ERICA2.0软件和R&D128程序中41Ar和85Kr核素对陆生生物辐射剂量率估算对比的初步研究

在我国的生物辐射影响评价中，现阶段计算惰性气体对生物的辐射剂量影响大多采用R&D128程序，ERICA软件计算其他核素对生物的剂量率。本文从参考生物、惰性气体核素、计算公式、主要参数等方面对2021年升版的ERICA2.0软件和R&D128程序进行了对比。以我国某核电厂两台机组为例，分别使用这两个方法计算了⁴¹Ar和⁸⁵Kr核素对生物的辐射剂量率。计算结果表明，对于惰性气体核素的辐射影响计算，⁴¹Ar和⁸⁵Kr的计算使用R&D128程序是相对保守和可行的；对于其他的惰性气体的计算，可采用ERICA2.0软件。因此在生物辐射影响评价中，可将R&D128程序和ERICA2.0软件结合使用，进行惰性气体对生物造成的辐射剂量的计算和分析。     

干旱地区核设施周围陆生昆虫—蒙古束颈蝗剂量系数估算

为了研究我国干旱地区核设施附近代表性生物剂量系数,以蒙古束颈蝗(Splingonotus mongolicus Saussure)为例,基于解剖学和几何学建立简化解剖学模型和基于CT断层扫描、Photoshop软件及Python编程等建立体素模型,并分别计算环境介质中⁹⁰Sr、¹³⁷Cs对蒙古束颈蝗不同组织和器官的内外照射剂量系数。为了验证本次计算结果的可行性,将计算结果与ICRP 108号报告进行了比较。由于ICRP 108号出版物采用整体简化模型,因此本文计算结果采用各个器官剂量系数总体平均值。结果显示:⁹⁰Sr对蒙古束颈蝗简化解剖学模型内外照射剂量系数分别为6.59×10^-4μGyh^-1/Bqkg^-1、6.74×10^-4μGyh^-1/Bqkg^-1;¹³⁷Cs对蒙古束颈蝗简化解剖学模型内外照射剂量系数分别为1.34×10^-4μGyh^-...     

SRS-19模型和R&D 128模型在ERICA程序陆生生物辐射影响评价中的应用研究

ERICA程序是广泛应用于非人类物种辐射效应的评估程序。运用ERICA程序对某核电厂正常运行时陆生生物所受到的辐射剂量率进行估算和评价,鉴于ERICA程序中作为程序输入参数的特定场址的核素浓度难以获取,且程序不能对惰性气体进行计算,本文采用SRS-19模型计算核素浓度,并以半衰期较长的85Kr为例,初步尝试使用RD 128模型对惰性气体的辐射生物影响进行估算。结果表明,两模型对ERICA程序能够起到较好的补充作用,厂址周围各类陆生生物所受辐射影响不大。     

ERICA程序在核电厂址陆生生物辐射影响评价中的应用

ERICA是欧共体(EC)推荐的用于评估水生生物和陆生生物辐射影响的程序。本文应用ERICA程序对我国某核电厂址9种陆生生物辐射影响进行评估中,分析了ERICA程序在估算陆生生物辐射剂量率中存在的问题以及今后的研究方向。     

RESRAD-BIOTA和ERICA程序对陆生生物辐射影响评价的比较研究

RESRAD-BIOTA和ERICA程序是当前国际上应用较为广泛的陆生生物辐射影响评价程序。本文从陆生生物辐射剂量率估算的基本原理、环境介质条件、筛选方法、核素、参考生物、计算公式方面对两个程序进行了比较和分析,并分别利用两个程序对我国某核电厂厂址周围陆生生物辐射剂量率进行了计算。在对两个程序计算结果和优缺点对比分析的基础上,推荐在我国现阶段进行核设施周围陆生生物辐射影响评价应以ERICA程序为主,最后建议开展这些程序在我国应用的适应性的相关研究。     

R&D 128和ERICA模型在陆生生物辐射剂量估算中的应用研究北大核心CSCD

R&D 128和ERICA分别是英格兰和威尔士环境当局、欧共体推荐的估算非人类物种辐射剂量的模型。从陆生生物辐射剂量估算的原理、核素种类、参考生物种类、计算参数等方面对R&D128和ERICA进行了比较和分析,并利用两个模型对我国某AP1000核电厂周围陆生生物辐射剂量率进行了计算,最后对比分析了两个模型的计算结果和优缺点。     

鲻鱼解剖学模型剂量计算及与整体模型的比较

以秦山地区的鲻鱼为例,进行现场取样测量,根据实测数据建立了区分组织/器官的解剖学模型。采用MCNP程序对¹³⁷Cs和⁹⁰Sr发射的射线对组织和器官的能量吸收份额进行模拟,并进行剂量计算。作为比较,同时建立了具有相同几何尺寸的整体均匀模型,用传统方法进行剂量计算。结果为：对于内照射,在生物内部器官具有较高浓集因子的情况下,生物体局部剂量比较大,使用整体均匀模型的估算方法是偏不保守的;对于外照射,解剖学模型的计算值小于整体均匀模型。     

IAEA SRS-19模型和XOQDOQ模型在ERICA程序陆生生物辐射影响评价中的应用研究

使用ERICA程序对陆生生物进行辐射影响评价时,可以选择IAEA SRS-19模型计算核素在环境介质中的浓度,或者直接输入特征厂址核素在环境介质中的浓度。XOQDOQ模型可以用来计算特征厂址核素在环境介质中的浓度,本文比较了IAEA SRS-19模型和XOQDOQ模型的不同,并以我国某核电厂为例,分别使用两种模型计算环境介质中核素浓度,并采用ERICA程序进行陆生生物辐射影响评价。结果表明,该厂址周围各类陆生生物所受的辐射影响均不大,但使用XOQDOQ模型的计算结果相对较大。     

R&D 128和ERICA模型在陆生生物辐射剂量估算中的应用研究

RD 128和ERICA分别是英格兰和威尔士环境当局、欧共体推荐的估算非人类物种辐射剂量的模型。从陆生生物辐射剂量估算的原理、核素种类、参考生物种类、计算参数等方面对RD128和ERICA进行了比较和分析,并利用两个模型对我国某AP1000核电厂周围陆生生物辐射剂量率进行了计算,最后对比分析了两个模型的计算结果和优缺点。     

海岛核电对岛屿非人类物种辐射影响及风险研究

海岛核电厂址是目前国内核电厂址选择的重要方向之一。《环境影响评价技术导则 核电厂环境影响报告书的格式和内容》(HJ 808—2016)中明确要求估算核电厂对非人类物种的辐射剂量。本文利用国内某海岛核电厂气态设计排放源项,采用ERICA程序,结合海岛生态本底调查结果,估算了核电厂气载放射性流出物对海岛生物的辐射影响和辐射风险,并进行了海岛生物的“三关键”分析。结果表明,核电厂对海岛各生物的辐射剂量率小于欧盟推荐的筛选值10 μGy/h,总体辐射风险较小。针对ERICA程序中部分参数(如剂量率转换因子和核素转移系数)的适用性问题,提出了今后须重点研究的方向。     

西宁市建筑主体材料放射性水平及氡析出率的研究

采用低本底多道NaI(Tl)γ能谱仪和ERS-2-S氡钍射气析出仪对西宁市建筑主体材料中天然放射性核素比活度及氡的析出率进行测定,并按照相关标准进行评价。结果表明,除红砖、碎石和砂子外,其他建筑材料中~(40) K的比活度均低于西宁市区土壤~(40) K的平均值,红砖、灰渣砖、加气块和水泥中~(226) Ra和~(232) Th的平均比活度均高于该区域土壤中相应核素的平均值。所调查建筑材料内、外照指数均小于1,其放射性水平满足国标限量要求;部分样品的居民接受有效剂量当量率略高于最大允许限值1mSv/a,生产加工过程中须控制工业废渣的使用。     

β射线吸收剂量参考辐射场测量研究

β射线对于人体皮肤的浅表剂量的监测是外照射个人剂量监测的重要部分。为研究建立β辐射剂量国防计量最高标准,依照ISO 6980国际标准,对名义活度分别为37 GBq的147Pm、460 MBq的⁹⁰Sr+⁹⁰Y和3.7 GBq的⁸⁵Kr 3种放射源的辐射场特性进行研究。实验得到¹⁴⁷Pm、⁹⁰Sr+⁹⁰Y和⁸⁵Kr放射源分别在20、30、30 cm带展平过滤时的剩余最大能量为0.16、2.00、0.58 MeV。β污染、光子污染及辐射场均匀性在规定值的±5%以内,均满足ISO 6980标准要求。利用外推电离室对测量点处带展平过滤的皮肤组织等效材料的吸收剂量率进行测量,对涉及到的电离室有效面积及入射窗引起的散射和衰减等修正因子进行了详细的计算,测量得到¹⁴⁷Pm、⁹⁰Sr+⁹⁰Y和⁸⁵Kr分别在距源20、30、30 cm处的吸收剂量率分别为8.352、39.24、154.08 mGy/h,并与出厂证书给出的剂量值进行对比,最大相差0.52%,在可接受范围内。     

3m^(3)天然六氟化铀运输货包满载及卸载后的辐射水平分析北大核心CSCD

对运输天然UF_(6)原料的3 m^(3)运输容器在满载和卸料后容器内部的辐射源项及分布情况进行分析,计算两种状态下容器表面及1 m处辐射水平,并与实际测量结果进行了对比。计算结果表明:容器外部辐射主要来源于^(234)m Pa、^(234)Pa和^(235)U的γ辐射;满载时,容器外部辐射水平随时间增加而增加,至3个月时基本达到稳定;卸料后,残料容器中由于衰变子体^(234)Th、^(234)m Pa和^(234)Pa的大量残留,且缺少UF_(6)的自屏蔽作用,容器外部辐射水平高于满载状态,在卸料后2个月,残料容器表面最大辐射水平从167.5μSv·h^(-1)降到30.3μSv·h^(-1)。对卸料后约2个月的两个3 m^(3)运输容器表面辐射水平进行测量,测得最大辐射水平分别为31.3μSv·h^(-1)和28.1μSv·h^(-1),测量结果与计算结果基本一致。鉴于天然UF 6运输活动频繁,运输量大,因而在残料容器返厂运输活动中的辐射防护不容忽视,可通过增加残料容器空置时间、远距离操作和减少操作时间来减少工作人员遭受的照射。     

细胞尺度10B不均匀分布对细胞微剂量影响的计算与分析

硼中子俘获治疗已经成为当前治疗恶性黑色素瘤、头颈部肿瘤等恶性肿瘤的有效手段之一。¹⁰B在细胞尺度上不均匀分布将直接影响到对肿瘤细胞失活剂量的控制。为研究含硼化合物在细胞内空间上分布不同对靶区细胞微剂量的影响,本工作利用Monte-Carlo工具包开发了用于计算¹⁰B（n,α）⁷Li产生的α与⁷Li对靶区剂量的模拟程序α-Li Version 1.0。通过此程序,计算了2种细胞尺寸、8种α粒子能量、3种源分布方式的细胞S值,并与MIRD委员会解析算法的计算结果进行对比,两者差异在1%以内;对不同细胞核半径、不同细胞半径及不同源位置等条件下的3 420种模型进行了模拟计算,证明了α粒子和⁷Li粒子在细胞内的S值存在差异性;最终获得的¹⁰B（n,α）⁷Li反应的细胞S值数据库,可用于细胞尺度¹⁰B不均匀分布情况下的高精度微剂量学计算。     

秦山核电基地外围环境放射性水平20年监测结果

浙江省辐射环境监测站对秦山核电基地外围环境放射性水平的20年监督性监测结果表明,秦山核电基地外围环境 γ 辐射剂量率,气溶胶中总α、总β、⁴⁰K、¹³⁷Cs的活度浓度,沉降物中总β日沉降量,空气中¹⁴CO₂活度浓度,陆地淡水（饮用水、湖塘水、井水）中总α、总β、⁹⁰Sr、¹³⁷Cs的活度浓度,土壤中 γ 核素²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra、¹³⁷Cs的比活度,生物样品中放射性核素⁴⁰K、¹³⁷Cs、⁹⁰Sr及¹⁴C的比活度,均未发现异常,与对照点监测值和运行前本底调查值相比,属同一水平。空气、雨水、地表水、饮用水、排放口海水和陆生植物样品中³H活度浓度均高于相应对照点监测值,部分介质中³H活度浓度远高于基地运行前相应的本底。说明秦山核电基地20年的运行,特别是秦山三期重水堆运行之后,其外围环境已受到基地流出物中³H排放的影响。     

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。     

氡子体比的现场测量及其对剂量转换系数的影响

氡子体比是指其短寿命子体218 Po、214 Pb、214 Bi的活度浓度的比值,是氡子体剂量评价中的重要参数,但环境中氡子体比的数据非常有限。为了解和把握城市典型环境中氡子体比的现状,并分析其对剂量转换系数的影响,本文利用便携式α谱仪,现场测量了城市典型室内外环境的氡子体比,并通过分析室内外环境氡子体比数据的特点,讨论了环境氡子体比对剂量转换系数的影响。测量结果显示,城市典型室内环境中氡子体比的平均值为1∶0.59∶0.58,典型室外环境中氡子体比的平均值为1∶0.50∶0.67。因各子体的剂量系数与它们的α潜能呈正比,所以氡子体比对剂量转换系数的影响很小。     

利用12C+96Zr弹性散射角分布研究96Zr的中子皮

中子皮是原子核的关键物理参数之一,对非对称核物质状态方程有重要的约束作用。本工作主要利用¹²C+⁹⁶Zr弹性散射角分布研究⁹⁶Zr的中子皮,首先采用Woods-Saxon势,通过改变实部势参数得到与实验数据拟合最优的1组光学势参数,然后利用双折叠势模型（DFM）计算⁹⁶Zr在不同中子密度分布下与¹²C的相互作用势,通过比较两组相互作用势,找出与最佳光学势对应的⁹⁶Zr核的中子分布均方根半径,从而得到⁹⁶Zr的中子皮厚度为0.087 fm,此结果与其他研究结果在误差范围内符合很好。     

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。