包头市建筑主体材料天然放射性水平

采用低本底多道NaIγ能谱仪测定了建筑主体材料天然放射性核素40K、232Th和226Ra的比活度,并根据国家标准和欧盟放射卫生防护原则进行分析评价。结果表明,建筑主体材料中40K、232Th和226Ra的放射性比活度分别为218.82 1145.92、19.75 132.50和11.46 82.66 Bq/kg;其内照射指数IRa为0.06 0.41,外照射指数Iγ为0.28 0.70;年有效剂量率为0.41 0.97 mSv/y,内、外照射指数均小于1,本文所采集和测定的建筑主体材料的天然放射性水平都在允许范围内,故可销售和使用。然而,灰渣砖所致的居民的年有效计量率(0.97mSv/y)接近最大允许限值1 mSv/y。因此,应有效地监管建筑材料中工业废渣的用量,避免给居民带来不必要的照射。     

乌鲁木齐市常用建筑材料天然放射性水平及其辐射风险

为了解乌鲁木齐市常用建筑材料中天然放射性水平及其对居民的辐射风险,采用NaI(TI)低本底多道γ能谱仪对该市常用建筑主体材料中天然放射性核素226Ra、40K和232Th的比活度进行了测定,并根据相关标准进行评价.结果表明,乌鲁木齐市常用建筑主体材料中226Ra、40K和232Th的比活度分别为22.4～66.6、309.7 ～ 860.4和12.7～44.5 Bq/kg,其内、外照射指数分别为0.11～0.33和0.21～0.51.所调查材料用于房屋建筑时,对居民构成的年有效剂量(0.27～0.85 mSv/y)小于欧盟委员会所提出的最大限值(1 mSv/y).此次调查的乌鲁木齐市建筑主体材料的产销与使用范围不受限制.     

南海岛礁工程中建筑材料的天然放射性核素含量及辐射水平评价

本研究利用高纯锗γ谱仪测量南海15个不同岛礁最主要的建筑材料——珊瑚砂和珊瑚骨骼碎屑中的放射性水平。结果表明,珊瑚砂中²³⁸U、²²⁶Ra、²²⁸Ra、⁴⁰K的平均比活度分别为24.8 Bq/kg、2.38 Bq/kg、2.10 Bq/kg、11.6 Bq/kg;珊瑚骨骼碎屑中²³⁸U、²²⁶Ra、²²⁸Ra、⁴⁰K的平均比活度分别为28.7 Bq/kg、3.47 Bq/kg、12.6 Bq/kg、10.9 Bq/kg;南海岛礁珊瑚砂和珊瑚骨骼碎屑的放射性水平仅为国际推荐限值的1％～10％。通过对比国内外多种建筑材料的放射性水平,南海岛礁珊瑚砂和珊瑚骨骼碎屑拥有很低的放射性水平。珊瑚砂和珊瑚骨骼碎屑作为低放射性水平的建筑材料,可能可以应用于低本底实验室的建设,也可以作为高放射性建筑材料(煤灰渣、矿渣)生产过程中的添加剂(稀释剂),有效降低建筑材料的放射性水平。     

基于低本底高纯锗γ谱仪测量茶叶和烟草中210Pb和40K的比活度

茶叶和烟草中存在²¹⁰Pb和⁴⁰K等放射性核素,其放射性含量一直备受关注。本研究选择基于低本底高纯锗γ谱仪的γ能谱方法,并结合Geant4无源效率刻度技术,对典型的茶叶和烟草样本进行了²¹⁰Pb和⁴⁰K比活度测量。其中,低本底高纯锗γ谱仪由Canberra BEGe 5030高纯锗探测器和15 cm厚低本底钢+2 cm厚高纯无氧铜屏蔽室组成,在30～3 000 keV能量范围内,全谱计数率为1.98 s^-1。基于以上实验设备,选择了4种茶叶和5种产地的香烟作为测量对象,测量结果显示,茶叶中²¹⁰Pb的比活度为8.15～49.67 Bq/kg,⁴⁰K的比活度为296.58～351.69 Bq/kg;烟草中²¹⁰Pb的比活度为21.74～31.16 Bq/kg,⁴⁰K的比活度为470.15～522.88 Bq/kg。根据样品中²¹⁰Pb的平均比活度估算,饮茶导致的^...     

长治市建筑主体材料天然放射性水平

采用低本底多道γ能谱仪对长治市建筑主体材料中天然放射性核素228Ra、232TH和40K的比活度进行检测,并按照相关标准方法进行评价.结果表明,长治市建筑主体材料的天然放射性核素226Ra、232Th、40K的比活度分别为14.58 ～131.18、9.92～ 138.77和96.11 ～818.99Bq/kg.建筑主体材料的内、外照射指数分别为0.09 ～0.58和0.13 ～0.80,均小于1,其使用不受限制.这些建筑主体材料用于房屋建筑,空心砖及碎石所致居民年有效剂量最高,大于欧洲委员会EU提出的1 mSv/y.     

中国燃煤火电煤灰渣在主体墙材中利用所致居民剂量估算

本文通过分析1992—2010年期间中国燃煤火电发电量、煤灰渣中天然γ核素含量、煤灰渣综合利用情况及掺煤灰渣的主体墙材所建居室内的辐射照射情景,采用居室内墙体所致居民的内外照射剂量估算模式,评估了在主体墙材中利用燃煤火电煤灰渣引起的附加辐射剂量。结果表明:主体墙材中掺入煤灰渣后,所建居室内的居民受到的辐射剂量增加,这与类似的研究结论一致;我国掺燃煤火电煤灰渣的墙材相对于红砖所致居民的总附加年有效个人剂量为0.01～0.30 mSv/a,均值约0.22 mSv/a,其中内照射贡献占82%的份额;1992—2010年期间我国燃煤火电煤灰渣在主体墙材中的利用所致居民归一化附加集体剂量在1.92×10³ ～5.85×10³ 人·Sv/GWa之间;煤灰渣的利用对室内²²²Rn浓度升高的贡献份额均值为28%,范围为7%～38%。该研究结果可为燃煤火电煤灰渣利用政策的制定和燃煤火电放射性环境风险分析提供必要的基础数据。     

北京市气溶胶放射性核素分析(2013—2016)

利用中国锦屏地下实验室(CJPL)低本底γ谱仪对北京地区近4年34组气溶胶样品中长寿命放射性核素进行研究。发现气溶胶样品中含有²³⁸U、²²⁶Ra、²¹⁰Pb、²³²Th、²²⁸Ra、 ⁴⁰K、⁷Be、¹³⁷Cs,其活度浓度均值分别为17.47 μBq·m^-3、21.19 μBq·m^-3、2.39 mBq·m^-3、11.12 μBq·m^-3、14.43 μBq·m^-3、226.64 μBq·m^-3、6.98 mBq·m^-3、2.36 μBq·m^-3,且均在本底范围之内。同时,放射性核素活度浓度与环境参数存在相关性,⁷Be、⁴⁰K、¹³⁷Cs、²²⁶Ra均与季节负相关,²¹⁰Pb与季节正相关;⁴⁰K与空气质量指数(AQI)正相关。     

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。     

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。     

利用HFETR制备有载体177Lu

¹⁷⁷Lu是一种优良的诊疗一体化医用放射性核素,其标记的放射性药物被广泛用于多种癌症的诊断和治疗。其中,有载体¹⁷⁷Lu的制备具有放射化学处理简单、¹⁷⁷Lu产量高等优点。为此,在高通量工程试验堆(HFETR)中利用热中子辐照¹⁷⁶Lu,开展有载体¹⁷⁷Lu的制备研究。本研究分别辐照天然Lu和富集¹⁷⁶Lu进行热实验验证,结果表明：天然Lu在2×10¹⁴ n·cm^-2·s^-1热中子通量下辐照13 d,生成¹⁷⁷Lu比活度约为0.87 Ci/mg,^177mLu杂质含量为0.009%;富集(86.5%)¹⁷⁶Lu在热中子注量率为1×10¹⁴ n·cm^-2·s^-1条件下辐照28 d,生成¹⁷⁷Lu比活度约为24.9 Ci/mg,^177m...     

中国核动力院外围空气中7Be、40K、60Co、131I、137Cs分布特征及所致公众年有效剂量评价

基于2015—2017年中国核动力院外围空气中⁷Be、⁴⁰K、⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs监督性监测数据,对综合楼、南坝工会和木城水厂监测点附近居民组三种途径的有效剂量进行了粗略估算。结果表明:随距核设施距离增加,⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs平均年摄入量和所致年有效剂量减小;综合楼附近居民组中成人、青少年、儿童、幼儿、婴儿经吸入⁷Be、⁴⁰K、⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs平均年摄入量分别为29.25、26.48、20.16、11.49、6.79 Bq/a;综合楼附近居民组中青少年、儿童、成人、幼儿、婴儿,经吸入、浸没和地面沉积途径⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs所致年有效剂量分别为133.58、130.98、128.61、120.20、118.61 nSv/a,⁶⁰Co所致剂量分数达到95.6%,其次是¹³⁷Cs;地面沉积途径所致剂量分数达到54%,其次是吸入;综合楼附近居民组中青少年组成员⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs所致有效剂量最大为133.58 nSv/a,但此有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.25 mSv)的1‰以下。由此可以得出,核基地核设施正常运行工况下,⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs对核基地外围空气的影响很小。     

燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏影响分析

以核电厂燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏释放的放射性物质为分析对象,就放射性物质释放对组件修复的工作人员产生的累积有效剂量进行评估,对向环境释放的气态流出物的放射性总活度进行计算,并对气态流出物排放监测的影响开展分析。分析结果表明单根燃料棒损坏后,执行燃料组件修复的每位工作人员接受的累积有效剂量为12.2 mSv,低于GB 18871—2002规定的工作人员职业照射年平均有效剂量限值20 mSv;向环境释放的气态流出物中惰性气体与碘的放射性总活度分别为3.51×10¹¹ Bq和2.17×10⁸ Bq,远小于GB 6249—2011规定的年排放控制值6.0×10¹⁴ Bq和2.0×10¹⁰ Bq。燃料棒损坏后40 min烟囱排气惰性气体测量仪的读数小于1.0×10¹¹ Bq/h,核电厂无需进入应急待命状态。     

某核设施周围土壤中137Cs放射性水平及所致居民外照射剂量评价

¹³⁷Cs是核设施环境监测中重点关注的人工放射性核素。对2012—2021年某核设施周围土壤中¹³⁷Cs放射性水平进行了统计分析,与同类核设施进行了对比,建立了一套针对土壤中¹³⁷Cs所致居民外照射剂量的本底扣除方法,估算了该核设施周围土壤中¹³⁷Cs所致居民外照射剂量。结果表明：2012—2021年期间该核设施周围土壤样品中¹³⁷Cs的活度浓度平均值呈现出先下降后回升的趋势,近10年平均值1.81 Bq/kg,略高于同类核设施。从监测点位来看,¹³⁷Cs活度浓度平均值较高的6个点位中有4个分布在该核设施周围2 km半径内。该核设施周围土壤样品中的¹³⁷Cs所致居民年均外照射有效剂量为1.32μSv,仅为核设施公众年剂量目标值的0.5%。     

建筑材料中天然放射性的γ能谱分析

应用HPGeγ谱仪对一批建筑材料中^236Ra、^232Th和^40K的放射性比活度进行了测定。结果表明,根据GB6566-2001《建筑材料放射核素限量》,其内照射指数IRa和外照射指数It(除2#、3#样品外)均达国家标准限制要求,可作为建筑主体材料使用。根据放射性水平指数,皆属于A类装修材料。并计算了相关的年有效剂量当量。     

田湾核电站弱贯穿辐射调查与个人剂量监测

在田湾核电站两次大修换料期间,对1、2号机组开展了弱贯穿辐射调查,主要工作包括可能存在较高弱贯穿辐射风险场所的辐射剂量率监测、部分代表性工作人员受到的弱贯穿辐射剂量监测、防护用品的防护效果测试等。由弱贯穿辐射测量结果可知,田湾核电站各检修设备表面沉积的放射性核素基本一致,主要包含⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁹⁵Nb、⁹⁵Zr、⁵¹Cr、¹²⁴Sb、⁵⁴Mn、^110mAg、⁵⁹Fe等,其伴随发射的β射线能量主要集中在600 keV以下。其中测得主泵剂量率比值H·′(3)/H·^*(10)最大值为2.08,H·′(0.07)/H·^*(10)最大值为34.9;蒸汽发生器H·′(3)/H·^*(10)最大值为2.58, H·′(0.07)/H·^*(10)最大值为10.7;堆本体H·′(3)/H·^*(10)最大值为1.25,H·′(0.07)/H·^*(10)最大值为26.4;主泵之外其他泵类设备H·′(3)/H·^*(10) 最大值为3.80,H·′(0.07)/H·^*(10)最大值为55.6;阀门类设备H·′(3)/H·^*(10) 最大值为1.15,H·′(0.07)/H·^*(10)最大值为4.18;其他物项H·′(3)/H·^*(10) 最大值为1.53,H·′(0.07)/H·^*(10)最大值为2.16。检修人员弱贯穿剂量监测结果表明,H_p(0.07)/H_p(10)和H_p(3)/H_p(10)最大值分别为7.66和3.73,大修监测期间的个人剂量当量H_p(10)都在0.35 mSv以下,且这几次大修所有人员的个人剂量当量H_p(10)都小于2 mSv,由此可知H_p(0.07)和H_p(3)分别超过国家标准规定的个人剂量限值500 mSv/a及IAEA新限值20 mSv/a的可能性较小。根据弱贯穿测量结果,建议对主泵可抽取部件检修、反应堆水池清洁、KBA系统泵阀检修、放射性废物分拣等专项检修人员,开展眼晶体剂量和皮肤剂量监测。     

四川省乐山市原煤伴生放射性水平调查

为了解四川省乐山市煤矿开采行业原煤伴生放射性水平,对乐山市沙湾区、峨边县、夹江县、峨眉山市、五通桥区等五区煤矿开采企业原煤堆进行现场γ空气吸收剂量率测量和利用HPGeγ谱仪测量了原煤样品中238U、232Th、226Ra和40K放射性比活度。结果显示煤矿堆表面γ空气吸收剂量率的平均值为151nGy/h,原煤238U、232Th、226Ra和40K平均放射性比活度分别为150、82、113和294Bq/kg。乐山地区煤矿堆附近工作人员γ外照射年有效剂量最大值为0.252mSv/a;根据2007年国家《伴生放射性污染源监测范围及对象》乐山地区煤矿开采企业均属第二类污染源。     

广东省铀矿山周围环境样品的天然放射性核素水平监测

本文报道2013—2015年广东省环境辐射监测中心采用γ能谱法对广东省内铀矿山周围气溶胶、稻田土、菜地土、河底泥、稻谷、青菜等环境样品中天然放射性核素(²¹⁰Pb、²³⁸U、²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K、⁷Be等)的监测结果。     

高温气冷堆核电站示范工程新燃料运输辐射风险研究

探索了将概率安全评价（PSA）方法系统地应用于放射性物品运输的辐射风险评价,分析了高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）新燃料元件公路运输的辐射风险。基于实际路况数据和可能的事故情景,选择货包辐射水平升高和临界两种事故工况进行了事故频率分析。分析表明：货包辐射水平升高事故的发生频率为4.21×10^-7（车•单次运输）^-1;临界事故的发生频率低于1×10^-13（车•单次运输）^-1,可不考虑其辐射后果。对事故后果估算的结果表明：货包辐射水平升高事故对应急人员造成的最大外照射剂量为0.55 mSv,对附近公众造成的最大外照射剂量为4.55×10^-3 mSv,其辐射影响是可接受的。总体辐射风险为1.24×10^-10人•Sv/(车•单次运输),其中撞击事故对风险的贡献最大。     

示踪核素比活度在其不确定度范围内的变化对CIEMAT/NIST方法测量结果的影响

在中国计量科学研究院电离辐射研究所的双管符合液闪分析仪上,开展放射性医用核素⁹⁹Tc^m比活度的实验测量,并深入研究CIEMAT/NIST方法中由于示踪核素³H比活度自身不确定度对实验结果带来的影响。实验结果表明,液闪系统的通用曲线（自由参数随淬灭指示参数tSIE变化的曲线）对示踪核素比活度较敏感,进而会影响到被测核素⁹⁹Tc^m的探测效率和比活度测量值。对于采用扩展不确定度为3%的³H示踪核素,当其比活度在其不确定度范围内发生变化时,最终测量得到的⁹⁹Tc^m比活度有近1%的变化。     

珠江口、大鹏湾和大亚湾海域海水及沉积物中放射性核素水平

本文报道了珠江口、大鹏湾和大亚湾海域海水及沉积物中放射性核素水平。经2013年9月秋季航次和2014年4月冬季航次取样监测,珠江口、大鹏湾和大亚湾海域海水中²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K和¹³⁷Cs的放射性活度浓度分别为12.8～42.6 Bq/m³(平均21.7±7.3 Bq/m³)、3.2～26.6 Bq/m³ (平均11.8±6.5 Bq/m³)、529.7～974.1 Bq/m³(平均820.6±120.0 Bq/m³)和0.5～3.8 Bq/m³ (平均2.3±1.0 Bq/m³);沉积物中²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K和¹³⁷Cs的放射性活度浓度分别为16.9～35.0 Bq/kg (平均27.9±7.2 Bq/kg)、22.0～59.8 Bq/kg (平均36.5±11.1 Bq/kg)、326.2～621.0 Bq/kg(平均456.2±100.1 Bq/kg)和0.3～3.5 Bq/kg(平均1.5±0.7 Bq/kg);海水及沉积物中^110mAg的含量均低于检测限。珠江口、大鹏湾和大亚湾海域海水及沉积物中放射性核素水平与我国其它海域相当。