秦山第二核电厂大修期间场所弱贯穿辐射调查

在秦山第二核电厂多次大修期间,对泵类设备、反应堆换料水池、蒸汽发生器、阀门类设备的辐射源项和弱贯穿辐射进行了监测。这些设备表面主要沉积的是⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁵⁴Mn、⁵¹Cr、⁹⁵Nb、⁹⁵Zr、¹²⁴Sb、⁵⁹Fe、⁵⁷Co和^110mAg等放射性核素,发射的β射线能量主要在100 keV~500 keV范围内。给出了所监测设备表面的$\dot{H}$·^*(10)、$\dot{H}$·′(0.07)和$\dot{H}$·′(3)值,3种泵类设备的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为1.31±0.09,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为7.8±0.4;蒸汽发生器热端衬板和冷端衬板的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为1.40±0.20,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为15.1±3.2;4种阀门类设备的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为1.32±0.17,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)的平均值为14.6±3.5;堆芯水池和换料水池的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为1.29±0.10,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为8.5±1.1。所有弱贯穿调查设备的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)总体平均值为1.32±0.12,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)总体平均值为11.4±4.1。结合测量结果,建议主泵、余排泵、蒸汽发生器检修人员和换料水池去污人员,开展眼晶体剂量和皮肤剂量监测。     

秦山第二核电厂阀门类设备弱贯穿辐射调查

在秦山第二核电厂8次大修期间,对反应堆冷却剂系统(RCP)、余热排出系统(RRA)、化学和容积控制系统(RCV)、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)4个系统主要阀门的辐射源项和弱贯穿辐射进行了监测。测得RCV系统阀门沉积的放射性核素主要是^110mAg,RCP、RRA和PTR系统阀门内沉积的主要是⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁵¹Cr、⁹⁵Nb、⁹⁵Zr等放射性核素,伴随的β射线能量主要在500 keV范围内。测量给出了4类阀门的公式′(0.07)和H·′(3)值,测得H·′(3) /H·^*(10)值在1.24左右,H·′(0.07) /H·^*(10)值在14左右。结合测量结果,给出了部分阀门需要对检修人员开展眼晶体剂量和皮肤剂量监测的建议。     

HP(10)次级标准电离室几个重要性能测量及模拟计算

介绍了T34035型H_p(10)次级标准电离室的结构和技术特性,实验测量了H_p(10)次级标准电离室的校准系数N_H和修正因子k(R,α),并评定给出校准系数N_H的相对扩展不确定度为4.6%(k=2),修正因子k(R,α)的相对扩展不确定度为6.0%(k=2)。在辐射质入射角≤75 °时,12～1 250 keV范围内能量响应好于±20%;个人剂量当量率非线性在100 μSv/h～3 Sv/h范围内好于±3%。采用 MCNP5模拟计算了该电离室对部分窄谱N系列和低空气比释动能L系列的k(R,α)值,结果表明计算值与实验测量值之间的相对误差在±6%范围内。说明该电离室性能满足次级标准电离室要求,可以直接用于H_p(10)量值的传递。     

Hp(3)测量与量值传递研究进展

通过对国内外相关文献的调研,结合现行相关标准内容,介绍眼晶体剂量当量H_p(3)的测量以及量值传递过程中所使用的体模、转换系数等。圆柱体模已作为H_p(3)剂量计校准用体模,并被广泛推荐;剂量当量转换系数主要基于蒙特卡罗方法和经验公式计算得到;H_p(3)测量方法各异,主要基于热释光剂量测量系统。欧盟现已组织开展三次关于眼晶体剂量计的比对,在光子场中照射的比对结果比在β场照射的结果较好。但由于铅眼镜和铅面罩的应用,以及眼晶体敏感区域的划分,H_p(3)的测量与量值传递方法仍存在问题。     

建材天然放射性对丹东市居民健康风险评价

为明确建筑材料对丹东市居民内外照射指数与年有效剂量贡献,采用高纯锗谱仪测试了丹东市主要建筑材料(红砖、空心砖、大理石、水泥、混凝土)²²⁶Ra、²³²Th和⁴⁰K的放射性比活度,通过计算其内外照射指数和年有效辐射剂量,并与相关标准比较,评价其对丹东市居民健康的安全性。结果表明,丹东市建筑材料天然放射性核素比活度⁴⁰K贡献最大,混凝土放射性比活度较低;建筑材料内照射指数为0.15～0.48,外照射指数为0.29-0.79,符合国家标准;某大理石厂生产的大理石样品年外照射有效剂量为1.23 mSv·a^-1,超过国际建议上限1 mSv·a^-1,应该慎重使用。其他建筑材料年照射有效剂量值为0.45～0.99 mSv·a^-1。总体上,丹东市建筑材料天然放射性对居民健康影响可以忽略。     

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。     

SiC探测器的中子和γ性能测试

第三代SiC半导体探测器具有体积小、响应时间快、中子/伽马(n/γ)甄别容易等优点,广泛应用于反应堆堆芯剂量监测。本文针对自研的第三代Si C半导体探测器,采用电子束蒸发真空镀膜的技术将中子转换层材料6LiF(6Li丰度为95%)喷镀到SiC基底上,厚度为25μm,实现了中子转换层厚度优化。利用241Am α放射源(活度9.37×10³ Bq)开展α粒子响应信号幅度的测量,并在¹³⁷Cs γ放射源(活度6.23×10⁷ Bq)环境下开展γ射线的响应测试。另外,在标准辐射场系统中进行了SiC探测器的中子注量率响应线性度测量、γ剂量率响应线性度测量以及中子注量率响应线性标定。结果表明：该探测器在1×10³～1×10⁶ cm^-2·s^-1中子注量率范围内线性响应拟合R²=0.996 9,具有良好的线性响应,n/γ剂量响应范围为0.005～20 Gy·h^-1,可用于核电现场反应堆中子和γ剂量的实时、精...     

医院级CT辐射剂量及诊断剂量水平研究

探讨医院级各部位CT扫描辐射剂量及成人CT检查诊断剂量水平。采集2018年2月—2019年1月本院在GE Light Speed 16 CT设备上进行诊断性CT检查的全部成年人共15 440例的CT检查数据,按照检查部位进行分类,统计各部位的容积剂量指数(CTDI_vol)、剂量长度乘积(DLP)。使用SPSS 19统计软件分析CTDI_vol、DLP的四分位数并计算有效剂量(ED)。结果表明,各部位CTDI_vol的诊断剂量参考水平(DRL)值为:颅脑87.75 mGy、肺部8.09 mGy、上下腹15.82 mGy、上下腹盆腔15.79 mGy;各部位DLP的诊断剂量参考水平(DRL)值为:颅脑1 053.03 mGy·cm、肺部245.19 mGy·cm、上下腹269.96 mGy·cm、上下腹盆腔835.20 mGy·cm。研究中发现肺部CTDI_vol、DLP的DRL值(分别为8.09 mGy、245.19 mGy·cm)低于我国其他地区和其他国家的DRL值;60岁以下患者肺部CT检查CTDI_vol、DLP的DRL值低于8.09 mGy、245.19 mGy·cm,60岁以上患者肺部CT检查CTDI_vol、DLP的DRL值高于8.09 mGy、245.19 mGy·cm。通过研究可以确定医院级各部位CT检查辐射剂量及成人CT检查诊断剂量水平,能为优化CT检查扫描技术和监测辐射剂量提供基础。     

急性摄入131I的医学应急参考可测量推导

通过推导与甲状腺待积器官剂量相关的¹³¹I可测量,为¹³¹I生产单位职业卫生管理和制定相关作业的医学应急计划提供参考。依据我国《职业性放射性甲状腺疾病诊断》规定的甲状腺待积器官剂量以及《国际辐射防护和辐射源基本安全标准》为避免严重确定性效应和降低随机性效应而推荐的防护行动水平,推算单次吸入达到相应的甲状腺待积器官剂量时的实用量,包括工作场所浓度、甲状腺¹³¹I含量和尿碘日排量。当人员(不考虑个体防护)停留的工作场所¹³¹I化合物和¹³¹I蒸气浓度C_A分别达2.1×10⁴ Bq/m³和1.2×10⁴ Bq/m³,或甲状腺¹³¹I含量M(t)_甲达3.8×10⁴ Bq,或尿¹³¹I日排量M(t)尿达4.5×10¹ Bq时,应该根据防护目的,结合职业人员接触时间、体力劳...     

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。     

15 keV~1.5 MeV单能光子及窄谱系列H*(10)/Kα转换系数的蒙特卡罗模拟

为克服由于不同标准实验室内X、γ射线照射装置所用X射线管型号及整体结构不相同,导致转换系数产生一定偏差的问题,本研究采用MCNP5程序建立照射装置模型,计算15 keV~1.5 MeV单能光子及N-40~N-200窄谱系列对应的H*(10)/Kα转换系数;利用自主研制的H*(10)次级标准电离室测量辐射场参考点处周围剂量当量率并作为参考值,与转换系数法进行对比以验证转换系数法计算结果的正确性。结果表明,蒙特卡罗模拟转换系数与ISO 4037-3推荐值的相对偏差在±4%以内,转换系数法与次级标准电离室法测量结果的相对偏差在3%以内,证明利用蒙特卡罗方法计算H*(10)/Kα转换系数可行,对于“非匹配参考辐射场”,可使用此方法进行周围剂量当量定值。     

重庆市工业探伤和密封源应用辐射工作人员2006～2008年个人剂量监测

报道重庆市工业探伤和密封源应用辐射工作人员的2006-2008年个人剂量监测结果。监测结果表明：接受监测的辐射工作人员2006-2008年个人年有效剂量范围为0.01-6.77 mSv;工业探伤工作人员个人有效剂量范围为0.01-6.77 mSv,密封源应用工作人员个人年有效剂量范围为0.01-0.54 mSv。     

某涉氚操作实验室源项调查活动对人员和环境的影响

在某涉氚实验室退役前期,为获得其中的放射性物质和其他有毒有害物质的信息,开展了源项调查。在源项调查活动中,根据该实验室的具体情况,采取了适当的辐射防护措施,并对从事该源项调查的工作人员和周围居民所受的放射性危害进行了监测和分析。结果表明：此次源项调查活动对该实验室所在的厂址环境有一定的影响,实验室外10 m范围内空气中的HTO略有升高,植物中氚含量明显提高,河水中的氚浓度均有一定程度的上升,但环境中的总α、总β仍处于当地本底水平范围;在进行源项调查期间,工作人员因氚所致的内照射最大值为0.111 mSv,公众所受的个人剂量为7.750×10^-5mSv。     

ν射线参考辐射周围剂量当量标准电离室的蒙特卡罗模拟

由放射源^137Cs和^60Co产生的ν射线参考辐射在辐射监测仪表的校准中起着重要作用。对于场所辐射监测仪表的校准,参考辐射需提供周围剂量当量H^＊（10）的约定真值。本研究采用H^＊（10）标准电离室法测定周围剂量当量H^＊（10）的约定真值,利用MCNP4C蒙特卡罗模拟程序,提出了基于双金属补偿法的电离室结构设计方案。结果表明,在15～1500keV能量范围内,该电离室能量响应满足国际标准ISO4037—4的要求,该研究结果对H^＊（10）标准电离室的建立具有重要的指导作用。     

2017年、2018年西安市某三甲医院职业外照射个人剂量监测

按照国家标准《职业性外照射个人监测规范》的要求,采用热释光个人剂量测量方法对西安市某三甲医院放射工作人员进行职业性外照射个人剂量监测。监测结果显示,2017年、2018年该医院放射工作人员年有效剂量均低于5 mSv/a的调查水平。     

某医院2019—2021年放射工作人员个人剂量监测结果分析

目的 了解空军军医大学第二附属医院核医学科放射工作人员职业性外照射个人剂量情况。方法 以该院核医学科全体工作人员为研究对象,对其2019—2021年间所受外照射个人剂量进行监测并分析。结果 (1)2019、2020、2021年人均年有效剂量分别为1.04、1.22和1.19 mSv/a,其中,医师为0.85 mSv/a...     

Present status and practical issues on dosimetry for the lens of the eye at JAEA MOX fuel facilities

ABSTRACT

At Japan Atomic Energy Agency (JAEA) MOX fuel facilities, a worker usually wears a protective lead apron; therefore, the dose to the lens of the eye (lens dose) outside the apron is higher than that to the torso. To estimate the potential impact on the current facility operation of the International Commission of Radiological Protection (ICRP)-proposed lens dose limit reduction from 150 mSv/y to average 20 mSv/y, the authors carried out an analysis on the past dose records for the workers over the last 18 years. Of a total of 4,312 workers’ records analyzed, two workers’ annual lens doses exceeded the lowered limit of 20 mSv (23.3 mSv and 20.7 mSv), although the maximum effective dose was below 10 mSv in each case. These compiled dose data reveal that in the glovebox and related operations the lens dose will be a limiting factor in radiological control under the newly lowered dose limit. To ensure that the number of workers with an annual lens dose greater than 15 mSv (approximately 0.6% of the workers) is kept to a minimum, the implementation of an administrative control level for the lens dose is considered.     

肢端剂量计和核设施弱贯穿辐射(主要是β辐射)的辐射防护监测

国际标准化组织核能标准化委员会辐射防护分委员会(ISO/TC85/SC2)最近编制了几个有关弱贯穿辐射监测的标准，其中ISO12794-2000规定了肢端和眼睛热释光个人剂量计的性能要求和试验方法；ISO15382-2002规定了核设施弱贯穿辐射特别是β辐射外照射监测程序及部分人体剂量的确定方法。本文概括介绍了这丽项标准的主要内容及一些相关问题。     

NATURAL BACKGROUND RADIOACTIVITY LEVELS IN THE TERRESTRIAL ENVIRONMENT OF HONG KONG

This paper analyses and summarizes the natural radionuclide contents of soil and building materials, radon concentrations and the penetrating radiation levels in Hong Kong. From these, a thorough and objective assessment for the terrestrial background irradiation level of Hong Kong was made. Finally, the annual effective dose equivalent received by Hong Kong people due to the natural background irradiation was calculated to be 3.2 mSv.