中国原子能科学研究院天然贯穿辐射水平调查

• (3)在打算测定眼晶体所受剂量当量的场合，通常 可以依据Hp(10)和Hp(0.07)的测定结果，十分准 确地评价个人剂量当量Hp(3)。如果Hp(10)和 Hp(0.07)低于各自的剂量限值，则人们可以看到， 在绝大多数情况下，对于眼晶体而言，Hp(3)的值 亦将低于剂量限值(150mSv)。 • (4)在大多数情况下，佩戴在人体躯干上的单个剂 量计已经够用。对于强贯穿辐射而言，应该把这 种剂量计置于预计躯干表面会受到最强照射的位 置上。对于主要来自躯干正面入射的辐射而言， 或在预期这种入射是轴对称的或各向同性时，该 剂量计应佩戴在躯干前面的两肩和腰部之间。用 以评估眼晶体所受剂量的剂量计，应佩戴在眼睛 附近(例如，前额或帽子上)。
辐射权重因数，WR 1 1 2 20
• 中子能量的连续函数 （见图1和公式(4.3)
表2 推荐的组织权重因数
组织 骨髓（红），结肠，肺，胃， 乳腺，其余组织* 性腺 膀胱，食道，肝，甲状腺 骨表面，脑，唾腺，皮肤 WT ΣWT 0.12 0.72
0.08 0.04 0.01 总
0.08 0.16 0.04 1.00
• (5)为了较好地评估在不均匀的辐射场中所 接受的有效剂量，工作人员在身体其他部 位上佩戴额外的剂量计是有益的。在某些 特殊情况下(例如，在使用诸如铅围裙之类 的防护衣的医疗照射场合)，把一个剂量计 置于防护裙的里面，并把另一个剂量计置 于身体非屏蔽的部位上是可行的。使用这 两个剂量计的目的在于测定身体的屏蔽部 位和非屏蔽部位所接受的有效剂量。上述 两种办法还可以结合起来使用，以便通过 使用适宜的算法给出总的有效剂量。 •
按监测目的的不同，监测可以分为 以下三类：
• (1)常规监测，它与连续操作有关，是按事 先制定的时间表定期进行的监测。其目的 是要论证当时的工作条件（包括个人所受 的剂量水平）是令人满意的，并符合监管 要求。因此，常规监测在本质上大都是证 实性的。 • (2)与任务相关监测，它可以为某种非常规 性的特殊操作提供有关操作管理方面的决 策依据，为辐射防护最优化提供支持。

第41卷㊀增刊12021年㊀10月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.41㊀No.S1㊀㊀Oct.2021㊃辐射防护监测与评价㊃β表面污染现场测量技术研究李玉芹,文富平,卢㊀瑛(中国原子能科学研究院,北京102413)㊀摘㊀要:为了探索不同的影响因素对β表面污染测量效率的影响,本文主要利用CoMo170表面污染监测仪对60Co 平面源㊁204Tl 平面源及90Sr -90Y 平面源进行测量,研究了能量响应㊁探测窗响应均匀性㊁测量间距㊁吸收效应㊁γ射线干扰以及反散射等因素对于表面活度响应值的影响规律,并进行了测量不确定度的评定㊂通过实验研究,得到各个因素对测量结果的准确度造成的影响,其中影响最大的因素主要是能量响应和γ射线干扰,实验测量最终不确定度评定结果表明,其相对合成标准不确定度约为46.71%㊂关键词:β表面污染;表面活度响应;影响因素;测量不确定度中图分类号:TL75+1文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2021-01-11作者简介:李玉芹(1993 ),女,2019年7月毕业于中国原子能科学研究院辐射防护及环境保护专业,获硕士学位㊂E -mail:1126968552@㊀㊀放射性表面污染的测量是放射性监测工作中必要的内容之一,其结果是评定放射性污染的一个重要依据㊂按照国家辐射安全管理规定,在易于发生放射性污染的场所,应对其地面㊁设备表面等进行常规污染监测,防止污染扩散㊂β射线具有较大的电离本领,有可能在机体组织表面引起破坏作用,造成皮肤烧伤甚至严重的内照射危害㊂在实际的现场测量中,由于受到周围环境及条件的限制,会对β表面污染的测量带来一定的困难,并且β射线能量分布是连续的,其能谱是一个连续能谱,测量难度较大,不易准确测量[1]㊂为了提高监测质量,减少测量误差,获得可靠的表面污染数据,需要探索不同因素对β表面污染现场测量效率的影响㊂本文采用CoMo170表面污染监测仪对60Co 平面源㊁204Tl 平面源及90Sr -90Y 平面源进行测量,主要考虑的影响因素有能量响应㊁探测窗响应均匀性㊁测量间距㊁吸收效应㊁γ射线干扰以及反散射,得到各个因素对β表面污染测量中表面活度响应值的影响规律,进而为以后的常规监测㊁环境调查㊁源项调查及核电站相关测量工作提供理论依据[2]㊂1㊀实验研究内容1.1㊀能量响应㊀㊀β表面污染监测仪对不同能量β射线的响应不同,即同一仪器对不同能量β射线的校准因子或表面活度响应值不同,因此仪器测量的表面污染水平与选取的某能量范围β射线的校准因子或表面活度响应值直接相关㊂本实验采用面积相同㊁能量不同的三种放射源分别放置于金属板上进行测量㊂根据实验测量数据,该测量仪对高能核素90Sr -90Y 源的表面活度响应值大概是204Tl 源表面活度响应值的1.6倍,是低能核素60Co 源的2倍多,其中90Sr 发射最大能量为0.546MeV 的β射线,90Sr 的衰变子体90Y 发射最大能量为2.284MeV 的β射线;204Tl 发射最大能量为0.763MeV 的β射线;60Co 发射最大能量为0.318MeV 的β射线㊂因此在实际检测校准过程中,被测核素必须要与被校准核素一一对应,保证测量结果的准确可靠性㊂不同能量放射源(β源能量为不同源的最大能量)的表面活度响应变化趋势如图1所示㊂1.2㊀探测窗响应均匀性㊀㊀由于探测器探头的物理结构以及表面源对于探测窗几何张角的不同,探测窗各部位的灵敏度是不一致的,因而各部位的表面活度响应也有所不同,而且不同型号的仪器也会有不同的效率分布,在测量小块污染时,不能简单地用小面积源刻度大面积探测器㊂李玉芹等:β表面污染现场测量技术研究㊀图1㊀不同能量放射源表面活度响应变化图Fig.1㊀Variation diagram of surface activity responseof different energy sources实验采用90Sr -90Y 的β源,分别测量表面污染仪探测窗的四个角以及中心位置,并对中心位置位⑤的表面活度值进行归一化处理,探测窗不同位置表面活度响应变化趋势如图2所示㊂根据实验测量数据,探测窗中间和四周的表面活度响应值有较大的差距,仪器的平均表面活度响应值不等于其中心的值,中心的表面活度响应大约是四周平均表面活度响应的1.3倍,可见该表面污染仪探测器的探测窗响应具有不均匀性,因此在现场测量中,不应该简单的使用平均表面活度响应,需采用多点法测量多个位置㊂图2㊀探测窗不同位置表面活度响应变化图Fig.2㊀Variation diagram of surface activity responseat different position of detector1.3㊀测量间距㊀㊀由于空气吸收层的变化以及探测窗对于污染点的立体角的变化,探测窗与污染面之间距离的大小,会直接影响仪器的探测效率和能量响应特性㊂本实验对β探测器在8~12mm 范围内按照1.0mm 的步长调节距离,选择纯β核素90Sr -90Y 源进行测量㊂实验测量的表面活度响应随测量间距的变化趋势如图3所示㊂对于表面活度响应的测量,距离小时表面活度响应值偏高,距离大时表面活度响应值偏低㊂对于CoMo170表面污染仪的β测量,距离变化1.0mm,偏差均<3%;距离变化2.0mm,偏差均>5%㊂因此,在β表面污染测量的现场使用中,一定要严格保持距离的准确性,否则会导致结果的偏差较大㊂图3㊀表面活度响应随测量间距的变化图Fig.3㊀Variation diagram of surface activityresponse with measurement spacin1.4㊀吸收效应㊀㊀在一些从事放射性相关工作的现场,工作人员为了防止探头表面被污染,经常会在仪器的探测窗表面蒙一层塑料布,这样其实相当于改变了仪器的物理结构,不但会影响仪器的效率,还可以改变仪器的能量响应特性[3]㊂本实验采用不同厚度塑料布遮盖探测窗进行实验,从而确定材料吸收的影响,测量无塑料布遮盖㊁质量厚度为4mg ㊃cm -2(所用塑料布厚度为1mm)以及8mg㊃cm -2(所用塑料布厚度为2mm)的塑料布分别遮盖条件下的计数率(s -1)㊂由实验数据可见,无论是60Co 源㊁204Tl 源还是90Sr -90Y源,塑料布对于β粒子的吸收衰减都是十分显著的,而且塑料布越厚,β粒子能量越低,其吸收衰减越明显㊂因此在现场的使用中,如果探测器蒙了塑料布,则会影响测量仪器的效率,若需选择塑料布作为保护层,应当在能保证探头不被污染的㊀辐射防护第41卷㊀第S1期情况下选择尽量薄的塑料膜㊂不同厚度塑料布遮盖下三种源的表面活度响应变化趋势如图4所示㊂图4㊀三种源不同质量厚度塑料布遮盖的表面活度响应变化图Fig.4㊀Variation diagram of surface activity responsewith different mass thicknesses1.5㊀γ射线干扰㊀㊀很多放射性工作场所中可能同时存在β粒子和γ粒子,在进行表面测量时,两种粒子的测量互相干扰,可能会造成β表面污染测量仪器的 假计数 ,我们可以采用遮挡法扣除γ射线干扰[4-6]㊂本实验测量中利用铝板和有机玻璃板两种材料遮盖放射源,其中1mm 厚铝板质量厚度为280mg㊃cm -2,1mm 厚有机玻璃板质量厚度为100mg㊃cm -2,分别测量无屏蔽材料和五种不同屏蔽材料的计数率(s -1),不同屏蔽条件及其对应的屏蔽厚度列于表1㊂表1㊀6种不同屏蔽条件及质量厚度Tab.1㊀Six different shielding conditionsand mass thicknesses㊀㊀不同屏蔽条件下测量得到的204Tl 源㊁90Sr -90Y 源及60Co 源表面活度响应变化趋势如图5所示,横坐标数据分别对应上述6种不同屏蔽条件㊂根据测量结果看到,对于204Tl 源和90Sr -90Y 源,随着遮盖材料厚度的增加,其表面活度响应值均越来越低,且2mm 铝板+3mm 有机玻璃板可以有效屏蔽掉β射线㊂对于60Co 源同样随着遮盖材料厚度的增加,表面活度响应值越来越低,但当用2mm 铝板+1mm 有机玻璃板遮盖后,其表面活度响应值基本没有再发生变化,可见此时表面活度响应主要来源于60Co 发射的γ射线,因此γ射线对于60Co 源的β表面污染测量具有较大的干扰性㊂图5㊀204Tl 源㊁90Sr -90Y 源及60Co 源在不同屏蔽条件下的表面活度响应Fig.5㊀Surface activity response of 204Tl ,90Sr -90Y and60Co under different shielding conditions1.6㊀反散射影响㊀㊀表面污染测量仪器的响应与标准源的衬底材料有关,测量中采用的源一般是薄放射源,可以忽略源本身的自吸收,但β粒子的反散射影响应予以考虑㊂为了验证反散射的影响,可以将90Sr -90Y 源依次放在有机玻璃板㊁铝板及钢板等衬托材料上测量㊂对钢板为衬托材料时的表面活度响应值归一化处理,不同衬托材料下测量得到的表面活度响应变化趋势如图6所示㊂由实验数据可知,对于不同衬托材料仪器所显示的计数率变化及表面活度响应值变化较小㊂因此该型号表面污染仪及90Sr -90Y 源对β反散射具有一定的影响,但对比其他因素该影响相对较小㊂李玉芹等:β表面污染现场测量技术研究㊀图6㊀不同衬托材料下的表面活度响应变化图Fig.6㊀Variation diagram of surface activity response under different background materials2㊀不确定度评定㊀㊀测量不确定度是表征合理的赋予被测量之值的分散性与测量结果相联系的参数,指对测量结果可信性的怀疑程度或不能肯定的程度,主要由于测量过程中存在相应的误差[7]㊂测量不确定度的A类评定指的是用统计分析的方法来评定标准不确定度,用实验标准偏差表征:s(x)=ðn i=1(x i-x)2n-1(1)u A(x)=S(x)=s(x)n(2)式中,u A(x)为A类标准不确定度;S(x)为算数平均值x标准不确定度;s(x)为n次测量标准偏差;n为测量次数;xi为第i次测量值;x为n次测量平均值㊂针对实验过程中所进行的多种影响因素的实验测量数据按照式(1)㊁式(2)进行计算,求解其实验标准偏差,进而进行A类不确定度的评定,结果列于表2㊂合成A类不确定度值为:u Arel=u21+u22+u23+u24+u25+u26=0.00762+0.00842+0.00572+0.00752+0.00972+0.00352ʈ1.80%因此,得到β表面污染测量的A类不确定度值为u Arel=1.80%㊂表2㊀A类不确定度评定Tab.2㊀Evaluation of class A uncertainty㊀㊀测量不确定度的B类评定指的是用不同于统计分析的方法来评定标准不确定度㊂本实验在测量中主要B类不确定度来源有:标准源所提供的定值存在的不确定度;实验测量仪器性能的不稳定性导致仪器存在不确定度;能量响应㊁探测窗响应均匀性㊁测量间距㊁吸收效应㊁γ射线干扰以及反散射对测量结果的不确定度;测量过程中受周围环境及条件的影响导致存在其它不确定度等㊂(1)标准源定值引入的相对不确定度分量u源rel实验中所用的β平面源对测量结果产生的不确定度,通过查询其校准证书得到源的扩展不确定度U rel=4.0%(k=2),所以其相对标准不确定度为:u源rel=4.0%/2=2.0%(2)仪器固有误差引入的相对不确定度分量u仪rel仪器固有误差是指在参考条件下测量仪器所确定的其本身具有的误差,主要来源于实验测量仪器本身㊂根据其检定证书,实验所用CoMo170表面污染监测仪的固有误差为8%,测量值落在该区间内的概率分布为均匀分布,k=3,则其相对标准不确定度为:u仪rel=8%/3ʈ4.62% (3)不同能量核素对测量结果产生的不确定度影响u能rel在实验测量中我们看到不同能量的核素测量所得到的值存在一定偏差,所以能量不同对测量结果会产生不确定度影响㊂实验所用CoMo170表面污染仪在检定中所用β参考核素为204Tl,将该平面源测量作为标准,对于60Co源和90Sr-90Y源的测量结果与204Tl源进行比较,通过计算得到不同能量的核素对测量结果产生的最大偏差为25.75%,㊀辐射防护第41卷㊀第S1期则能量响应不确定度为:u能rel=25.75%㊂(4)探测窗响应均匀性对测量结果产生的不确定度影响u均rel探测窗不同位置其响应均匀性不同,假设其均匀分布,将其平均值作为参考,在不同位置进行测量会对测量结果产生不确定度,通过计算得到,探测窗响应均匀性对测量结果产生的最大偏差为14.60%,则探测窗响应均匀性的不确定度为: u均rel=14.60%㊂(5)探测器表面与源表面距离不同对测量结果产生的不确定度影响u距rel按照规定对于β表面污染的测量,探测器表面与源表面距离应为10mm,但在实际的测量中,测量距离会存在一定偏差,以10mm的距离作为参考,计算ʃ2mm范围内对测量结果产生的不确定度影响,通过计算得到,探测器表面与源表面不同距离对测量结果产生的最大偏差为4.57%,则测量间距的不确定度为:u距rel=4.57%㊂(6)不同厚度塑料布遮盖对测量结果产生的不确定度影响u吸rel吸收效应影响中采用不同厚度塑料布进行遮盖,对测量结果产生了不同的不确定度影响,以无遮挡条件作为参考计算不同条件下的测量偏差,通过计算得到,不同厚度塑料布遮盖对测量结果产生的最大偏差为16.26%,则吸收效应的不确定度为:u吸rel=16.26%㊂(7)γ射线的干扰对测量结果产生的不确定度影响uγrel根据实验测量结果,对于60Co源的β表面污染测量会有γ射线的干扰,这部分的干扰也会对测量结果产生不确定度的影响,通过计算得到,γ射线干扰对测量结果产生的偏差为31.42%,则γ射线干扰的不确定度为:uγrel=31.42%㊂(8)不同衬托材料对测量结果产生的不确定度影响u反rel反散射实验中采用不同衬托材料进行测量,从而对测量结果产生一定的不确定度影响,以铝板为衬托材料作为参考进行计算,得到不同衬托材料对测量结果产生的最大偏差为1.99%,则反散射的不确定度为:u反rel=1.99%㊂(9)其它方面影响引入的相对不确定度分量u它rel其它方面的影响主要有测量环境温湿度变化的影响,测量中由于读数产生的误差等,这些影响产生的不确定度影响较小,且无法精确计算,可以将其估计为u它rel=1.0%㊂该实验测量过程中的B类不确定度值列于表3㊂表3㊀B类不确定度评定Tab.3㊀Evaluation of class B uncertainty㊀㊀上述各个不确定度分量是相互独立的,根据不确定度的传递法则[8-9],可以求得最终的相对合成标准不确定度u crel:u crel=u2Arel+u2源rel+u2仪rel+u2能rel+u2均rel+u2距rel+u2吸rel+u2γrel+u2反rel+u2它relʈ46.71%因此本实验对于β表面污染现场测量中不确定度评定的最终结果为其相对合成标准不确定度u crel约为46.71%,其中对实验测量不确定度影响最大的是能量响应及γ射线干扰㊂3㊀结论㊀㊀本文主要研究了β表面污染现场测量中各个因素的影响,阐述了β表面污染测量的方法和仪器;针对影响表面污染测量结果准确度的几个因素分别设计实验,包括能量响应㊁探测窗响应均匀性㊁测量间距㊁吸收效应㊁γ射线干扰以及反散射等,采用CoMo170表面污染监测仪进行实验测量㊂实验结果表明,在β表面污染的现场测量中,以上几种因素均会对结果的准确度造成不同程度的影响,必须严格按照规定进行相关的测量操作,从而提高测量的准确度㊂最后对实验测量过程进行了不确定度评定,得到其相对合成标准不确定度u crelʈ46.71%㊂李玉芹等:β表面污染现场测量技术研究㊀参考文献:[1]㊀李复增.β射线的安全防护及FH -73型β射线厚度计的辐射剂量[J].化工自动化及仪表,1978(3):58-63.[2]㊀韦应靖,崔伟,黄亚雯,等.核电站β表面污染监测仪校准源的选取[J].原子能科学技术,2016,50(9):1713-1716.[3]㊀陈子根,李星垣,帅小平.关于表面污染仪刻度的几个问题[J].核动力工程,1984,5(5):64-68.[4]㊀周琪.放射性表面污染测定应注意的几个问题[J].干旱环境监测,2002,16(3):188-189.[5]㊀[英]克莱顿RF.放射性表面污染的监测[M].黄治俭译.北京:原子能出版社,1976.[6]㊀李星洪.辐射防护基础[M].北京:原子能出版社,1982:155-288.[7]㊀国家质量技术监督局计量司.通用计量术语及定义解释[M].中国计量出版社,2001.[8]㊀赵焱,肖雪夫,倪宁,等.环境γ剂量率仪现场校准的修正技术研究[J].原子能科学技术,2016,50(12):2263-2268.[9]㊀许贵平,孙大朋,杨帆.核燃料元件表面污染检测系统研究[J].核电子学与探测技术,2014(6):766-769.The study on field measurement technology of beta surface contaminationLI Yuqin,WEN Fuping,LU Ying(China Institute of Atomic Energy,Beijing 102413)Abstract :In order to explore the influence of different influencing factors on the measurement efficiency of betasurface contamination,this paper mainly uses CoMo170surface contamination monitor to measure the60Co planesource,the204Tl plane source and the90Sr -90Y plane source,and studies the influence of energy response,detection window response uniformity,measurement spacing,absorption effect,gamma ray interference andback scattering on the surface activity response,and the measurement uncertainty is evaluated.Throughexperimental research,the influence on the accuracy of the measurement results is obtained.Among them,themost influential factors are energy response and gamma ray interference.The final uncertainty evaluation result of the experimental measurement shows that its relative synthetic standard uncertainty is approximately equal to 46.71%.Key words :beta surface contamination;surface activity response;influencing factors;measurement uncertainty。

福建省环境天然贯穿辐射水平调查陈夏冠;朱耀明;张宁;黄盛怒;林辉明【期刊名称】《辐射防护》【年(卷),期】1991(11)4【摘要】本文报道了福建省环境天然贯穿辐射剂量水平调查的方法和结果。

全省以25×25 km 网格均匀布点,共布设网格点173个,各类加密点170个。

调查结果表明:(1)原野天然γ辐射剂量率按测点、面积和人口的加权均值分别为9.26、9.23和8.71×10^(-8)Gy·h^(-1);(2)道路天然γ辐射剂量率按点平均为10.64×10^(-8)Gy·h^(-1);(3)建筑物室内天然γ辐射剂量率按测点和人口的加权平均值分别为15.58和15.65×10^(-8)Gy·h^(-1);(4)宇宙射线电离成分所致空气吸收剂量率按测点和人口的加权平均值,室内分别为2.42和2.39×10^(-8)Gy·h^(-1),室外分别为3.03和2.99×10^(-8)Gy·h^(-1);(5)天然贯穿辐射剂量率(不包括中子成分)按测点和人口的加权平均值,室内分别为18.00和18.05×10^(-8)Gy·h^(-1),室外分别为12.29和11.70×10^(-8)Gy·h^(-1);(6)天然γ辐射、宇宙射线和天然贯穿辐射所致福建人均年有效剂量当量分别为0.84、0.22和1.06 mSv,全省集体年有效剂量当量分别为2.31、0.60和2.91×10^(-4)人·Sv。

调查中发现“鬼头山”天然γ辐射异常本底区。

该区(约2km^2)的原野天然γ辐射剂量率平均值约为40.94×10^(-8)Gy·h^(-1),是全省平均值的4.4倍。

【总页数】10页(P266-274)【关键词】天然贯穿辐射;天然γ辐射;宇宙射线【作者】陈夏冠;朱耀明;张宁;黄盛怒;林辉明【作者单位】福建省环境监测中心站【正文语种】中文【中图分类】X591.08【相关文献】1.四川省广元市环境天然贯穿辐射水平调查 [J], 郑雪斌;丛力;严松;杨正亮2.武夷山原始森林公园环境天然外照射贯穿辐射剂量水平调查研究 [J], 杜平广3.阿拉山口口岸地区环境天然贯穿辐射水平的调查 [J], 徐振华4.甘肃省环境天然贯穿辐射水平调查研究 [J], 刘纯亭;白书明;任秀英;赵国英;孙骞5.福建省环境天然贯穿辐射累积照射剂量水平的调查 [J], 杨孝桐;陈文瑛;赖苏克;陈秀云;杨文光因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

㊀第44卷㊀第2期2024年㊀3月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.44㊀No.2㊀㊀Mar.2024㊃辐射防护监测㊃反应堆中子通量测量用裂变电离室探测装置研制邱顺利1,肖㊀伟1,董进诚1,葛孟团1,翟春荣2,汤仲鸣2,周宇琳1,曾㊀乐1,刘海峰1,孙光智1,程㊀辉1,石先武2,刘文臻2(1.武汉第二船舶设计研究所,武汉430205;2.国核自仪系统工程有限公司,上海200233)㊀摘㊀要:为建立一套用于反应堆中子通量测量的监测装置,以实现核电站堆外核测量系统测量要求,研制了一种长灵敏区㊁宽量程㊁高灵敏度和强γ抑制能力的裂变电离室探测装置㊂同时对该裂变电离室探测装置的热中子灵敏度㊁高压坪特性㊁甄别特性和γ感应度等典型核性能指标进行了试验验证㊂试验结果表明,该裂变电离室综合性能能够满足AP1000系列核电站堆外核测量系统中间量程测量通道的应用需求㊂关键词:中子通量测量;堆外核测系统;裂变电离室;高压坪特性;热中子灵敏度中图分类号:TL81文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2022-12-19基金项目:大型先进压水堆及高温气冷堆核电站国家科技重大专项(2019ZX06002012)㊂作者简介:邱顺利(1992 ),男,2014年毕业于兰州大学核技术专业,2017年毕业于兰州大学核能与核技术工程专业,获硕士学位,工程师㊂E -mail:qsllzu2010@㊀㊀核电厂一般通过在反应堆压力容器周围布置若干个中子探测器来进行反应堆中子通量监测,进而推算出反应堆的实时功率,此即堆外核测系统㊂该系统将反应堆功率水平分为3个区段,即源量程㊁中间量程和功率量程,分别采用三种不同的热中子探测器,每两种相邻量程的探测器在测量范围上互为冗余㊂在三代核电如AP1000核电站中,裂变电离室用于堆外核测系统中间量程测量通道,用于监测反应堆10-6%RTP ~200%RTP(额定热功率)运行时的中子注量率[1-2]㊂裂变电离室具有测量范围宽㊁测量精度高㊁可靠性高㊁使用寿命长㊁具备事故后监测功能等优点㊂基于AP1000系列堆外核测系统中间量程测量通道工程应用需求,研制了一种裂变电离室探测装置,包括位于反应堆压力容器周围测量孔道内的裂变电离室探测器组件㊁位于安全壳内的四轴有机电缆㊁位于安全壳外的三轴有机电缆和位于辅助厂房的前置放大器,及其相关电缆连接器,用于反应堆正常运行工况和事故运行工况下的堆芯中子通量监测㊂1　裂变电离室探测器设计㊀㊀通常,裂变电离室包含一个收集极和一个高压极,收集极外壁和高压极内壁都镀有一层铀沉积层,即灵敏层㊂收集极和高压极为同轴圆柱形设置,在接近大气压的条件下用气体(常为氮氩混合物)填充其间的空间,并在两电极间施加电场㊂当中子在灵敏层引起裂变时,生成的裂变碎片很可能被弹射到气体中,引起气体电离㊂电离产生的电子和离子在电场的影响下向两极运动,并在收集极产生感生电荷,形成电流脉冲㊂裂变电离室结构如图1所示㊂图1中左侧表示两电极间裂变碎片沿着散射轨道电离气体产生的电子和离子漂移,空心圆和实心圆分别表示电子和离子,箭头显示它们分别漂移到相反的电极㊂铀层位于两个电极上,通常只有几微米厚,因为即使裂变碎片的能量很大,重离子通过致密铀化合物的范围也小于10μm㊂因此,尽管较厚的铀层会吸收更多的中子,但也导致大多数源自该铀层气体侧约8μm 以上的裂变碎片不会逃逸,因此其产生的影响没有机会被收集下来㊂最终,铀层厚度㊁裂变截面和灵敏区表面积都会限制裂变电离室的探测效率㊂由于裂变电离室在脉冲模式下具有一个更宽的脉冲频谱分布,导致其灵敏度范围可能较宽,最大灵敏度处于 α截止电压 U α,即α甄别特性曲线中计数率小于1时的甄别电压,裂变电离室最大中子计数灵敏度一般为0.6~0.8cm 2[1]㊂GB /T7164 2022规定,工作在脉冲模式下的裂变电离㊃431㊃邱顺利等:反应堆中子通量测量用裂变电离室探测装置研制㊀图1㊀裂变电离室结构原理图Fig.1㊀Schematic diagram of fission ionization chamber室推荐甄别电压为U n =1.1U α,因此,实际灵敏度比上述值更低㊂AP1000系列核电站对堆外核测系统裂变电离室的热中子灵敏度要求更高,需ȡ1.0cm 2,脉冲幅度需达到0.1pC 或者更高,增大了其设计难度㊂因此考虑从裂变电离室探测器的灵敏涂层厚度㊁工作气体和灵敏体积等关键因素出发进行裂变电离室结构设计㊂研究结果表明[3],探测器裂变材料的涂层厚度一般以不超过2mg /cm 2为宜㊂同时,铀膜的均匀性也是热中子灵敏度关键制约因素,故控制电极镀铀工艺至关重要㊂基于铀的自发衰变α粒子谱进行铀膜厚度定量测量[4]和铀与中子反应生成裂变碎片的量反推铀膜厚度的方法[5],搭建了一套灵敏涂层厚度分布测量装置,并对裂变电离室灵敏电极进行了抽样测量[6],其结果符合预期㊂采用在单原子分子气体中填充少量多原子分子气体的P10混合气体作为裂变电离室工作气体和增大灵敏电极面积的方式进一步增大其热中子灵敏度,如采用多电极结构㊁加长电极长度㊁在收集电极外表面和高压电极内表面均涂覆灵敏物质等㊂裂变电离室设计时,既要确保电离室对中子有足够高的灵敏度,又要控制电离室的电极结构,使绝大多数裂变碎片能完全沉积在灵敏腔体中,以获得足够高的脉冲输出㊂为了获得比较准确的理论值,需要对裂变碎片在裂变电离室中的运动径迹进行模拟计算㊂研究表明,热中子与235U 反应产生的裂变产物在填充气体中的射程,主要集中在9.5~10mm 之间,其中,质量较大的Cs 和Ba在10mm 附近,此即裂变电离室电极结构的较佳设计㊂此外,AP1000系列核电站堆外核测系统中间量程探测器耐事故环境要求较其他核电站更为苛刻,需经受4个月设计基准事故后化学/水淹浸没㊂探测器输出弱信号传输距离远,途经多个大型电机㊁阀门等大功率电气设备,同时距离其它系统的电缆较近,很容易受到干扰,在运核电站类似通道已出现多次闪发报警现象㊂为加强裂变电离室的抗干扰能力和耐恶劣环境性能,在常规同轴电离室结构外绝缘后增加外层承载结构,并设置减震结构㊁惰性氛围保护和多层密封防护,形成可靠的㊁耐受高温高压高湿强辐照环境的三同轴圆柱形全密封结构㊂综上,设计了一套长灵敏区(~900mm)㊁高压极内壁和收集极外壁均涂覆有高浓度裂变材料㊁外加密封保护承载体结构的裂变电离室,以满足AP1000电站堆外核测量系统中间量程探测器高灵敏度㊁宽测量范围㊁强抗干扰能力㊁耐受事故环境等要求㊂2㊀裂变电离室探测装置加工制造㊀㊀裂变电离室探测装置用于堆外核测量系统中间量程探测通道,主要包括裂变电离室探测器组件㊁电缆接线盒㊁前置放大器及其相关特殊电缆和连接器㊂裂变电离室探测器组件包括裂变电离室探测器㊁慢化体组件㊁延伸组件㊁安装支座组件和三同轴铠装电缆㊂探测器组件安装在反应堆外特定的钢衬孔道内,裂变电离室探测器输出与中子注量率呈正比的计数率或MSV (均方电压)信号(高中子注量率下,脉冲信号发生堆积重叠,产生直流电流分量,此时信号的相对均方根涨落值与采样时间内裂变反应发生次数的平方根成正比,利用坎贝尔法处理即可测量中子注量率[7]),经三同轴铠装电缆传输后在电缆接线箱内与高可靠四轴有机电缆连接,再经电气贯穿件输出至安全壳外的前置放大器进行计数率模式或MSV 信号处理,最后传送至核测仪表信号处理机柜的中间量程信号处理组件㊂裂变电离室探测装置组成结构如图2所示㊂㊃531㊃㊀辐射防护第44卷㊀第2期图2㊀裂变电离室探测装置测量结构示意图Fig.2㊀Structure diagram of fission ionization chamber detector2.1㊀探测器组件设计及制造㊀㊀裂变电离室探测器外依次装配慢化体和金属外壳,构成慢化体组件㊂慢化体完全覆盖裂变电离室灵敏区,并采用陶瓷绝缘材料将裂变电离室与金属外壳绝缘㊂工程安装时,慢化体组件由延伸组件和安装组件支撑,安装在探测器竖井内㊂各组件间采用连接结构件连接,并设置有便于快速对准的导向槽,以便于快速安装㊁拆卸㊂裂变电离室探测器组件的制造主要在于裂变电离室探测器的生产,按照相关标准工艺文件完成组装㊁铀膜镀覆㊁焊接㊁充气等关键工序,全程需在质量监督下完成㊂2.2㊀信号处理设计及制造㊀㊀裂变电离室探测装置的信号处理部分主要体现在前置放大器的设计㊂为了实现裂变电离室探测器跨越近9个量级的宽量程测量功能,前置放大器需工作在两种模式下:计数率模式和均方压(MSV)模式㊂低中子通量条件下,裂变电离室前置放大器将探测到的低通量中子脉冲信号进行初级放大并进行幅度甄别,滤除因γ辐射或射频干扰产生的脉冲信号,并将有效中子脉冲进行光电信号转换后,通过光纤传递给核测仪表信号处理机柜;高中子通量条件下,前置放大器将脉冲堆叠转换为电压有效值后输出均方电压信号,该模式可实现反应堆功率0.1%RTP ~200%RTP 的测量[1]㊂裂变电离室前置放大器电路主要由高压滤波㊁测试脉冲产生㊁一级放大及调节㊁二级放大㊁脉冲调理和MSV 处理电路组成,其原理框图如图3所示㊂通过脉冲调理电路可以将幅值低于阈值的脉冲过滤掉,并将幅值高于阈值的脉冲转换为光脉冲后通过光纤传递给核测仪表信号处理机柜㊂其次,当堆功率升高导致脉冲重叠时,通过MSV 处理电路将重叠的脉冲信号转换为与反应堆中子通量成正比的直流电平(均方电压)信号,传送至信号处理机柜后可实现堆功率的转化㊂此外,该前置放大器还设置了测试脉冲产生电路,由核测仪表信号处理机柜发送一测试使能信号后,可通过该电路产生的测试脉冲检测前置放大器功能的好坏㊂前置放大器采用一体化成型的铝合金箱体作为电路板封装盒体,采用全密封结构,便于电路板防潮㊁防霉隔离,并在盒体内部设置电磁屏蔽金属盒,用于封装前置放大电路板,降低外界干扰㊂前置放大器设计制造完成后,采用标准脉冲信号发生器输入模拟信号,验证前置放大器输出结果满足设计精度要求后,可与裂变电离室搭配进行核辐射性能试验㊂㊃631㊃邱顺利等:反应堆中子通量测量用裂变电离室探测装置研制㊀图3㊀前置放大电路原理图Fig.3㊀Schematic diagram of preamplifier circuit2.3㊀传输电缆制造㊀㊀裂变电离室探测装置信号传输电缆主要包括四同轴有机电缆㊁三同轴有机电缆及其配套接插件㊂三同轴电缆主要由中心导体㊁内外屏蔽层㊁绝缘层和外层护套等按照同一轴线加工制造而成,四同轴电缆在三同轴电缆基础上增加一导电屏蔽层㊂电缆制造按照标准生产工艺进行,需格外关注接插件与内外屏蔽层间的接触可靠性㊂3㊀裂变电离室探测装置测试3.1㊀热中子灵敏度试验㊀㊀热中子灵敏度是裂变电离室探测器的关键指标,本试验在中国计量科学研究院的热中子场㊀㊀㊀㊀㊀㊀参考辐射装置[8]上进行㊂该装置外场反射腔内参考中子注量率大于103cm -2㊃s -1,且具有较高的镉比(1433ʒ1)和较大的均匀区(70cm ˑ70cm),均匀性好于1%㊂对于本次灵敏区长度近900mm 的裂变电离室而言,封闭式反射腔内不具备试验条件,因此试验时将外场反射腔拉开,将待测裂变电离室置于反射腔与中子源均整透镜之间,并采用SP93He 探测器测试试验位置处的热中子注量率和均匀性,确保该处热中子场能够覆盖裂变电离室探测器灵敏区,保证试验的准确性㊂热中子场参考辐射装置如图4所示,该装置已经过CNAS 认证,认证报告编号:国基证(2002)第103号㊂图4㊀热中子场参考辐射装置示意图Fig.4㊀Schematic diagram of a thermal neutron radiation reference facility㊃731㊃㊀辐射防护第44卷㊀第2期㊀㊀裂变电离室探测器的热中子灵敏度采用比对法进行测试㊂将已知热中子灵敏度S m,u 的标准3He 计数管置于热中子场中,测量其输出计数率N m,u ,将待测裂变电离室置于同一位置,测量其输出计数率N m,s ㊂则待测裂变电离室探测器的热中子灵敏度可通过式(1)进行计算,试验结果列于表1㊂S m,s =S m,u ㊃N m,sN m,u(1)表1㊀裂变电离室热中子灵敏度测试结果Tab.1㊀Test results of thermal neutronsensitivity for fission ionization chamber3.2㊀高中子通量试验㊀㊀裂变电离室可测量的中子注量率可达1010cm -2㊃s -1以上,测量范围跨越数个数量级㊂因此,验证其关键核性能需在具备高中子通量试验条件的反应堆上进行㊂本次裂变电离室核性能试验在中国原子能科学研究院49-2游泳池式堆水平热柱孔道上进行,主要包括高压坪特性和甄别阈特性㊂热柱孔道深度约为3m,其热中子注量率与孔㊀㊀㊀㊀㊀道深度呈正相关分布㊂3200kW 功率下该热柱孔道内的中子注量率分布如图5所示㊂图5㊀原子能院49-2堆水平热柱孔道内中子注量率分布Fig.5㊀Distribution of neutron fluence rate inhorizontal channel of 49-2reactor3.2.1㊀高压坪特性㊀㊀裂变电离室高压坪特性测试布置如图6所示㊂将裂变电离室放置在49-2堆热柱孔道内,按照现场实际布线方式进行布线,信号经过前置放大器放大成形㊁处理后,由核测仪表信号处理机柜的信号测量装置读取数据㊂图6㊀裂变电离室高压坪特性试验布置图Fig.6㊀Layout of high voltage saturation characteristics test of fission ionization chamber㊀㊀将裂变电离室灵敏区中心置于距热柱孔道口约1.5m 处,反应堆功率稳定在约65kW,对应中子注量率约4.13ˑ106cm -2㊃s -1,测量裂变电离室计数率模式下的高压坪特性曲线,其试验结果如图7所示㊂由图7可知,裂变电离室计数率模式下的高压坪区范围为500~1000V,坪长ȡ500V,坪斜为1.98%/100VDC(直流电压)㊂将裂变电离室置于热柱孔道底部,并继续增大反应堆功率,使裂变电离室进入均方压(MSV)工作模式,直至反应堆满功率下(3200kW,对应中子注量率1.26ˑ1010cm -2㊃s -1),测试此时的裂变电离室MSV 模式高压坪特性,结果如图8所示㊂由其可知,裂变电离室MSV 模式下的高压坪区范围为500~1000V,坪长ȡ500V,坪斜为1.92%/100VDC㊂㊃831㊃邱顺利等:反应堆中子通量测量用裂变电离室探测装置研制㊀图7㊀裂变电离室计数率模式下高压坪特性试验结果Fig.7㊀Test results of high voltage saturationcharacteristics of the fission ionizationchamber at pulsemode图8㊀裂变电离室MSV 模式下高压坪特性试验结果Fig.8㊀Test results of high voltage saturation characteristicsof the fission ionization chamber at MSV mode3.2.2㊀甄别阈特性㊀㊀在无中子源和加工作高压时,测量裂变电离室计数率N 随甄别阈电压U 变化的曲线,得到裂变电离室的α甄别曲线㊂在有中子源和加工作高压时,测量裂变电离室计数率N 随甄别阈电压U 变化的曲线,得到裂变电离室的甄别阈曲线,作为裂变电离室特征曲线㊂裂变电离室甄别阈值曲线如图9所示,由测量曲线可得,该裂变电离室推荐甄别阈值U n =1.1U α=210mV [9]㊂3.3㊀γ感应度试验㊀㊀γ感应度在标准事故水平γ辐射试验装置上进行㊂试验时,将裂变电离室放置在标准γ辐射图9㊀裂变电离室甄别阈曲线Fig.9㊀The discrimination threshold curveof fission ionization chamber场下,施加工作电压,通过电流源表在探测器信号输出电缆端测量电离室输出的电流I o ,则裂变电离室的γ感应度S γ为:S γ=I oX㊃(2)式中,S γ为γ感应度,A ㊃Gy -1㊃h;I o 为输出电流,A;X ㊃为照射量率,Gy ㊃h -1㊂裂变电离室γ感应度测量结果如图10所示㊂经过计算,裂变电离室的γ感应度为S γ=7.57ˑ10-9A ㊃Gy -1㊃h㊂图10㊀裂变电离室γ感应度实验结果Fig.10㊀Test results of gamma sensitivityof fission ionization chamber3.4㊀试验小结㊀㊀表2列出了裂变电离室设计性能指标与工程应用指标的对比,可以看出该裂变电离室主要物理性能指标满足设计要求㊂㊃931㊃㊀辐射防护第44卷㊀第2期表2㊀裂变电离室性能指标Tab.2㊀Performance indicator fission ionization chamber4㊀结论㊀㊀结合AP1000系列核电站实际应用情况,搭建了一套适用于反应堆堆外核测量系统的裂变电离室探测装置,进行了裂变电离室探测器详细设计及探测装置加工制造,并结合国内现行试验条件和相关标准规定,对其进行了核性能试验验证㊂试验结果表明,该裂变电离室探测装置具有高压坪特性优㊁热中子灵敏度高和抗γ干扰能力强等特点,主要性能指标均能满足工程应用指标,可应用于AP1000系列反应堆堆外核测量系统中间量程测量通道,并可推广至其他电站反应堆堆外核测系统或船用核控系统㊂参考文献:[1]㊀杨天,陈科.AP1000电站堆外核测系统(NIS)中间量程(IR)的构成及信号处理特点详析[J].仪器仪表用户,2016,23(2):73-77.[2]㊀汤仲鸣,何文灏,李树成,等.AP1000与VVER1000堆外核测系统设计理念分析[J].核电子学与探测技术,2014,34(5):671-674.[3]㊀杨波.一种高灵敏度裂变室的研制[J].核电子学与探测技术,2012,32(5):587-589.[4]㊀王玫,温中伟,林菊芳,等.小型平板铀裂变电离室研制[J].核电子学与探测技术,2014,34(9):1128-1131.[5]㊀朱通华,刘荣,蒋励,等.裂变室镀层质量厚度的相对测量技术[J].核技术,2009,32(6):459-463.[6]㊀孙光智,任才,毛从吉,等.堆外核测量用裂变电离室铀膜均匀性研究[J].核技术,2019,42(9):090603.[7]㊀黄自平,钟明光,熊国华.基于坎贝尔定理的中子监测技术的研究[J].核电子学与探测技术,2013,33(9):1054-1056.[8]㊀杨竣凯,王平全,张辉,等.热中子参考辐射装置参数的实验测量[J].核技术,2021,44(11):62-68.[9]㊀北京核仪器厂.用于核反应堆的辐射探测器特性及其测试方法:GB/T7164 2004[S].北京:中国标准出版社,2004.Development of fission ionization chamber detector forreactor neutron flux measurementQIU Shunli1,XIAO Wei1,DONG Jincheng1,GE Mengtuan1,ZHAI Chunrong2,TANG Zhongming2, ZHOU Yulin1,ZENG Le1,LIU Haifeng1,SUN Guangzhi1,CHENG Hui1,SHI Xianwu2,LIU Wenzhen2(1.Wuhan Secondary Institute of Ships,Wuhan430205;2.State Nuclear Power Automation System Engineering Company,Shanghai200233) Abstract:In order to establish a monitoring device for reactor neutron flux measurement to meet the measurement requirements of ex-core nuclear measurement system,a fission ionization chamber detector with long sensitive region,wide range,high sensitivity and strongγ-suppression ability has been developed.At the same time,the thermal neutron sensitivity,high voltage plateau characteristic,screening threshold plateau characteristic andγsensitivity of the fission ionization chamber detector are tested and verified.The test results show that the comprehensive performance of the fission ionization chamber can meet the application requirements of the intermediate range measurement channel for ex-core nuclear measurement system of the AP1000series nuclear power plant.Key words:neutron flux measurement;nuclear instrumentation system;fission ionization chamber;high-voltage saturation characteristics;thermal neutron sensitivity㊃041㊃。

0.14 b 0.14 b
7.28E+02 1.42E+03 1.19E-02 4.19E-03 2.32E+04 1.30E+00
2.29E+04 f 1.39E+03 f 3.04E+04 f 1.92E-02 f 1.55E+04 f 5.65E-01 f
a. 注：a. 为1994～1995年的平均值 b. 为2001～2004年的平均值 c. 为1988～1990年的平均值 d. 为1991、1992、1994和1995年4年平均值 e. 为1993～1995年的平均值 f. 为2003～2005年的平均值
1992年60Co治疗机事故
15
2
*报道数据很不全
6.结 语
我国天然本底的年剂量率可能不小于3 mSv。 室内氡浓度升高应引起高度关注。 钍射气引起的剂量可能比现在预计值高得 多。
6.结 语
我国核电站及其燃料循环对环境产生 的影响是很小的。除铀矿外，与国际 水平大体相当，但也存在进一步改进 的可能。 燃煤电站排入环境的放射性较上世纪 未有所减少，但仍远高于核电站。特 别是石煤发电站高达3个数量级。
372.37
30000
164.17
193.17
22347.7
1.96
4.8
1.44
1.38
2.1
4.医疗照射
X射线诊断产生的剂量
时间
检查数目 （百万）
每年X射线诊断频率（人次/千人口）
X射线
CT
总计
集体剂量
（103 人·Sv）
平均剂量 （mSv）
1984-1987 150.9
145.1
<0.01

《新疆环境天然放射性水平调查研究》课题通过了鉴定
刘鄂
【期刊名称】《干旱环境监测》
【年(卷),期】1990(000)004
【摘要】由新疆环境监测中心站承担,乌鲁木齐市和各地州(市)环境监测站协助完成,国家环境保护局下达的《新疆环境天然放射性水平调查研究》课题,已圆满完成
调查研究任务,达到了预期目的,按期提交了研究报告及有关资料,于今年七月二十日通过了鉴定.知名学者,国际放射防护委员会主委员会委员、国际核安全顾问组成员、中国辐射防护学会理事长、中国辐射防护研究院院长李德平教授,担任鉴定委员会
专家组组长,国家环境保护局、中国辐射防护研究院、中国原子能研究院和区内外
专家13人组成鉴定委员会.鉴定会由新疆科委和新疆环保局组织召开,自治区和乌
鲁木齐市环保局有关领导、会议特约代表和课题组成员计40多人参加了鉴定会.【总页数】1页(P223-223)
【作者】刘鄂
【作者单位】
【正文语种】中文
【中图分类】X83
【相关文献】
1.上饶地区环境陆地和建筑物室内天然放射性水平调查研究 [J], 陶甄
2.新疆和田地区环境天然贯穿辐射水平的调查研究 [J], 刘鄂;刘颖
3.《浙江省环境天然放射性水平调查》课题通过鉴定 [J], 孔曙
4.《新疆环境天然放射性水平调查研究》课题即将进行鉴定 [J], 刘鄂
5.甘肃省环境天然放射性水平研究成果通过鉴定 [J], 宋文杰
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

㊀第43卷㊀第2期2023年㊀3月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.43㊀No.2㊀㊀Mar.2023㊃辐射防护监测㊃内蒙古巴彦乌拉铀矿周边井水铀含量水平调查张㊀帅,哈日巴拉,格日勒满达呼,许㊀潇,孙智超,包玉龙,王成国(内蒙古自治区综合疾病预防控制中心内蒙古自治区医疗卫生重点实验室,呼和浩特010031)㊀摘㊀要:随着铀矿的开采和利用,铀矿周边水源是否受到放射性核素铀的污染,已成为人们普遍关心的问题㊂以内蒙古巴彦乌拉铀矿为例,对铀矿周边30km 范围内的全部98个井水样本的总铀浓度进行监测㊂结果表明:98份井水样本的总铀浓度范围在枯水期和丰水期分别为3.74~125.18μg /L 和3.76~150.36μg /L 之间,部分样本的总铀浓度大于30μg /L ,安装饮用水过滤装置可以显著降低井水中铀的含量㊂关键词:巴彦乌拉铀矿;井水;饮用水;铀中图分类号:X824文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2022-05-24基金项目:国家自然科学基金(11865011);内蒙古自治区自然科学基金(2019MS08073;2020MS08207)㊂作者简介:张帅(1987 ),男,2010年本科毕业于内蒙古科技大学过程装备与控制工程专业,2013年硕士毕业于大连工业大学化工过程机械专业,工程师㊂E -mail:zsacml@通信作者:哈日巴拉㊂E -mail:baihrbl@㊀㊀铀资源是我国原子能事业发展的重要基石与主要原料,自国务院提出‘核工业发展规划“以来,我国铀矿勘探与开采的力度逐步加大[1]㊂我国铀资源比较丰富,铀矿床类型较多,主要分布在24个省㊁市㊁自治区,以直接开采和地浸开采为主,目前伴随铀矿资源开采所产生的环境及健康问题也备受关注㊂在地质和人为因素的作用下,铀矿山中的放射性核素铀很容易向周边环境迁移㊁扩散,在降水㊁渗漏㊁风化等作用下进入地下或地表水系[2-4]㊂水系附近的岩石及土壤的化学性质和矿物性质的不同,使水中铀的浓度变化范围很大,从小于0.01μg /L 到大于1500μg /L 均有报道[5]㊂文献报道当一些含有铀的矿物质溶解于水源后,可能通过饮用途径进入人体,主要富集于肾脏㊁肝脏及骨骼中,根据剂量大小可表现为放射性损伤和化学损伤,引起中毒或诱发疾病[6],因此水源是否受到放射性核素铀的污染,历来是人们普遍关心的问题㊂但是迄今为止,除国家环境保护局在20世纪90年代做过全国环境天然放射性水平调查外[7],目前关于开采铀矿周边井水中铀含量的系统报道较少㊂本研究以巴彦乌拉铀矿为例,调查铀矿周边30km 范围内的全部井水中的铀含量水平㊂1㊀实验部分1.1㊀监测点位㊀㊀巴彦乌拉铀矿位于内蒙古自治区锡林郭勒盟苏尼特左旗西北部,其中心距满都拉图镇北约30km,属巴彦乌拉苏木,如图1所示㊂巴彦乌拉地区有着我国内陆气候的特点,夏天热㊁冬天冷,四季分明,年均降水量不超过200mm,周围没有农耕地和企业,居民以放牧为生㊂巴彦乌拉铀矿位于内蒙古二连盆地,具有矿体埋藏浅㊁铀资源量大等特点,属于特大型的砂岩型铀矿,铀矿层深度与周围水井深度相近,2015年后通过地浸开采的方式开采铀矿,目前属于开采阶段[8-10],巴彦乌拉当地牧民和牲畜的饮用水全部来自井水㊂采样工作于2020年进行,以铀矿为中心30km 半径范围内,对当地全部的98个井水按照枯水期(3~5月份)及丰水期(6~9月份)分别进行样本采集,采样点如图2所示㊂98个井水均为地下水,水井深度范围从5~150m 不等㊂采集枯水期井水样本98份㊁过滤后样本6份,丰水期井水样本98份㊁过滤后样本6份,共采集样本208份㊂1.2㊀仪器与方法㊀㊀采样前将采样瓶洗涤干净,然后用质量分数10%的硝酸浸泡8h,取出沥干后用纯净水淋洗干㊃731㊃㊀辐射防护第43卷㊀第2期㊀㊀㊀㊀㊀图1㊀采样地点Fig.1㊀Samplingposition图2㊀采样点分布图Fig.2㊀Diagram of sampling points㊃831㊃张㊀帅等:内蒙古巴彦乌拉铀矿周边井水铀含量水平调查㊀净㊂采样时先将井水抽出1~2min,再用该水样荡洗采样瓶和瓶盖2~3次,水样采集完成后用硝酸酸化至pH值3左右,并详细记录水样编号㊁采样地点及采样日期等相关信息,密封保存后粘贴唯一性标签,送至实验室进行监测和分析㊂仪器与试剂:所用仪器是HD-3025型微量铀分析仪(核工业北京地质研究院)㊂试剂有铀标准溶液(1mg/L,核工业北京地质研究院)㊁荧光增强剂(核工业北京地质研究院)㊁硝酸,实验中使用的水均为超纯水㊂标准与方法:实验方法参照‘环境样品中微量铀的分析方法“(HJ840 2017)[11]中3.5.2节样品测定㊂结果计算:水样中总铀的浓度计算见下式:C水=(N1-N0)ˑC1V1K (N2-N1)ˑV0ˑ1000式中,C水为水样中铀的浓度,μg/L;N0为水样未加荧光增强剂前测得的荧光强度;N1为水样加荧光增强剂后测得的荧光强度;N2为水样加铀标准溶液后测得的荧光强度;C1为测定荧光强度N2时加入的铀标准溶液浓度,μg/mL;V1为加入标准铀溶液的体积,mL;V0为分析用水样的体积,mL;K 为水样稀释倍数㊂质量控制:取5mL超纯水放入比色皿中后加入0.5mL荧光增强剂并测定荧光强度,然后分6次加入铀标准溶液,并依次测定荧光强度得出线性公式y=72798x+85.968,其中R2=0.9995㊂测定低㊁中㊁高三种浓度加标水样,每个水样平行测量6次,得出每种浓度相对标准偏差RSD值分别为8.5%㊁9.5%和7.53%,得出每种浓度加标回收率分别为92.0~112.0%㊁86.4~113.6%和87.2~106.4%㊂统计学处理:使用SPSS21软件进行分析,使用t检验比较枯水期和丰水期的饮用水中总铀的测量结果㊂2㊀结果与讨论2.1㊀枯水期和丰水期总铀浓度监测结果与分析㊀㊀2020年巴彦乌拉铀矿周边井水总铀浓度列于表1,巴彦乌拉铀矿周边井水的总铀浓度在枯水期和丰水期的差异无统计学意义(p>0.05)㊂目前关于开采铀矿周边井水的总铀浓度报道较少,有文献报道某铀尾矿周边地下水总铀浓度范围在0.88~25.1μg/L之间[12],华东某铀矿开采矿井区地表水总铀平均浓度47.61μg/L[13]㊂国家环境保护局20世纪90年代监测的内蒙古锡林郭勒盟牧区井水的总铀浓度平均值为35.57μg/L,总铀浓度范围为10.4~101.6μg/L[7],本次调查发现巴彦乌拉铀矿周边牧区井水与90年代锡盟牧区井水的总铀浓度平均值基本一致,说明矿区周边井水的铀含量近30年间整体相对稳定㊂由于相关文献较少,未收集到巴彦乌拉铀矿开采之前周边井水的铀含量水平,但本课题组在铀矿开采前后对当地井水进行过总放射性水平调查,经对比未发现开采前后井水总放射水平的上升[14]㊂表1㊀巴彦乌拉铀矿周边井水总铀浓度Tab.1㊀Total uranium concentration in well water around Bayanwula uranium mine2.2㊀距铀矿中心不同范围内井水总铀浓度的监测结果与分析㊀㊀根据水井位置的不同,距铀矿中心10km范围内的水井共有26个,距铀矿中心10~20km范围内的水井共有48个,距铀矿中心20~30km范围内的水井共有24个,结果显示在距铀矿中心10km 范围内井水的总铀浓度在枯水期和丰水期分别为10.07~125.18μg/L和17.54~150.36μg/L,在距铀矿中心10~20km范围内井水的总铀浓度在枯水期和丰水期分别为3.74~88.28μg/L和3.76~ 99.66μg/L,在距铀矿中心20~30km范围内井水的总铀浓度在枯水期和丰水期分别为10.44~ 66.66μg/L和10.89~59.34μg/L,如图3~图5所示㊂调查还发现距铀矿中心10km范围内的15号样品总铀浓度明显高于其他样品,分析原因可能与水井的位置与深度有关,铀矿开采过程中会㊃931㊃㊀辐射防护第43卷㊀第2期将溶浸液注入矿层,经过化学反应后溶浸液中含有大量铀离子,随着地质机构的变化和地下水流场的运动,含有铀离子的浸出液有可能向外扩散[15],由于铀矿山的走向和地下地质结构可能使大量铀离子富集于15号水井附近,从而导致此井水总铀浓度异常升高㊂图3㊀距铀矿中心10km 范围内井水总铀浓度Fig.3㊀Total uranium concentration in the well water within 10km around the uranium minecenter图4㊀距铀矿中心10~20km 范围内井水总铀浓度Fig.4㊀Total uranium concentration in the well water within 10-20km around the uranium mine center㊀㊀本次调查发现水样总铀浓度均值在距离铀矿中心10km 范围内最高,距铀矿中心10~20km 范围内次之,距铀矿中心20~30km 范围内最低,具体见表2㊂由表2可知,在枯水期和丰水期距铀矿中心10km 范围内㊁10~20km 范围内和20~30km 范围内井水的总铀浓度的均值分别为38.59μg /L㊁29.96μg /L㊁25.23μg /L 和43.14μg /L㊁31.91μg /L㊁24.97μg /L㊂井水总铀浓度随距离铀矿中心距离越远,铀的含量呈下降趋势,这与铀的迁移运动有关,铀的迁移会受到吸附㊁氧化还原和沉淀等作用的影响,而铀矿周边的地下水中的各类化学物质较为丰富[12],这为铀的迁移提供了更好的外界优势,因此随着与铀矿距离的增加,铀在地下水中的含量降低㊂表2㊀不同范围内井水枯水期和丰水期总铀浓度(μg /L )Tab.2㊀Total uranium concentration (μg /L )of wellwater in different ranges during dry and wet periods㊃041㊃张㊀帅等:内蒙古巴彦乌拉铀矿周边井水铀含量水平调查㊀图5㊀距铀矿中心20~30km 范围内井水总铀浓度Fig.5㊀Total uranium concentration in the well water within 20-30km around the uranium mine center2.3㊀饮用水总铀浓度的限值与过滤㊀㊀随着饮用水的安全越来越受到重视,世界上多个国家或组织根据实际情况对饮用水中铀的含量规定了限值,列于表3㊂目前我国对于饮用水中的铀含量尚无限值规定,本调查参照世界卫生组织规定的30μg /L 的限值,发现枯水期98份样品中总铀浓度小于30μg /L 限值的有59份,丰水期98份样品中总铀浓度小于30μg /L 限值的有58份,值得注意的是井水总铀浓度随着与铀矿中心的距离不同而不同,总铀浓度超过30μg /L 的井水大部分位于距离铀矿20km 范围之内,而在距铀矿20~30km 范围内的24份井水样本在枯水期和丰水期都只有5个井水的总铀浓度超过30μg /L,见表4㊂铀是重金属离子,铀的迁移扩散范围主要是分布在采区周围,相对比较缓慢[16],井水距离铀矿越远,受到铀矿的影响也越低㊂表3㊀国际组织和部分国家制定的现行饮用水中铀的限值Tab.3㊀Current limits for uranium in drinking water setby international organizations and some countries为2μg /L㊂㊀㊀据报道,铀的主要暴露途径可能是直接摄入井水,约占人类消费者的毒理学和放射学剂量的99%[18]㊂采样时发现,样品编号分别为07㊁24㊁26㊁37㊁51㊁55的井水安装了过滤装置,6户牧民将井水过滤后再饮用,采样时除采集井水之外还对过滤后的井水进行了采集㊂检测发现枯水期6份㊀㊀㊀㊀㊀表4㊀不同范围内的总铀浓度样本数(份)Tab.4㊀Number of total uranium concentration samples样品过滤后的总铀浓度从8.73~61.11μg /L 降低至0.12~0.66μg /L,丰水期过滤后的总铀浓度从7.49~70.89μg /L 降低至0.13~0.70μg /L,如图6所示,这表明安装饮用水过滤装置可以显著降低饮用水中放射性核素铀的含量㊂内蒙古地广人稀铀矿资源丰富,目前已发现部分牧区和农村的井水中总α放射性水平高于国家标准限值[19],而天然铀是饮用水中总α放射性的主要来源之一,所以加装过滤装置不失为一个改善牧区和农村饮用水安全的重要措施㊂3㊀结论㊀㊀本次对巴彦乌拉铀矿周边井水中铀含量水平的调查表明,铀矿周边井水铀含量与20世纪90年代锡林郭勒盟牧区井水铀含量基本一致,但仍有部分井水中总铀浓度高于世界卫生组织规定的饮用水限值要求,应引起足够重视㊂同时,充分了解铀矿地区周围井水中铀含量的情况,即有利于饮用水安全的保障与生态环境的治理,又能掌握相关地区水中铀的本底水平,对于我区特定人群的内照射剂量估算㊁核应急情况下快速监测评估等工作提供科学依据㊂㊃141㊃㊀辐射防护第43卷㊀第2期图6㊀井水过滤前后总铀浓度Fig.6㊀Total uranium concentration before and after filtration参考文献:[1]㊀王哲,朱建林,张怀胜,等.赣杭构造带某铀矿区地下水中铀的存在形式研究[J].辐射防护,2022,42(01):19-23.WANG Zhe,ZHU Jianlin,ZHANG Huaisheng,et al.Study on the uranium existing form in groundwater of a uranium mining area along the Gan-Hang tectonic belt[J].Radiation Protection,2022,42(01):19-23.[2]㊀蔡煜琦,张金带,李子颖,等.中国铀矿资源特征及成矿规律概要[J].地质学报,2015,89(6):1051-1069.CAI Yuqi,ZHANG Jindai,LI Ziying,et al.Outline of uranium resources characteristics and metallogenetic regularity in China[J].Acta Geologica Sinica,2015,89(6):1051-1069.[3]㊀王煦栋,刘思金,徐明.地下水铀污染与饮用水中铀的健康风险[J].环境化学,2021,40(06):1631-1642.WANG Xudong,LIU Sijin,XU Ming.Uranium contamination in groundwater and health risks of uranium in drinking water [J].Environmental Chemistry,2021,40(6):1631-1642.[4]㊀易玲,高柏,刘媛媛,等.铀矿区周边水体典型核素污染特征及风险评价[J].中国环境科学,2019,39(12):5342-5351.YI Ling,GAO Bai,LIU Yuanyuan,et al.Distribution characteristics and risk assessment of typical radionuclides in water around uranium mining area[J].China Environmental Science,2019,39(12):5342-5351.[5]㊀田青,吉艳琴,尹亮亮,等.内蒙古锡林郭勒盟饮用水中铀含量和铀同位素丰度分析[J].中华放射医学与防护杂志,2013(03):306-309.TIAN Qing,JI Yanqin,YING Liangliang,et al.Determination of uranium concentrations and isotopic ratios in drinking water in Xilingol League of Inner Mongolia by ICP-MS[J].Chinese Journal of Radiological Medicine and Protection,2013(03):306-309.[6]㊀朱寿彭,李章.放射毒理学[M].苏州:苏州大学出版社,2004:147-165.ZHU Shoupeng,LI Zhang.Radiotoxicology[M].Suzhou:Soochow University Press,2004:147-165.[7]㊀国家环境保护局.中国环境天然放射性水平[M].北京:国家环境保护局,1995.Environmental Protection of China.Natural environmental radioactivity levels in China[M].Beijing:Environmental Protection of China,1995.[8]㊀张金带,李友良,简晓飞.我国铀资源勘查状况及发展前景[J].中国工程科学,2008(01):54-60.ZHANG Jindai,LI Youliang,JIAN Xiaofei.Situation and development prospect of uranium resources exploration in China [J].Strategic Study of Chinese Academy of Engineering,2008(01):54-60.[9]㊀晏彦,张展适,史清平.二连盆地巴彦乌拉铀矿床微量元素地球化学特征[J].世界核地质科学,2019,36(01):21-29.YAN Yan,ZHANG Zhanshi,SHI Qingping.Trace element geochemical characteristics of Bayanwula uranium deposit in Erlian basin[J].World Nuclear Geoscience,2019,36(01):21-29.[10]㊀哈日巴拉,拓飞,胡碧涛,等.巴彦乌拉铀矿周围饮用水中放射性及健康风险[J].中国环境科学,2017,37(09):㊃241㊃张㊀帅等:内蒙古巴彦乌拉铀矿周边井水铀含量水平调查㊀3583-3590.HA Ribala,TUO Fei,HU Bitao,et al.Radioactivity and health risk of drinking water around Bayanwula uranium miningarea[J].China Environmental Science,2017,37(09):3583-3590.[11]㊀中华人民共和国环境保护部.环境样品中微量铀的分析方法:HJ 840 2017[S].北京:中国环境出版社,2017.Ministry of Environmental Protection of China.Technical guidelines for environmental impact assessment Analytical methods for micro-quantity of uranium in environmental samples:HJ 840 2017[S].Beijing:China Environmental Science Press,2017.[12]㊀齐文,高柏,陈井影,等.某铀尾矿库周边水环境中铀的分布特征及评价[J].有色金属(冶炼部分),2016(05):53-56.QI Wen,GAO Bai,CHEN Jingying,et al.Uranium distribution characteristics and evaluation in water environmentsurrounding uranium tailings[J].Nonferrous Metals (Extractive Metallurgy),2016(5):53-56.[13]㊀向龙,刘平辉,张淑梅.华东某铀矿区地表水中放射性核素铀含量特征分析[J].地球与环境,2016,44(04):455-461.XIANG Long,LIU Pinghui,ZHANG Shumei.Characterisctcs of uranium content in surface water of a uranium mine ineastern China[J].Earth and Environment,2016,44(04):455-461.[14]㊀孙智超,哈日巴拉,格日勒满达呼,等.巴彦乌拉铀矿周围饮用井水中总放射性水平调查[J].中华放射医学与防护杂志,2022,42(7):527-530.SUN Zhichao,HA Ribala,GE Rilemandahu,et al.Survey of total radioactivity in drinking well water around Bayanwulauranium mine[J].Chinese Journal of Radiological Medicine and Protection,2022,42(7):527-530.[15]㊀李孝君.地浸铀矿山的辐射影响及防护措施[J].绿色科技,2019(18):118-119.LI Xiaojun.Radiation effects and protection measures of the in-situ leaching uranium mines[J].Journal of Green Scienceand Technology,2019(18):118-119.[16]㊀何智,胡凯光,王国全,等.基于GMS 的某铀矿地下水中铀迁移模拟[J].核电子学与探测技术,2015,35(11):1106-1111.HE Zhi,HU Kaiguang,WANG Guoquan,et al.Numerical simulation of uranium transport in situ leaching uranium minebased on GMS[J].Nuclear Electronics and Detection Technology,2015,35(11):1106-1111.[17]㊀World Health Organization.Guidelines for Drinking-water Quality[S].4th ed.2011:475.[18]㊀Geir Bj rklund,Yuliya Semenova,Lyudmila Pivina,et al.Uranium in drinking water:A public health threat[J].Archivesof Toxicology,2020(94):1551-1560.[19]㊀格日勒满达呼,申娜,王成国,等.内蒙古地区水中总放射性水平的调查分析[J].中华放射医学与防护杂志,2016,36(06):444-447.Ge Rilemandahu,SHEN Na,WANG Chengguo,et al.The survey of gross radioactivity level in drinking water in InnerMongolia Region[J].Chinese Journal of Radiological Medicine and Protection,2016,36(06):444-447.Uranium content survey of well water around Bayanwulauranium mining area in Inner MongoliaZHANG Shuai,HA Ribala,GE Rilemandahu,XU Xiao,SUN Zhichao,BAO Yulong,WANG Chengguo(The Inner Mongolia Autonomous Region Comprehensive Center for Disease Control and Prevention,Key Laboratory of Medical and Health in Inner Mongolia,Hohhot 010031)Abstract :With the search and exploitation of uranium ore,it has become a common concern whether the wateraround uranium mine is contaminated by uranium.The total uranium concentration of all water samples from 98㊃341㊃㊀辐射防护第43卷㊀第2期wells within30km around the uranium mine was monitored.The results showed that the total uraniumconcentration of98well water samples ranged from3.74to125.18μg/L and3.76to150.36μg/L during dry and wet periods,respectively.And the total uranium concentration of some samples was higher than the 30μg/L.The survey also found that installation of drinking water filtration device can significantly reduce the amount of uranium in the well water.Key words:Bayanwula uranium mining;well water;drinking water;uranium㊃出版物介绍㊃IAEA安全导则简介:放射性废物的贮存㊀㊀本 安全导则 的目的是为监管机构和产生及管理放射性废物的营运者提供如何满足规定的放射性废物安全贮存的安全要求建议㊂本 安全导则 适用于所有贮存设施,但对小型和大型贮存设施有单独的章节描述㊂放射性废物的贮存是指将放射性废物贮存在为其提供包容的设施中,以便回收㊂本 安全导则 适用于各种设施中固体㊁液体和气体放射性废物的贮存,这些设施包括产生㊁处理和整备废物的设施㊂贮存设施的规模从实验室中的安全橱柜或封闭柜,到更大的制定区域,如房间或构筑物,甚至包括专门用于贮存放射性废物的大型场所㊂本 安全导则 不适用于:(a)铀㊁钍矿石和矿物开采和加工产生的废物的贮存;(b)其他含有高浓度天然放射性核素的废物和矿物加工活动产生的废物的贮存;(c)乏燃料的湿法贮存或干法贮存㊂在实践中可能会遇到各种各样的废物类型和贮存需求,例如按贮存期限㊁放射性存量㊁放射性核素半衰期和相关的放射性危害㊂因此,所给出的导则应根据适应于每种贮存情况的特定安全要求进行应用㊂按照安全要求的分级应用方法,安全措施的实施应与废物类型和放射性核素相关危害的性质和水平相称㊂监管机构应就本 安全导则 的各个方面在何种程度上适用于特定的贮存设施提供指导㊂本 安全导则 适用于新建设施,但也可能适用于现有设施㊂根据相关风险,应对现有设施进行安全评审,以确定是否需要采取措施改善其安全㊂(来源:IAEA网站) IAEA安全导则简介:γ㊁电子和X射线照射设施的辐射㊀㊀许多国家的γ辐照装置都发生过死亡事件㊂此外,几个国家的电子束辐照设施也发生过严重的过量照射㊂原子能机构已经对上述事故和其他事故进行了调查,并发表了一份关于经验教训的报告,以便今后能够防止类似的事故的发生㊂γ辐照装置还有其他潜在的辐射危害,包括来自受损放射源的污染㊁放射源从源架上脱落㊁运行放射源的事故㊁火灾和安保漏洞㊂本 安全导则 的目标是提供辐照设施如何满足‘基本安全标准“要求的建议㊂本 安全导则 就γ㊁电子和X射线辐照设施的安全设计和运行提供了具体㊁实用的建议,供营运组织㊁设计者以及监管机构使用㊂本 安全导则 涵盖包括商用的㊁用于研究或开发的五种类型的辐照装置㊂本 安全导则 涉及辐射安全问题,但不涉及辐照装置的使用,也不涉及产品的辐照或其质量管理㊂这5种辐照装置是:(1)干源贮存辐照装置;(2)水下辐照装置,其中源和被辐照的产品都在水下;(3)全景湿源贮存辐照装置;(4)电子束辐照设施;(5)X射线辐照设施㊂放射治疗和辐射成像设施不在本 安全导则 的考虑范围内㊂I类γ辐照装置(即 自屏蔽 辐照装置)也不在本 安全导则 的考虑范围内㊂(来源:IAEA网站)㊃441㊃。

辐射防护与环境保护个人剂量监测辐射监测与评价研究室1监测项目和方法2006年个人剂量监测按照中国原子能科学研究院个人剂量常规监测计划进行，监测项目包括外照射个人监测和内照射个人监测。

外照射个人监测主要监测γ射线、X射线和中子，对手部可能受到较高水平β射线照射的工作人员进行了手部监测。

内照射个人监测项目包括工作人员尿中3H、239Pu和238Pu放射性核素的测定，体内γ放射性核素活度的体外直接测量和甲状腺中125I、131I活度的监测。

所有仪器的探测下限和常规监测周期列于表1和2。

除常规监测外，对特殊任务的工作人员进行了特殊监测。

表1内照射个人监测仪器及最小可探测下限仪器监测核素最小可探测下限监测周期/月全身计数器137Cs 55 Bq 12甲状腺中125I测仪125I 1 Bq 1甲状腺中131I测仪131I 6 Bq 1液体闪烁计数器尿中3H 3.7×102 Bq/L 6低本底α计数器尿中241Am 4.0×10－4 Bq/500 mL 6低本底α计器低本底α计器尿中239Pu尿中210Po2.5×10－4 Bq/24 h尿6.7×10－3 Bq/24 h尿66 表2外照射个人剂量监测方法及监测范围剂量计种类监测范围/mSv 刻度源佩戴部位监测周期/月TLD-469 γ热释光剂量计10－1～106137Cs 前胸 3UD-802 β、γ热释光剂量计10－1～104137Cs 前胸 3UD-809中子热释光剂量计10－1～104Am～Be 前胸 3β热释光剂量计10－1～106 mGy 90Sr～90Y 手中指 22监测结果与评价2.1外照射个人剂量监测外照射个人剂量监测。

原子高科第一季度采用UD-802 β、γ热释光剂量计和UD-809中子热释光剂量计进行监测，第2～4季度采用TLD-469 γ热释光剂量计进行监测，其他单位采用TLD-469 γ热释光剂量计进行监测，2006年全院各单位外照射个人剂量监测结果列于表3。

17.2 2.9×102~2×105 2.4×102~3.2×104 4.3 2.5×102 7~1.1×103 33.2 1.93×103 5.3×103~2.9×103 9.2×102（氡浓度） 3.2×10~5.25×103（氡浓度） 5.8×102（氡浓度） 2×10~2.35×103（氡浓度）
二、应急照射情况




应急照射情况，是指在一个计划照射情况的运 行期发生的或由恶意行为产生的或其它意外情 况所致的照射情况。 由于辐射源失控而引起的照射称为异常照射， 异常照射包括应急照射和事故照射。 应急照射情况，未采取防护措施预期所受的剂 量称为预期剂量；预计在防护措施已全部完成 后存在的剂量称作剩余剂量； 采取防护行动所减小的剂量称为可防止的剂量。
3.2 剂量限值、剂量约束与参 考水平

剂量限值是指在正常情况下为了保护个 人而制定的防护水平，即与人相关的。 剂量约束和参考水平是针对确定源项制 定的保护个人的剂量水平，即源相关的。 剂量约束用于正常情景，参考水平用于 应急和现存情景以及医疗照射。
照射情况及其特征

一、计划照射情况

二、应急照射情况
辐射引起的健康效应
预期剂量 很低剂量： 约10 mSv( 有效剂量) 或更小 低剂量： 接近100 mSv( 有效剂 量) 中度剂量： 接近1000mSv( 急性全 身剂量) 效应 后果
无急性效应，极小 的附加癌症危险
甚至在涉及大人群时，可能也不 能察觉癌症发生率增加 如果受照人群大(可能大于10 万 人) ，可能观察到癌症发生率增 加 如果受照人群大于几百人，可能 观察到癌症发生率增加
3.2 剂量限值、剂量约束与参考水 平


剂量限值的定义：受控实践使个人所受到的有 效剂量或当量剂量不得超过的值。 剂量约束的定义：对源可能造成的个人剂量预 先确定的一种限制，它是源相关的，被用作对 所考虑的源进行防护和安全最优化时的约束条 件。 剂量限值是与人相关的。剂量约束是与设施相 关的。剂量限值只能在正常情况下，即可控制 源的情况下应用。剂量约束是辐射防护最优化 的上限。在事故情况下，管理当局有责任确定 受影响居民隐蔽、撤离或服用稳定性碘的最大 剂量，即参考水平。

中国沿海城市向核辐射值测定数据中国沿海城市向核辐射值测定数据1. 引言核辐射是当今社会关注的一个重要议题，特别是对于中国这样的沿海国家。

沿海城市承担着众多经济和人口的集聚，也常常会面临核辐射事件的潜在风险。

了解和测定沿海城市的核辐射值数据，对于人们的生活、健康和环境保护都至关重要。

本文将深入探讨中国沿海城市向核辐射值测定数据的相关情况，并提供一些个人观点和理解。

2. 沿海城市的特殊地位中国作为一个拥有长达1.8万多公里海岸线的国家，在经济和人口都高度集中的沿海城市中，核辐射值的测定显得尤为重要。

沿海城市不仅是国家重要的经济和贸易中心，也是科技创新和人才聚集的地方。

保证沿海城市的健康和环境安全，对整个国家乃至全球的可持续发展都具有重要意义。

3. 核辐射值的测定方法精确测定沿海城市的核辐射值是确保人们健康和环境安全的基础。

目前，常用的核辐射值测定方法包括辐射计测量、空气质量监测、土壤和水样品采集与检测等。

通过这些方法，可以对沿海城市的核辐射程度进行有效监测，并及时采取相应的应对措施来保护公众的生命和财产安全。

4. 沿海城市核辐射值测定数据的意义沿海城市的核辐射值测定数据不仅可以提供给政府和科研机构进行科学研究和决策制定，也可以让公众更好地了解和应对核辐射带来的潜在危害。

通过公开透明的核辐射值测定数据，可以提高公众的科学素养和风险意识，从而增加社会的安全感和稳定性。

5. 分析与讨论从历史数据和研究成果来看，中国沿海城市的核辐射程度相对较低。

这主要归因于政府的辐射防护政策和相关监管措施的有效实施。

然而，在经济和科技发展的背景下，核辐射的潜在风险仍然存在。

持续监测和测定沿海城市的核辐射值是非常必要的。

6. 个人观点和理解我认为，中国沿海城市向核辐射值测定数据的关注度和重要性会随着时间的推移而增加。

随着核能在能源领域的广泛应用以及核技术在医疗和科研领域的不断发展，核辐射事件的概率也会相应增加。

我希望政府和科研机构能够加强对沿海城市核辐射值的监测和测定，提高数据的可靠性和准确性，从而保障人们的生活和环境安全。

第K期 ! ! 张 付 强 等 空 间 混 合 辐 射 环 境 器 件 单 粒 子 在 轨 错 误 率 预 估 及 不 确 定 度 分 析 方 法
DKL
入 射 到 设 备 舱 中共 同 作 用 到 电 子 器 件 及 系 统 上 产 生 协 合 效 应 严 重 干 扰 电 子 设 备 性 能 评 估 选用和任务执行
摘要针对空间混合辐射对器件单粒子在轨错误率的影响基于典型静态随机存储器利 用 中 国 原 子 能 科 学研究院 ^;#':串列加速器以及钴源总剂量模拟辐照 试 验 装 置 开 展 协 合 效 应 研 究发 展 了 一 种 器 件 在 混合辐射环境下的单粒子在轨错误率计算方法并利用该方法计算了协合效应影响下的航天器典型任 务周期器件的在轨错误率同时分析了器件在轨错误 率 计 算 中 的 不 确 定 度 来 源 并 计 算 了 在 轨 错 误 率 不 确 定 度 结 果 表 明 对 于 该 类 型 器 件 空 间 混 合 辐 射 场 导 致 的 协 合 效 应 将 降 低 器 件 单 粒 子 在 轨 错 误 率 关 键 词 单 粒 子 在 轨 错 误 率 协 合 效 应 不 确 定 度 分 析 混 合 辐 射 中图分类号ERDDeAL'*'!!! 文献标志码Z!!!文章编号'===#TD:'8=8K=K#=DKA#=L &'('=*LA:NJd>*8=8:*J1PU(/5*=ALK
'L=9642B4?363C3):> D3:+6,(4)75<*)6E645'=8K':=9642 8LB4?363C3):> A6,7:);),37:46,?:>39)=964)?)D,2@)+<:>U,6)4,)?*)6E645'===8D=9642

372.37
30000
164.17
193.17
22347.7
1.96
4.8
1.44
1.38
2.1
4.医疗照射
X射线诊断产生的剂量
时间
检查数目 （百万）
每年X射线诊断频率（人次/千人口）
X射线
CT
总计
集体剂量
（103 人·Sv）
平均剂量 （mSv）
1984-1987 150.9
145.1
<0.01
146
2.公众照射
我国人为活动产生的公众照射
集体剂量（人·Sva-1）
核试验
1×104 （8 µSv/人）
核燃料循环
1.14 GWa-1
核技术应用
0.35
燃煤
6.7 人SvGWa-1 （新建厂） 6×103 人SvGWa-1 （石煤）
3.职业照射
核燃料循环 核与辐射应用
天然辐射
全国职业照射一览表（1996~2000）
1386.79 （5）
3117.6 （6）？
4.33 （5）？
注：(1) 由1985年全国人口（10.5亿）推算17省市人口（5.7亿）；(2)包括一部分治 疗 的年频度；(3)其中甲状腺扫描占5900人.Sv; (4)为17个省份的统计结果；(5)为9个 省份的统计结果；(6)由当年检查数推算。
4.医疗照射
0.14 b 0.14 b
7.28E+02 1.42E+03 1.19E-02 4.19E-03 2.32E+04 1.30E+00
2.29E+04 f 1.39E+03 f 3.04E+04 f 1.92E-02 f 1.55E+04 f 5.65E-01 f

Ｖｌ ． ９ ０ ２８ ＮＯ． １ Ｓｅ ２ ０７ ｐ．０
然 卜 寸 武 夷 山原始 森林公 园环境天 夕 照 身 穿辐射剂 量水平调查研 究 贝
母
杜 平 广
（ 永州市环境 保护监测站， 湖 南 永州 ４ ５ ０ ） ２ ０ ０
摘 要：从监测得到的大量科学数据得出了武夷山原始森林公 园环境天然外照射贯穿辐射剂量水平的天然本底值。认为将环境监测
维普资讯
第 ２ 卷 第 ９期 ８
２ ０ 年 ９月 ０７
湖 南 科 技 学 院 学 报
Ｊ ｕ ｎａ ｆＨｕ ｎ Ｕｎｉ ｒｉｙ ｏｆＳｃｅ ｅａ ｄ ｇｉ ｅ ｉ ｇ ｏ ｒ ｌｏ ｎａ ｖｅ ｓｔ ｉｎｃ ｎ Ｅｎ ｎｅ ｒｎ
测点主要布设在拟建开发区域及主要旅游景区， 拟开发区域内
室， 东 ２ － 室， 东 ３ － 室， 东４ － 室， 东５ － ２ 室 ｌ
土爿 土眉 卵 溪床 西ｉ 地 ２ 妓
山 １
．
２． ０ ５ ２． １ Ｏ ２． ２ Ｏ ２． ２ ５ ２． ５ 圣 峰保护 队西５ ３ ４ ７ ５ ， ｌ． Ｏ
旁 ｒ 翡｛桥 ．
西Ｊ ｌ 『 西Ｊ ２ 『 西Ｊ ３ 『 西Ｊ ４ 『
２． ４ 茶，地 ８ ０ Ｏ 十 ２． ４ ４ ｌ Ｏ 反畏园 ｌ
２． ７５ ３． ３５ ３ ． ０Ｏ ３ ． １ Ｏ ４ ２ ４ ３ ４ ４ ４ ５ 反畏园 ２ 反畏园 ３ 反 ４ ： 莨园 反 ５ ： 莨园
表 １武夷山原始森林公园环境 Ｙ 射线监测结果表 （ 单位：ｕ Ｒｈ ）
测点 测点名称 测量 测点 测点名称 编 号 结 果 编 号 翡翠 溪渡假村 二 、圣 旨峰休 闲渡假 区 （ 海拔 ５０６０米 ） ０－０ － （ 海拔 ５０６０ ） ０—０ 米

第41卷㊀第6期2021年㊀11月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.41㊀No.6㊀㊀Nov.2021㊃综㊀述㊃我国开展的辐射环境水平调查现状与展望陈前远1,2,杨维耿1,赵顺平1,郑惠娣1,陈㊀彬1,宋伟刚1(1.浙江省辐射环境监测站/国家环境保护辐射监测重点实验室,杭州310012;2.复旦大学现代物理研究所/核物理与离子束应用教育部重点实验室,上海200433)㊀摘㊀要:为评估开展第二次全国辐射环境水平调查的必要性,本文详细调研和统计了全国天然放射水平调查开展以来,历次辐射环境水平调查所涉及的监测对象(介质)㊁监测项目及点位覆盖情况㊂经对比分析发现,我国辐射环境水平调查存在空气和生物介质调查数据偏少㊁人工放射性核素调查不充分㊁海洋环境监测覆盖面不足㊁氡浓度调查不受重视和水体放射性水平调查需要进一步夯实等不足之处;我国辐射环境水平调查下一步的工作应以数据库建库,以及针对上述不足补充开展单项调查为重点,待时机成熟后再启动第二次全国性综合调查㊂关键词:核与辐射;辐射监测;核能;放射性中图分类号:X82文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2021-01-18基金项目:国家自然科学基金面上项目(11975207);浙江省环保科研项目(2017A004)㊂作者简介:陈前远(1983 ),男,2004年毕业于四川大学应用(放射)化学专业,2013年毕业于清华大学工程物理系核能与核工程专业,获硕士学位,高级工程师㊂E -mail:colinsunny@㊀㊀开展辐射环境水平调查,是获取各种环境介质放射性水平现状㊁了解我国境内辐射环境水平变化趋势㊁以及评估各类核与辐射设施运行对外围环境影响的重要手段㊂2011年日本3㊃11福岛核事故之后,我国境内 谈核色变 的现象屡屡见于媒体;核安全法2018年实施以来,核安全监管面临的压力空前巨大,公众对辐射环境水平现状的知情需求日益高涨;2021年4月,日本作出排放福岛污染水决定之后,海洋辐射环境成为了公众关注的焦点㊂我国第一次全国范围内的辐射环境水平调查开展于1983 1990年,30年来,伴随着国民经济的迅速发展和低碳经济的深入推进,我国核电装机容量㊁核燃料循环设施数量㊁核技术利用设施数量和NORM 设施的开发力度突飞猛进,整体环境的辐射水平也必然会随之发生变化㊂我国已形成较为完善的辐射环境监测网络,开展辐射环境水平质量监测和重点监管核与辐射设施外围辐射环境监测,是网络成员单位重要职责之一㊂本文以第一次全国性辐射环境水平调查[1]为起点,以我国辐射环境监测机构近30年来开展的各类调查(监测)活动为主线,以其他机构开展的调查工作为辅线,通过广泛而深入的调研,对我国已经开展的各类辐射环境水平调查所涵盖的监测介质(对象)㊁项目和点位进行全面的分析,并提出我国下一步拟开展的辐射环境水平调查工作建议㊂1　我国辐射环境水平调查现状本文所列辐射环境水平调查现状,主要指的是生态环境部门组织的全国范围内的各类调查工作,包括各类辐射环境本底/现状水平调查㊁核与辐射设施外围辐射环境调查㊁NORM 相关辐射环境水平调查,对其他部门开展的辐射环境水平调查㊁以及其他区域性的辐射环境水平调查也作了不完全统计㊂为更加直观㊁定量的反映调查开展现状,对历次调查覆盖的监测对象(介质)㊁监测项目和点位覆盖情况作了定量统计,其中,监测对象(介质)包含环境γ辐射㊁空气㊁陆地水体(底泥㊁沉积物)㊁陆生生物㊁土壤㊁海水(沉积物)和海洋生物等;监测项目按γ辐射㊁氡(子体)㊁天然核素㊁人工核素和其他核素(3H㊁14C 等既有宇生途径,又有人工途径产生的核素)进行区分;监测点位覆盖情况按点位实际数量㊁涵盖行政区域数量㊁流域和海域数量等进行罗列㊂㊀辐射防护第41卷㊀第6期1.1㊀全国环境天然放射性水平调查研究(1983 1990年)㊀㊀由原国家环境保护局组织,在全国范围内开展,29个省㊁自治区㊁直辖市和部分市级环境监测站(所)共300余人参加,历时8年[1]㊂形成了全国天然贯穿辐射水平[2]㊁部分地区空气中氡及其子体α潜能浓度[3]㊁各类水体中天然放射性水平[4]㊁土壤中天然放射性核素浓度[5]等全国性专题报告;另外还编制了各省㊁自治区㊁直辖市环境天然贯穿辐射水平㊁土壤中天然放射性核素和水体中天然放射性核素研究分报告,积累了大量的监测数据㊂全国天然放射性水平调查研究开展情况列于表1㊂表1㊀全国天然放射性水平调查研究开展情况一览表[1-5][1-5]1.2㊀全国辐射环境质量监测网络开展情况㊀㊀全国辐射环境质量监测网络由国家环保总局于2002 2005年开始组织建设,2007年正式投入运行[5],第一批国控点点位包含辐射环境自动监测站25个㊁陆地辐射监测点318个㊁核环境安全预警点22个㊁水体点70个㊁土壤点175个[6]㊂经过14年的运行,网络覆盖面不断扩大,截至2021年[7],国控点点位包含空气自动监测站500个㊁陆地辐射监测点328个㊁陆地水体点477个㊁水生生物点1个㊁海水(近岸)点48个㊁海洋生物点34个㊁土壤点362个㊁电磁辐射监测点85个㊁国家重点监管核与辐射设施46个㊁在12个核电基地周边海域开展海水㊁沉积物和生物监测[8]㊂2021年全国辐射环境监测网络开展现状列于表2㊂1.3㊀集中式饮用水水源地放射性水平调查㊀㊀2017年,原环境保护部组织开展了集中式饮用水水源放射性水平调查,覆盖全国地级以上城市饮用水源地㊁重点监管的核设施与敏感点周边或排放口下游饮用水源㊁伴生放射性矿周边集中式饮用水水源㊁土壤和水体中天然放射性核素含量相对较高地区饮用水水源等[9-11]㊂调查具体涉及项目和点位覆盖情况等列于表3㊂1.4㊀全国污染源普查伴生放射性污染源普查㊀㊀2006年10月,国家环保总局组织第一次全国污染源普查伴生放射性污染源普查工作㊂选定稀土㊁铌/钽㊁锆石和氧化锆㊁锡㊁铅/锌矿㊁铜㊁铁㊁磷酸盐㊁煤(包括煤矸石)㊁铝和钒等11类矿产资源[12];2016年,原环境保护部根据‘全国污染源普查条例“启动第二次全国污染源普查伴生放射性矿污染源普查工作,在第一次11类矿产的基础上,增加了钼㊁金㊁锗/钛㊁镍等4类普查对象[13-14],两次普查涉及监测对象(介质)㊁监测项目和点位列于表4㊂1.5㊀全国核基地和核设施辐射环境调查现状和评价㊀㊀该项工作于2012年开展,调查对象包括民用和军工核设施,涵盖生产基地㊁科研基地㊁核电基地㊁铀浓缩和元件生产基地㊁铀矿冶设施㊁放射性废物处置场等,设施种类和数量多于表2所列重点监管核与辐射设施,调查对象和项目则与表2陈前远等:我国开展的辐射环境水平调查现状与展望㊀㊀㊀㊀㊀㊀表2㊀2021年全国辐射环境质量监测网络开展现状[8][8]表3㊀集中式饮用水源地放射性水平调查开展情况[9][9]表4㊀全国污染源普查伴生放射性污染源普查(第一次和第二次)开展情况Tab.4㊀The first and second National Pollution Source Screening of NORMs in China㊀辐射防护第41卷㊀第6期所列同类设施类似,补充了人为活动引起的天然放射性水平增加(NORM)数据和核技术利用设施辐射环境水平数据[15]㊂1.6㊀其他区域性调查工作1.6.1㊀东㊁南海近岸海域环境综合调查1998年,浙江省舟山海洋生态站牵头开展了我国东㊁南海近岸海域环境综合调查工作,浙江省和广东省辐射监测机构承担了海洋环境放射性调查样品的分析,并形成了专题报告[16-17]㊂调查涉及监测对象(介质)㊁项目和点位情况列于表5㊂表5㊀东㊁南海近岸海域放射性调查开展情况[16][16]1.6.2㊀核电厂运行前本底调查㊀㊀根据‘核动力厂环境辐射防护规定“(GB 6249 2011)[18]和‘核电厂环境放射性本底调查技术规范“(NB/T20139 2012)[19]等标准规定,我国沿海已运行的12个核电基地均至少已获取了运行前2年本底监测数据,数据覆盖所有环境介质,监测核素种类包含了人工和天然放射性核素㊂此外,湖北咸宁大畈㊁江西九江彭泽㊁湖南益阳桃花江㊁重庆涪陵㊁河南南阳㊁吉林靖宇等内陆厂址,也至少获取了1年的选址/可研期本底监测数据㊂1.6.3㊀室内和环境氡全国/局部区域调查㊀㊀关于室内氡的水平调查一直都在断断续续的进行;王春红等[20]使用累积测量方法,测量了国内1个省(浙江省)和其他7个分布于不同省份城市共2029个房间的氡浓度数据;尚兵等[20-21]采用统一的累积测量方法对国内26个城市约3098间房屋内的氡浓度水平进行了调查,发现室内氡水平呈现整体上升趋势㊂这是国内近30年来开展的规模较大的两次氡浓度水平调查㊂1.6.4㊀其他地方性调查工作㊀㊀在生态环境部统一部署下,核与辐射安全中心在雄安新区和东北边境地区分别开展了环境辐射水平本底调查工作㊂利用核与辐射安全监管项目,生态环境部组织重庆市和湖北省开展了三峡库区水环境放射性水平调查[22]㊂2㊀存在问题分析2.1㊀部分环境介质调查开展不充分㊀㊀全国天然放射性水平调查未涉及空气和生物介质;专项调查侧重于水体放射性监测;核基地调查㊁核电厂本底调查覆盖了这些介质,但是数据覆盖面仅限于设施周边;全国辐射环境监测网络补充了空气介质数据,但是,陆生生物仅仅布设了一个点位,海洋生物监测点位数量同样偏少㊂因而,各类生物样品放射性水平调查数据亟需补充㊂2.2㊀人工放射性核素调查不充分㊀㊀全国天然放射性水平调查对人工放射性核素是存在缺位的;尽管全国辐射环境监测网络作了一定的补充,覆盖的点位数与全国天然放射性水平调查相比还是有极大差距,各类监测对象(介质)人工放射性核素水平数据亟需补充㊂2.3㊀海洋环境监测覆盖面不足㊀㊀东㊁南海近岸海域环境综合调查环境放射性调查未覆盖我国所有海域,全国辐射环境监测网络开展了近岸海水和海洋生物监测,补充了相应介质监测数据,但是点位偏少且未覆盖沉积物监测;生态环境部门尚未开展管辖海域放射性监测工作,海洋放射性水平调查深度和广度均需得到加强㊂2.4㊀氡的监测未引起足够重视㊀㊀氡是肺癌的重要致病因子之一,受到公众普遍关注;由1.1节㊁1.2节和1.6.3节所列我国部分氡水平调查开展情况可知,我国尚未集中开展超过万间房屋的氡调查,氡调查工作缺乏统一规陈前远等:我国开展的辐射环境水平调查现状与展望㊀划㊁样本量偏少,代表性不够㊂2.5㊀水体放射性水平调查需进一步夯实㊀㊀集中式饮用水水源地调查未铺开进行90Sr和其他人工核素分析,全国辐射环境监测网络仅在部分饮用水点位和地表水点位开展了人工核素监测;相较于全国环境天然放射性水平调查研究,各类陆地水体调查样本数也明显偏少;各重点河流周边NORM设施开发利用所引起的水体中天然辐射水平变化也不容忽视[12-14],天然辐射水平调查数据也需得到补充㊂3㊀对策与建议3.1㊀开展辐射环境监测数据建库工作㊀㊀国家科技基础性工作专项 我国环境放射性水平精细图谱建设 项目正在推动中,数据库建设重要性显而易见㊂前述各项调查积累了大量数据,数据提交格式不尽相同,统一的全国辐射环境水平数据库尚未建成㊂建议参照 全国环境天然放射性水平数据库 [23],建立更加全面的 中国环境辐射水平数据库 ㊂3.2㊀开展中国海洋辐射环境水平调查㊀㊀对‘东㊁南海近岸海域环境综合调查“和上述其他调查工作中所列近岸海域本底监测数据进行收集和整理,将海洋辐射环境水平监测纳入全国辐射环境监测网络框架内;适时开展管辖海域海水㊁海洋生物和沉积物监测;补充开展近岸海域海洋沉积物监测㊁适当增加近岸海水和海洋生物监测点位;针对日本福岛污染水排放,抓紧实施专项调查,尽快启动中国海洋辐射环境水平现状调查,调查应重点关注3H㊁14C㊁137Cs㊁90Sr和129I等排放相关核素㊂3.3㊀中国水体放射性核素浓度及周边NORM专项调查㊀㊀补充开展各类陆地水体中人工放射性核素水平调查;在全国重点河流和新建重点水利设施增加布点,开展天然和人工放射性水平调查工作;同时,开展重点河流周边NORM设施对水体影响的专项调查㊂3.4㊀开展全国氡水平专项调查㊀㊀无论是从氡监测数据的代表性和全面性㊁氡致人群健康效应㊁还是从室内氡的防控趋势和国内外对氡监测的重视程度来说,开展全国氡水平调查,刻不容缓㊂3.5㊀开展土壤㊁生物及空气放射性水平专项调查㊀㊀土壤辐射环境本底调查已经在第一次天然放射性水平调查中充分开展,但是人工放射性核素的监测未在全国性调查中展开㊂空气和生物介质中放射性水平数据存在大量空白㊂因而,需补充开展全国空气和生物介质中放射性水平调查,并开展全国土壤中人工放射性核素水平调查㊂3.6㊀引入航空测量等调查手段㊀㊀航空监测是由铀矿勘查航空γ能谱测量技术发展起来的,航测设备对地面和空气放射性灵敏度高,不受地面交通条件限制,覆盖面宽㊂美国每3~5年对核设施开展一次航测[24]㊂可考虑将航空测量用于核设施㊁NORM设施以及高本底地区辐射环境水平调查工作㊂4㊀结语㊀㊀综上所述,自全国环境天然放射性水平调查以来,我国环境辐射水平调查工作从未间断,获得了大量基础数据㊂但是,历年的调查工作在放射性核素种类㊁监测点位㊁监测介质覆盖面上,还存在一定的不足㊂下阶段,我国环境辐射水平调查工作可以从原有监测数据入库整合出发,逐步开展各项补充调查工作,引入航空测量等新型监测手段,在建库㊁查漏和补缺工作告一段落后,适时开展第二次全国环境辐射水平调查㊂参考文献:[1]㊀何振芸,罗国帧,黄家矩.全国环境天然放射性水平调查研究(1983 1990年)概况[J].辐射防护,1992,12(2):81-95.HE Zhenyun,LUO Guozhen,HUANG Jiaju.Nationwide survey of environmental natural radioactivity level in China (1983 1990)[J].Radiation Protection,1992,12(2):81-95.[2]㊀全国环境天然放射性水平调查总报告编写小组.全国环境天然贯穿辐射水平调查研究(1983 1990年)[J].辐射防护,1992,12(2):96-121.㊀辐射防护第41卷㊀第6期General Report Writing Team.Survey of environmental natural penetration radiation level in China(1983 1990)[J].Radiation Protection,1992,12(2):96-121.[3]㊀全国环境天然放射性水平调查总报告编写小组.我国部分地区空气中氡及其子体α潜能浓度调查研究(19831990年)[J].辐射防护,1992,12(2):164-171.General Report Writing Team.Survey of concentrations of Radon andαpotential energy of Rn daughter in air in some regions of China(1983 1990)[J].Radiation Protection,1992,12(2):164-171.[4]㊀全国环境天然放射性水平调查总报告编写小组.全国水体中天然放射性核素浓度调查(1983 1990年)[J].辐射防护,1992,12(2):143-163.General Report Writing Team.Survey of natural radioactivity of the waters China(1983 1990)[J].Radiation Protection,1992,12(2):143-163.[5]㊀全国环境天然放射性水平调查总报告编写小组.全国土壤中天然放射性核素含量调查研究(1983 1990年)[J].辐射防护,1992,12(2):122-142.General Report Writing Team.Investigation of natural radionuclide contents in soil in China(1983 1990)[J].Radiation Protection,1992,12(2):122-142.[6]㊀刘华,赵顺平,梁梅燕,等.我国辐射环境监测的回顾与展望[J].辐射防护,2008,28(6):362-376.LIU Hua,ZHAO Shunping,LIANG Meiyan,et al.Review and prospect of environmental radiation monitoring in China [J].Radiation Protection,2008,28(6):362-376.[7]㊀原国家环境保护总局办公厅文件.关于确定国家辐射环境监测网第一批国控点点位的通知[Z].环办函[2007]168号.2007.[8]㊀生态环境部辐射环境监测技术中心文件.关于印发全国辐射环境监测方案(2021版)的通知[Z].环辐监[2021]4号.2021.[9]㊀原环境保护部办公厅文件.关于印发‘集中式饮用水水源放射性水平调查与评价技术要求“的通知[Z].环办核设函[2017]103号.2017.[10]㊀赵广翠,刘陆,马国学,等.2017 2018年北京市集中式饮用水水源放射性水平调查[J].中国辐射卫生,2020,29(3):260-267.ZHAO Guangcui,LIU Lu,MA Guoxue,et al.Investigation of radioactivity levels of centralized drinking water sources in Beijing from2017to2018[J].Chin J Radiol Health,2020,29(3):260-267.[11]㊀毛盼,田义宗,李钢,等.天津市集中式饮用水水源放射性水平调查研宄[J].环境影响评价,2019,41(5):94-96.MAO Pan,TIAN Yizong,LI Gang,et al.Investigation and study on radioactivity level of centralized drinking water sources in Tianjin[J].Environmental Impact Assessment,2019,41(5):94-96.[12]㊀刘华,罗建军,马成辉,等.第一次污染源普查伴生放射性污染源普查及结果初步分析[J].辐射防护,2011,31(6):334-341.LIU Hua,LUO Jianjun,MA Chenghui,et al.Investigation and analysis of NORMs based on the First Nationwide Pollution Source Survey[J].Radiation Protection,2011,31(6):334-341.[13]㊀生态环境部,国家统计局,农业农村部.关于发布‘第二次污染源普查公报“的公告[Z].公告2020年第33号.2020.[14]㊀郑国峰,廖运璇,柏学凯,等.全国伴生放射性矿普查结果分析及监管建议[J].环境保护,2020,(18):38-41.ZHENG Guofeng,LIAO Yunxuan,BAI Xuekai,et al.Analysis of the results of the second national pollution source census of NORMs and suggestions for supervision[J].Environmental Protection,2020,(18):38-41. [15]㊀李洋,杨洁,赵杨军,等.全国核基地辐射环境现状评价方法[J].中国科技成果,2017,18(7):31-34.LI Yang,YANG Jie,ZHAO Yangjun,et al.Evaluation method of radiation environmental survey of nuclear facilities in China[J].Chinese Science and Technology Achievements,2017,18(7):31-34.[16]㊀浙江省辐射环境监测站.东㊁南海近岸海域环境综合调查环境放射性调查专题报告[R].1999.[17]㊀宋海青,李灵娟,牛广秋,等.东㊁南海近岸海域环境综合调查中γ能谱数据浅析[J].辐射防护,2002,22(2):108-112.SONG Haiqing,LI Lingjuan,NIU Guangqiu,et al.Elementary analysis of gamma ray spectrometry data of the陈前远等:我国开展的辐射环境水平调查现状与展望㊀environmental survey on offshore waters of the East and South China Sea[J].Environmental Protection,2002,22(2): 108-112.[18]㊀苏州热工研究院有限公司,环境保护部核与辐射安全中心.核动力厂环境辐射防护规定:GB6249 2011[S].北京:中国标准出版社,2011.[19]㊀中国辐射防护研究院.核电厂环境放射性本底调查技术规范:NB/T20139 2012[S].北京:国家能源局,2012.[20]㊀王春红,潘自强,刘森林,等.我国部分地区居室氡浓度水平调查研究[J].辐射防护,2014,34(2):65-73.WANG Chunhong,PAN Zhiqiang,LIU Senlin,et al.Investigation on indoor radon levels in some parts of China[J].Radiation Protection,2014,34(2):65-73.[21]㊀尚兵,张林,陈斌.中国典型地区室内氡水平的研究[J].工程兵勘探设计,2007,55(5):4.SHANG Bing,ZHANG Lin,CHEN Bin,Study on indoor radon level for typical regions of China[J].Engineering corps exploration and design,2007,55(5):4.[22]㊀重庆市辐射环境监督站,成都理工大学.重庆市三峡库区水环境放射性水平调查成果报告[D].2018.Chongqing Environmental Radiation Supervision Center,Chengdu University of Technology.Investigation report on radioactivity level in waters of the Three Gorges Reservoir area[D].2018.[23]㊀盛沛茹,支仲骥,李新德,等.全国环境天然放射性水平数据库及其应用[J].辐射防护,1995,15(2):104-110.SHENG Peiru,ZHI Zhongqi,LI Xinde,et al.National database of environmental natural radioactivity level and its application[J].Radiation Protection,1995,15(2):104-110.[24]㊀倪卫冲,顾仁康.核应急航空监测方法[J].铀矿地质,2003,19(6):366-373.NI Weichong,GU Renkang.Airborne monitoring method of nuclear emergency response[J].Uranium Geology,2003,19(6):366-373.Environmental radiation surveys carried out inChina and further suggestionsCHEN Qianyuan1,2,YANG Weigeng1,ZHAO Shunping1,ZHENG Huidi1,CHEN Bin1,SONG Weigang1 (1.Zhejiang Province Radiation Environmental Monitoring Center/State Environmental Protection Key Lab on RadiationMonitoring(MEE),Hangzhou310012;2.Fudan University,Institute of Modern Physics,Shanghai200433) Abstract:Aiming to evaluate the necessity of carrying out the2nd nationwide environmental radiation level survey,the environmental monitoring surveys carried out ever since the1st nationwide natural radiation level survey were investigated,among which monitoring objects or environmental medias,monitoring items and the coverage of monitoring sites of each survey were analyzed.Several shortages were found,for example,data for air sample and biological sample are insufficient,activity concentration of artificial radionuclides needs to be further investigated,coverage of marine monitoring requires improvement,radon concentration survey wasn t paid adequate attention,terrestrial aquatic radioactivity survey needs to be further strengthened,etc.In summary,in the nearest future,establishment of environmental survey database,correspondent surveys for compensating the previous shortages should be the focused.Therefore,the2nd nationwide survey was not suggested to be carried out currently.Key words:nuclear and radiation;radiation monitoring;nuclear power;radioactivity;CLC numbers。

福建省环境天然贯穿辐射累积照射剂量水平的调查杨孝桐;陈文瑛;赖苏克;陈秀云;杨文光【期刊名称】《中国辐射卫生》【年(卷),期】1994(3)2【摘要】本文报道了采用ＣａＳＯ＿４：Ｄｙ热释光剂量计对福建省６７个县市环境天然贯穿电离辐射累积照射剂量的调查结果。

全省全面调查和福州地区各类建筑室内５６点，室外３９点及其城乡１０７名成年居民佩带热释光剂量计的调查结果表明：全省室外环境地球γ辐射空气吸收剂量率为７．５９×１０￣（－８）Ｇｙ·ｈ￣（－１）；室内为１２．７×１０￣（－８）Ｇｙ·ｈ￣（－１）；人口加权年有效剂量当量为９４．２×１０￣（－５）Ｓｖ。

福州地区室外环境地球γ辐射空气吸收剂量率为１１．５×１０￣（－８）Ｇｙ·ｈ￣（－１）；室内为１４．０×１０￣（－８）Ｇｙ·ｈ￣（－１）；城乡居民年有效剂量当量为１０５．２×１０￣（－５）Ｓｖ。

采用本方法与ＦＤ－７１γ辐射仪对照测定结果比值平均为０．８３。

【总页数】4页(P78-81)【关键词】累积照射量;吸收剂量;辐射调查【作者】杨孝桐;陈文瑛;赖苏克;陈秀云;杨文光【作者单位】福建省放射卫生防护所【正文语种】中文【中图分类】R144.1【相关文献】1.株洲市环境天然外照射贯穿辐射剂量水平调查 [J], 蒋松梅2.我国天然环境贯穿辐射累积剂量调查中的质量探制 [J], 赵士庵;崔广志3.抚顺环境外照射贯穿辐射剂量水平的调查与分析 [J], 王振新4.武夷山原始森林公园环境天然外照射贯穿辐射剂量水平调查研究 [J], 杜平广5.福建省环境天然贯穿辐射水平调查 [J], 陈夏冠;朱耀明;张宁;黄盛怒;林辉明因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

反应堆压力容器辐照监督研究—调研报告四所九室王辉王理徐祺罗强1.概述压水堆压力容器（RPV）是核反应堆的主要承压设备，主要功能如下：（1）装载着核燃料组件及堆内构件，对堆芯具有辐射屏蔽作用；（2）在顶盖上安装控制棒管座及驱动机构；（3）密封一回路冷却剂并维持其压力，是冷却剂压力边界的重要部分；（4）燃料元件破损后有防止裂变产物外溢的功能。

因此，RPV的设计、制造、运行监督必须遵循严格的准则，它在服役寿期内的完整性对反应堆安全关重要。

在当今核反应堆压力边界完整性研究中，防止RPV无延性破坏，对其在整个寿期内的完整性进行评价是最重要的研究课题[1]。

（1.杨文斗等主编.反应堆材料学.北京：原子能出版社，2000.12）铁素体材料长期在中子辐照作用下，会出现脆化，主要表现为韧脆转变温度升高、屈服强度增加、断裂韧性降低等。

铁素体材料的这种辐照脆化损伤是RPV 特有的老化形式。

对在役电站RPV辐照损伤程度进行监测、准确预测其在整个寿期内的损伤发展趋势，是对RPV完整性进行评估的最重要的前提条件。

为了监测RPV材料的辐照效应，需要在反应堆内安装一定数量的辐照监督管，监督管内设置材料的力学冲击、拉伸试样和温度、剂量监测计等，定期抽出来进行辐照监督试验。

通过辐照监督试验可以获得RPV辐照环境数据、材料辐照脆化程度以及发展趋势，利用这些数据对RPV的完整性进行评价，修订反应堆运行参数，以防止压力容器发生脆性断裂，从而保证反应堆的安全运行[2]。

（2.许远超，林少非等，EJ/T560-2002,轻水冷却反应堆压力容器辐照监督，国防科学技术委员会，2002-11-20）2.反应堆压力容器设计准则及辐照监督要求反应堆压力容器设计中的主要规范和标准有：法国RCC-M“压水堆核岛机械设备设计建造规则”[3]；法国RSE-M压水堆核岛机械设备在役检查规则[4];美国ASME锅炉及压力容器规范第Ⅲ卷NB-2300、附录G、第Ⅺ卷等[5-7]；美国联邦法规10CFR50的附录及导则；美国ASTM E185-02[8];美国NRC颁布的RG1.99[9]等。

放射性、环境与健康——放射化学一隅刘春立【摘要】从放射性、环境和健康出发,就放射性与日常生活的关系进行了简要分析,简单介绍了放射化学在我国核电发展和核技术应用中的作用以及我国放射化学的发展状况.【期刊名称】《大学化学》【年(卷),期】2008(023)005【总页数】5页(P11-15)【关键词】放射化学;放射性;健康;环境;核技术应用;核电发展【作者】刘春立【作者单位】北京分子科学国家实验室,北京大学化学与分子工程学院,北京,100871【正文语种】中文【中图分类】G64放射化学诞生于1898年。

1898年春，生于波兰的诺贝尔物理奖(1903)和诺贝尔化学奖(1911)得主居里夫人(M.Curie)对法国科学家贝克勒尔(H.Becquerel)发现的铀盐能发射射线而使照相底板感光的现象十分关注。

她检验了许多元素及其化合物，发现除了铀和铀的化合物之外，钍和钍的化合物也有类似的放射现象，并由此得出放射现象是一种特有的原子现象的重要概念。

居里夫人的工作方法是将沥青铀矿磨碎溶于盐酸后，进行硫化物沉淀等多步化学分离。

在整个分离过程中，始终用跟踪放射性的方法来确定大量其他元素中放射性元素的去向，并巧妙地根据放射性的行踪来判断该元素的某些性质。

这种创造性的方法，是当时一种崭新的放射化学研究方法[1]。

1910年，英国科学家A.Cameron最先使用放射化学(Radiochemistry)一词。

他当时将放射化学定义为：研究放射性元素及其衰变产物的化学性质及其属性的科学。

经过100多年的发展，目前放射化学涉及的内容已相当广泛，包括放射性元素化学、核化学、核药物化学、核环境化学、放射分析化学等众多分支学科，是国土安全、核能发展、环境保护、工农业生产、医疗卫生等众多领域不可或缺的重要学科。

放射化学的显著特点之一是放射性。

这种性质一般不受温度、压力、电磁场等外部条件的影响，在条件多变的科学研究中被广泛使用。

放射性的最显著特点是无色、无味和普遍存在性。