核电基地周围居民点环境介质中的氚活度浓度监测结果,基于统计的环境监测数据评价了秦山核电基地近几年氚排放所致周围公众的辐射剂量。评价结果显示近几年秦山核电基地氚排放所致西北西方位2.4 km处的秦联居民组婴儿、幼儿、少年和成人4个年龄组公众的年平均有效剂量分别为0.59、1.35、1.18和0.92μSv/a,远小于《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011)中规定的核动力堆释放的放射性物质对公众造成的有效剂量0.25 m Sv/a的管理目标值。可见,秦山核电基地氚排放稳定、受控,对公众造成的辐射剂量很小,对环境和公众的影响可接受。     

放射性气溶胶监测与内照射剂量估算

本文概括介绍了放射性气溶胶监测在内照射剂量估算中的作用,介绍了放射性气溶胶监测中在个人空气取样和粒度分布测量方面中辐院历年来所做的研究和实际工作。最后介绍了气溶胶样品长寿命α活度快速测量的方法。     

监测环境空气中氚(HTO)的简便方法

本文介绍了一种测定环境空气中氚(HTO)浓度的方法。本方法以变色硅胶作为干燥剂,置于环境空气中自行吸收空气中的氚化水蒸汽,用加热蒸馏法将硅胶吸附的水蒸汽解析制备成水样品,在液体闪烁计数器上测定其氚的活性,根据采样时的温度和相对湿度估算空气中氚(HTO)的浓度。本方法的探测下限不仅与所用的液体闪烁计数器的灵敏度、本底有关,而且与环境温度和相对湿度密切相关。现场实验表明,本方法灵敏度高,简单易行,且不受样品数量限制,特别适用于较大范围内环境空气中氚浓度监测工作。     

中国核设施与环境的氚监测(英文)

评述了我国30年来在核设施和环境氚监测技术方面所取得的成就和巨大进展,包括现场保健物理监测方面的重要探测器与仪器设备的研制,环境监测与评价方面的一些取样与测量方法。给出了70～80年代全国性的几次环境放射性水平调查的资料以及有关环境氚的数据。     

氚水的内照射损伤实验研究

为探讨氚水染毒后小鼠外周血自细胞总数和骨髓嗜多染红细胞微核率的改变,小鼠腹腔注入不同初始量的氚水,2、4、6、10和28 d眼球摘除取血,处死后取两侧股骨,并计数外周血白细胞总数和骨髓嗜多染红细胞微核率.结果表明,随氚水初始注入量的增加,骨髓嗜多染红细胞微核率相应增高(p<0.05),外周血白细胞总数相应降低,但只有初始注入量为16.65×105Bq/g的剂量组差异有统计学意义.氚水初始注入量相同时,随注入后时间延长,骨髓嗜多染红细胞微核率持续增加,外周血白细胞总数第2天至第6天持续下降(p<0.05),第10天后已恢复.表明外周血白细胞和骨髓嗜多染红细胞微核,可作为氚水染毒后的早期辐射损伤指标.     

一起氚内照射事件的监督思考

介绍了一起非计划摄氚事件的监督及事件处理过程中发现的一些问题,同时分析了此类事件发生的原因,并对氚内照射事件的处理提出了相应的建议。     

大亚湾核电站的氚检测及内照剂量评价(英文)

论述了氚内照射剂量的估算和评价方法,介绍了大亚湾核电站为建立生物样品分析实验室而展开的现场调查活动。给出了 RX 反应堆厂房,KX 核燃料厂房和其他核辅助厂房在换料大修期间空气中 HTO 的变化情况,并对相应人员进行了尿氚测定,两者的结果显示了很好的一致性。三年的监测结果表明,其氚致内照剂量当量约占同期外照射产生的集体剂量的 0.33%～0.50%。对于压水堆核电站氚内照射剂量的监测管理,可采用场所空气监测结果估算集体剂量,用特殊监测的尿氚测定结果报出最大个人受照剂量。     

北京市放射工作人员内照射个人监测及剂量估算

本文报道北京市从事１２５Ｉ标记的工作人员和各类型医院从事核医学的放射工作人员的内照射个人监测及剂量估算方法和结果。共监测了２８个单位的２３１人，其中，从事核医学的放射工作人员１５２人，从事１２５Ｉ标记的７９人。监测结果表明，受到内污染者共１３８人，占总监测人数的５９．７％；受到污染的１３８名放射性工作人员的年个人待积有效剂量当量在２．２×１０－３～２．２ｍＳｖ范围内；被监测的全体人员的集体待积有效剂量当量为２．２×１０－２人·Ｓｖ；人均待积有效剂量当量为９．５×１０－２ｍＳｖ；被监测的全部放射工作人员年待积有效剂量当量均在２．２ｍＳｖ以下。     

氚气标准气制备装置的建立

正空气中氚的实时监测仪表在测量过程中存在各种各样的影响因素,如氚本身发射β粒子的低能特性、环境γ本底、放射性惰性气体的干扰等。按GB/T 7165.5—2008(气态排出流放射性活度连续监测设备,第5部分:氚监测仪的特殊要求)中的规定,为保证氚气监测仪测量的准确性,需通过与待测对象相同的标准源对其进行校准。考虑到易用性和复现性,国际上氚监测仪的校准多选择易实现活度准确定值的氚气作为标准源。基于该目标,本项目建立了一套氚气标准气的制备装置,如图1所示。该装置以高比活度氚气为原始气,通过称量     

由(气土)暴露量估算(气土)子体有效剂量方法的初步研究

采用一维扩散模型研究了室内、子体和及其子体平衡因数 (FTh)的分布规律。讨论了FTh随墙面析出率、室内通风状况和空气含尘状况的变化。介绍了通过选取合适的FTh,由暴露量直接估算子体所致有效剂量的方法。     

北京市医院核医学科工作人员内照射个人监测及剂量估算

报道了１９９５年北京市部分医院核医学科工作人员的归照射个人监测结果，并简要介绍了监测方法和剂量估算方法。共监测了２０个单位的１５７人，占北京市该类人员应监测人数的３／４以上。总的集体待积有效剂量当量为１．４×１０＾－２人；Ｓｖ年人均待积有效剂量当量为８．９×１０＾－２ｍＳｖ。被监测的全部工作人员年待积有效剂量当量均在年剂量限值的１／１０以上。     

同位素研制与生产人员内照射个人监测及剂量估算

对中国原子能科学研究院1995～2000年同位素研制与生产人员进行了内照射个人监测和剂量估算.监测结果表明,各年度工作人员的集体待积有效剂量当量为2.9×10-3～9.8×10-2人·Sv,年人均待积有效剂量当量为1.8×10-2～8.0×10-1mSv.1995～2000年6年间接受监测的总人数为873人,累积集体待积有效剂量当量为1.6×10-1人·     

氚的各种来源(下)

【美国《核安全》1981年9—10月第612页报道】目前世界上除轻水堆和重水堆以外,尚有其它一些堆型,它们也都释放氚。高温气冷堆每年释放氚的总量为7.8×10~9—3.1×10~(10)贝可/兆瓦(电)年。其中,84—97%以氚化水形式释出,2—8%以氚化水蒸汽释放,0.6—8%以氚气形式释放。这种堆氚的产生主要是燃料的三裂变,以及~3He 和锂杂质的中子活化。液态金属快