牦牛坪稀土矿区土壤天然放射性水平评价

利用γ能谱仪对牦牛坪稀土矿区土壤的天然放射性核素进行了现场测量,计算了γ射线空气吸收剂量率和年有效剂量,并与白云鄂博稀土矿区以及广东下庄铀矿田进行对比。研究结果显示,该地区土壤中放射性核素238U、232Th和40K的含量,分别为52.36(5.55~201.06)Bq/kg、122.33(38.04~723.70)Bq/kg、1 010.09(125.20~1 705.85)Bq/kg;γ射线空气吸收剂量率平均值177.16 Gy/h,高于全国(81.50 n Gy/h)和世界(80.00 n Gy/h)的平均值,也高于白云鄂博稀土矿区(120.00 n Gy/h)以及广东下庄铀矿田(124.00 n Gy/h)的平均值。但γ外照射有效剂量在国家标准限量控制的范围内,因此,研究区天然放射性水平尚属正常范围内。该地区稀土的开采利用造成土壤天然放射性水平较高;大面积出露上三叠统冕西花岗岩体,导致研究区土壤的天然放射性水平高于白云鄂博稀土矿区以及广东下庄铀矿田。     

湖北省环境天然贯穿辐射水平调查研究

本文报道了湖北省环境天然贯穿辐射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290个网格点,各类加密点385个。调查结果表明:(1)湖北省原野γ辐射剂量率按面积、人口和网格点(以下简称测点)的加权均值分别为60.8、58.5和60.9 nGy·h~(-1);(2)道路γ辐射剂量率按测点平均值为55.3 nGy·h~(-1);(3)室内γ辐射剂量率按人口和测点加权均值分别为94.5和93.2 nGy·h~(-1);(4)宇宙射线电离成分(不包括中子)所致空气吸收剂量率按测点和人口加权均值,室内分别为27.8和26.3nGy·h~(-1),室外分别为31.8和30.4 nGy.h~(-1);(5)天然贯穿辐射剂量率,按测点和人口加权均值,室内分别为121.0和120.7 nGy·h~(-1),室外分别为92.8和88.9nGy·h~(-1);(6)宇宙射线、天然γ辐射和天然贯穿辐射所致居民人均年有效剂量当量分别为0.24、0.52和0.76 mSv;所致集体年有效剂量当量分别为1.2、2.5和3.7×10~4人·Sv。     

四川省广元市环境天然贯穿辐射水平调查

作为1987年四川省环境天然放射性水平调查的一部分,对广元市环境天然贯穿辐射剂量水平进行了调查。此次调查中,共布设测量点61个,其中,25 km×25 km网格点26个,在市区、各县城区、某核设施厂区周围布设加密点35个。调查结果表明:(1)广元市原野、道路、建筑物室内γ辐射剂量率,按测点平均分别为72.9、64.3、103.9nGy/h;(2)宇宙射线电离成分(不包括中子)所致空气吸收剂量率,室内、室外均值分别为28.53、3.4 nGy/h;(3)天然贯穿辐射剂量率,室内、室外均值分别为132.31、06.4 nGy/h;(4)宇宙射线、天然陆地γ辐射、天然贯穿辐射所致人均年有效剂量当量分别为0.26、0.590、.85 mSv。     

香港地区土壤和建筑材料中天然放射性水平及天然辐射所致居民剂量估算

本文报道了香港地区土壤、常用建材及路基体中~(238)U、~(226)Ra、~(232)Th 和~(40)K 含量的测量结果,由此估算了空气γ吸收剂量率和室内氡浓度,并且与初步实测值进行了比较。最后估算出天然本底辐射所致香港居民人均年有效剂量当量为3.24 mSv。     

海南岛天然辐射剂量水平调查

本文介绍海南岛环境天然辐射剂量水平调查结果。全岛测点360个,其中原野测点113个、道路测点114个、室内测点113个。按测点平均,天然贯穿辐射剂量率为(8.00±2.86)×10~(-8)Gyh~(-1),其中原野γ辐射剂量率为(5.28±2.86)×10~(-8)Gyh~(-1),室内贯穿辐射剂量率为(12.98±4.28)×10~(-8)Gyh~(-1),室内γ辐射剂量率为(10.66±4.28)×10~(-8)Gyh~(-1),道路γ辐射剂量率为(6.65±2.71)×10~(-8)Gyh~(-1);道路γ剂量率与原野γ剂量率比值平均数为1.19,天然贯穿辐射对人产生的年有效剂量当量按人口加权平均为74.6×10~(-5)Sv。全岛集体剂量当量为4.21×10~3man·Sv。     

包头市天然放射性环境调查与评价

对包头市城区陆地γ辐射空气吸收剂量率和空气中氡、气土及其子体浓度进行了测量。其中γ辐射空气吸收剂量率瞬时测量平均值为62.5 nGy/h,累积测量平均值为100.7 nGy/h,累积剂量扣除宇宙射线响应值后与瞬时剂量结果一致,与包头市2006年航测结果值(60 nGy/h)相当。气溶胶中氡子体α潜能值12.88 nJ/m³,气土子体α潜能值9.55 nJ/m³,两种子体的α潜能值均在标准限值范围内。通过对照射剂量估算,城区外照射年有效剂量为0.58 mSv,内照射年有效剂量为1.29 mSv,数值略高于全国和世界平均水平,在同水平范围内。包头市城区放射性环境有效剂量未超过规定限值,不会对公众健康造成不良影响。     

广西壮族自治区环境天然贯穿辐射水平调查研究

本文报道了1987—1988年广西壮族自治区环境天然贯穿辐射水平的调查方法及其结果。全区以25×25 km 网格均匀布点,共布设测量网格点360个,各类加密点599个。调查结果表明:(1)全区原野天然γ辐射剂量率按面积、人口和测点加权平均值分别为63.4、65.3和62.8 nGy·h~(-1)。;(2)道路的天然γ辐射剂量率按测点平均值为54.9 nGy·h~(-1);(3)建筑物室内天然γ辐射剂量率按人口和测点加权平均值分别是97.6和91.7 nGy·h~(-1);(4)宇宙射线电离成分所致空气吸收剂量率按人口和测点加权平均值,室外分别是28.9和29.5 nGy·h~(-1),室内分别为25.2和25.8 nGy·h~(-1);(5)天然贯穿辐射剂量率(不包括中子成分)按人口和测点加权平均值,室外分别为94.3和92.3nGy·h~(-1),室内分别为122.8和117.5 nGy·h~(-1);(6)天然γ辐射、宇宙射线和天然贯穿辐射所致的我区人均年有效剂量当量分别是0.54、0.23和0.77 mSv,全区居民集体年有效剂量当量分别为1.98、0.84和2.82×10~4人·Sv;(7)我区主要旅游区(点)的天然γ辐射大部分属于正常本底水平。首次发现“花山-姑婆山”天然γ辐射高本底区,面积约500 km~2,其原野和建筑物室内的天然γ辐射剂量率分别为20.5和27.8 nGy·h~(-1)。     

山西省某地区放射性辐射水平评价

为了解山西省某地区放射性辐射环境情况,采用地表γ辐射测量的方法,检测了该地区土壤天然放射性核素种类、放射性特征和分布规律及地表放射性γ辐射剂量水平。通过对地表γ能谱数据的处理,了解到该地区检测区土壤中核素²³⁸U和⁴⁰K的放射性比活度偏高,而²³²Th含量偏低。经统计计算地表γ辐射剂量率平均值为165.5n Gy/h,γ辐射对居民产生的年平均有效剂量为0.81m Sv,辐射水平基本都处于标准范围内,仍然为正常辐射水平地区。     

江苏省溧阳市放射性水平调查

本文给出了2008—2009年江苏省溧阳市地表γ辐射剂量率、大气氡浓度、土壤和岩石中放射性核素水平、水中放射性核素水平的调查测量结果。调查结果表明,溧阳市地表γ辐射剂量率平均为78 nGy/h,溧阳火山盆地的外缘及庙西花岗岩接触带外延γ辐射剂量率较高(最高800 nGy/h);大气氡浓度平均为14.5 Bq/m^3;水中^(238)U、^(232)Th、^(226)Ra、^(40)K和总α、总β水平分别为6 mBq/L、0.085 mBq/L、17.1 mBq/L、212 mBq/L、0.028 Bq/L和0.146 Bq/L。该地区公众人均年本底剂量为1.175 mSv/a。     

长白山γ辐射空气吸收剂量率初步调查

结合我国长白山主峰地区典型地形地貌特征,较全面的开展γ辐射空气吸收剂量率水平调查,掌握了第一手的调查数据。调查结果表明长白山主峰的北坡、南坡及西坡海拔高度800m以上各测点地表环境γ辐射剂量率结果随海拔高度变化呈明显的正相关性。本工作的开展也为后续山林地区γ辐射空气吸收剂量率水平测量工作积累经验。     

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。     

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。     

Measurement of Soil Concentration Profile of Radon-222 and Its Effect on Exposure Rate

The concentration profiles of ²²²Rn in the soil air are measured at several selected sites in different parts of Japan, together with the ²²⁶Ra concentrations in soil, ²²²Rn escape-to-production ratios of soil and the characteristic physical properties of the soil. The resulting data are used to derive the vertical soil concentration profile of ²²²Rn, which is found to differ distinctly from site to site. Measurements are also made of the concentrations in soil of ²³²Th and ⁴⁰K.

Based on these data, the exposure rates due to the nuclides in the soil are calculated for a level 1m above ground at each site. The lowering of exposure rate due to the diffusion loss of ²²²Rn is estimated to be 2~13% of the total exposure rate due to naturally occurring radionuclides in the soil.     

Influence of Short-Lived Radon-222 Daughters Present in Atmosphere on Natural Environmental Gamma-Radiation Field

Measurements were simultaneously made of the concentrations of short-lived ²²²Rn daughter radionuclides present in the atmosphere at elevation of 1, 10 and 100 m above ground level, of the count rate of unscattered γ-rays, and of the exposure rate, the latter two measurements limited to readings at 1 m above ground. The resulting data revealed close correlation of the short-lived ²²²Rn daughter concentrations in the atmosphere with the values at 1 m elevation of the peak count rate for 609 keV ²¹⁴Bi γ-rays and of the exposure rate. The exposure rate at 1 m elevation attributable to the short-lived ²²²Rn daughters in the atmosphere was found to have been limited to at most 10% of the total exposure rate during the period of observation covered in the present study.     

Assessment of radioactivity levels in some oil samples from the western desert, Egypt

Distributions of natural gamma-emitting radionuclides were determined in 93 oil samples collected from some petroleum fields in the western desert of Egypt. The radioisotope activities in the area under investigation lay in the range of (21 ± 4) to (38 ± 13) Bq?L-1 for 226Ra, (9 ± 2) to (15 ± 5) Bq?L-1 for 232Th, and (154 ± 28) to (303 ± 54) Bq?L-1 for 40K. The mean values were 27, 12, and 201 Bq?L-1, respectively. Among oils, variations in radionuclide ac- tivities could be on account of differences in TDS, HCO3, and Ba, with high or low pH. In this environment, oil prop- erties differently affected the mobilization of natural radionuclides. The range of 226Ra variation had been compared with available data from other countries. The calculated absorbed dose rate ranged from 22.33 to 32.66 nGy?h-1 in lo- cation (B) and (E) respectively, which was less than the accepted value.     

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。     

γ吸收剂量率在线探测用硅光电池的电学性能研究

建立了一种γ吸收剂量率实时在线测量系统,研究了半导体硅光电池BBZSGD-4辐射光生电流和γ吸收剂量率之间的关系,并对其耐辐照性能进行了研究。60 Coγ辐照实验表明:半导体硅光电池BBZSGD-4对60 Co的γ射线有较好的响应,其辐射光生电流与吸收剂量率的关系呈线性规律。当吸收剂量率为94.54Gy/min时,辐射光生电流可达1.26μA。在吸收剂量率为50Gy/min时,辐射光生电流随总吸收剂量的增加呈指数下降,总吸收剂量为5 445.8Gy时,其辐射光生电流衰减1%。半导体硅光电池BBZSGD-4具有作为实时在线低吸收剂量率探测器的潜力。