个人剂量监测

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210Po

2.5×10－4 Bq/24 h尿

6.7×10－3 Bq/24 h尿

6

6 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 3

UD-802 β、γ热释光剂量计10－1～104137Cs 前胸 3

UD-809中子热释光剂量计10－1～104Am～Be 前胸 3

β热释光剂量计10－1～106 mGy 90Sr～90Y 手中指 2

2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。由表3可看出，2006年全院接受外照射个人监测的工作人数为1 145人，年集体有效剂量为1.45人·Sv，比2005年降低了14.7%，人均年有效剂量为 1.26 mSv，比2005年降低20.2%。

表32006年全院放射性工作人员外照射个人剂量数据

工作单位监测人数可监测人数

年集体有效剂量/

（人·Sv）年人均有效剂量/

mSv

年个人最大有效量/

mSv

核物理研究所175 150 6.63×10－2 3.79×10－1 3.92

反应堆工程研究设计所255 188 3.81×10－1 1.50 1.77×10 放射化学研究所151 129 5.75×10－2 3.81×10－1 5.27

核技术应用研究所109 108 1.90×10－2 1.74×10－1 1.81 原子高科363 300 8.90×10－1 2.45 4.90×10

保健物理部1）27 26 2.29×10－38.80×10－2 3.40×10－1放射性计量测试部41 31 2.07×10－2 5.05×10－17.22 职工医院24 23 8.69×10－3 3.62×10－1 1.09

全院总计 1 145 955 1.45 1.26 4.90×10 注：1）2006年7月更名为辐射安全研究部，下同

表4列出了2006年全院放射性工作人员外照射个人剂量分布情况。从表4可看出，2006年个人有效剂量小于5 mSv的人数占总监测人数的93.7 %，大于15 mSv的人数占总监测人数的1.5 %。个人有效剂量超过15 mSv的年集体有效剂量与总年集体有效剂量的比率为0.27，个人最大有效剂量为49.0 mSv，此人为原子高科工作人员，在进行146工号一线清理工作中，由于收集60Co粒时间较长，且工作位置辐射水平高达100 mSv/h，使得该工作人员受到较大剂量照射，此事已引起安防处领导的重视，并采取有效措施。被测人员个人有效剂量大于20 mSv的人数为11人，均为原子高科人员，比2005年增加了4人。

对于操作β放射性的工作人员，用TLD指环剂量计进行了手部剂量监测，其监测结果列于表5。2006全年接受手部剂量监测的总共49人，集体当量剂量为3.48人·Sv，手部平均当量剂量为71.04 m Sv，个人手部最大剂量为1 125.6 m Sv。此人为原子高科工作人员，在进行146工号一线清理工作中，由于收集60Co粒时间较长，且工作位置辐射水平高达100 mSv/h，使得该工作人员受到较大剂量照射,此事已引起安防处领导的重视，并采取有效措施。此事件的剂量重建工作在进行之中。

2.2 内照射个人监测

1) 尿中放射性核素的测量

2006年全院放射工作人员尿中238Pu、3H的监测总计96人次，监测结果列于表6。监测结果低于1/2调查水平。

2) 全身计数器和甲状腺中碘的测量

2006年对全院操作开放型放射性物质的工作人员进行了全身计数器和甲状腺监测，共301人次，发现体内存在人工放射性核素的工作人员为142人次，占总监测人次的47.1%。测到的核素主要有137Cs、131I、125I等。其中操作131I、125I的工作人员甲状腺监测115人次，甲状腺监测为常规监测，全身计数器和甲状腺中碘监测结果列于表7。

3) 内照射剂量估算结果

根据内照射个人监测结果，估算了工作人员所受的待积有效剂量当量，其结果列于表8。全院接受内照射个人监测的人数为263人，工作人员所受的集体待积有效剂量当量为1.93×10－2人·Sv，人均待积有效剂量当量为7.32×10－2 mSv，个人所受的最大待积有效剂量当量为2.42mSv。

2.3分析与评价

2006年外照射个人剂量，全院共监测工作人员为1 145人，年集体有效剂量为1.45人·Sv，比2005年降低了14.7%，人均年有效剂量为1.26 mSv，比2005年降低20.2%。被测人员个人有效剂量大于20 mSv的人数为11人，比2005年增加了4人。

表4 2006年全院放射性工作人员外照射个人剂量分布

工作单位

<0.1 mSv 0.1～5.0 mSv 5.1～10.0 mSv 10.1～15.0 mSv

人数人·Sv 人数人·Sv 人数人·Sv 人数人·Sv 核物理研究所84 3.01×10－3 91 6.33×10－20 0 0 0

反应堆工程研究设计所111 1.84×10－-3118 1.32×10－-117 1.25×10－17 8.86×10－2放射化学研究所46 1.19×10－-3104 5.10×10－2 1 5.27×10－30 0 核技术应用研究所59 2.69×10－350 1.63×10－20 0 0 0 原子高科133 2.52×10－3186 2.34×10－120 1.29×10－19 1.04×10－1保健物理部17 7.10×10－410 1.58×10－30 0 0 0 放射性计量测试部10 0 30 1.35×10－2 1 7.22×10－30 0 职工医院 3 1.40×10－421 8.55×10－30 0 0 0 全院总计463 1.21×10－2610 5.21×10－139 2.66×10－116 1.92×10－1占监测总人数的百分比% 40.44 53.27 3.40 1.40

工作单位

15.1～20.0 mSv 20.1～25.0 mSv 25.1～30.0 mSv30.10～35 mSv 人数人·Sv 人数人·Sv 人数人·Sv 人数人·Sv

核物理研究所0 00 0 0 0 0 0

反应堆工程研究设计所 2 3.40×10－20 0 0 0 0 0 放射化学研究所0 0 0 0 0 0 0 0 核技术应用研究所0 0 0 0 0 0 0 0 原子高科 4 7.07×10－2 2 4.93×10－2 5 1.37×10－1 1 3.14×10－2保健物理部0 0 0 0 0 0 0 0 放射性计量测试部0 0 0 0 0 0 0 0 职工医院0 0 0 0 0 0 0 0 全院总计 6 1.05×10－1 2 4.93×10－2 5 1.37×10－1 1 3.14×10－2占监测总人数的百分比% 0.52 0.17 0.44 0.09

工作单位

35.10～40.0 mSv 40.10～45.0 mSv 45.10～50 mSv＞50.0 mSv

人数人·Sv 人数人·Sv 人数人·Sv 人数人·Sv

核物理研究所0 00 0 0 0 0 0

反应堆工程研究设计所0 0 0 0 0 0 0 0

放射化学研究所0 0 0 0 0 0 0 0

核技术应用研究所0 0 0 0 0 0 0 0

原子高科 1 3.91×10－2 1 4.34×10－2 1 4.90×10－20 0

保健物理部0 0 0 0 0 0 0 0

放射性计量测试部0 0 0 0 0 0 0 0

职工医院0 0 0 0 0 0 0 0

全院总计 1 3.91×10－2 1 4.34×10－2 1 4.90×10－20 0

占监测总人数的百分比% 0.09 0.09 0.09

表5 2006年工作人员手部剂量监测结果

工作单位监测人数可监测人数集体当量剂量/ (人·Sv) 平均当量剂量/mSv 个人最大当量剂量/mSv 原子高科38 11 3.48 91.58 1 125.6

医院11 5 0.87×10－30.79×10－10.53

全院49 16 3.48 71.04 1 125.6

表6 尿中239Pu、238 Pu、3H的监测结果

工作单位核素监测人次相应核素的调查水平

各范围人员分布结果分析/人次

≤1/2调查水平＞1/2调查水平＞调查水平

反应堆工程研究设计所3H 57 1.66×108 Bq 57 原子高科3H 13 1.66×108 Bq 13 辐射安全研究部3H 3 1.66×108 Bq 3 原子高科238Pu12 100 Bq 12 放射化学研究所239Pu 11 94 Bq 11

全院96 96

表7 2006年全身计数器和甲状腺中碘的监测结果

工作单位核素监测

人次

污染人次

摄入量分布/人次

探测下限～1/30ALI 1/30ALI～1/10ALI 1/10～ALI

反应堆工程研究设计所137Cs 53 2 2 0 0 放射化学研究所137Cs 72 7 7 0 0 原子高科137Cs、131I、125I 169 133 130 2 1 辐射安全研究部7 0 0 0 0 全院137Cs、131I、125I 301 142 139 2 1

表8 2006年全院内照射个人剂量估算结果

工作单位监测人数集体待积有效剂量/

(人·Sv)

人均待积有效剂量/

mSv

个人最大待积有效剂量/

mSv

反应堆工程研究设计所73 8.17×10－3 1.12×10－19.89×10－1

放射化学研究所64 3.6×10－4 5.62×10－3 1.0×10－1

原子高科118 1.07×10－29.07×10－2 2.42

辐射安全研究部8 0 0 0

全院263 1.925×10－27.30×10－2 2.42

内照射个人监测共监测263人。工作人员所受的集体待积有效剂量当量为1.925×10－2 人·Sv，年人均有效剂量为7.319×10－2 mSv。工作人员所受的集体待积有效剂量当量和人均年有效剂量与去年相比，都有大幅度的下降。主要原因为：1）改善了防护条件；2）减少了操作量；3）加强了个人防护管理。

在个人剂量常规监测中，对于个人剂量达到或超过季度剂量或调查水平的人员采取了立即调查，全年共计调查38人次。对可疑数据进行了合理的修正。总体看来，2006年工作人员所受的集体剂量当量和人均剂量当量均比2005年略有降低, 我院放射性工作人员所受剂量水平较低。

（执笔人:何力华，王凯，乔海涛）

2006年度辐射工作场所监督性监测

李航，王绍林

1监测目的和内容

2006年度，根据中国原子能科学研究院常规监测计划要求，辐射安全研究部辐射监测与评价

研究室现场辐射监测组对我院科研、生产、运行及技术服务过程中产生辐射的工作场所进行了监督性监测。

监督性监测的主要内容：辐射工作场所中X、γ吸收剂量率及中子剂量当量率；α、β表面污染；放射性气溶胶中的总α、总β或相关核素。监督测量的周期为每年2次。

2 监测结果与分析

2.1X、γ剂量率监测

监测了5个所级单位的135个辐射工作场所，共371个监测点，均为监督区工作场所。由表1可以看出，2006年我院监督区工作场所的X、γ剂量率平均水平为1.99 μGy/h，最大值为88.70 μGy/h。在水平分布上看，67.1%的监测点在本底范围内（<0.15 μGy/h）；小于监督区控制水平（3 μGy/h）的监测点有95个，占监测点总数的25.6%；大于监督区控制水平的有27个点，占监测点总数的7.3%。

表1 工作场所监督区γ吸收剂量率监测结果

被监督单位监测场

所数

监测

点数

监测点辐射水平分布

平均值/

(μGy·h－1)

最大值/

(μGy·h－1) 本底

范围

＜控制水平≥控制水平

放射化学研究所26 76 56 20 0 0.23 1.56 原子高科36 90 82 8 0 0.24 1.83 反应堆工程研究设计所43 117 44 53 20 4.84 88.70 核物理研究所18 32 23 6 3 2.04 24.72 医院12 56 44 8 4 1.21 41.22

全院合计135 371 249 95 27 1.99 88.70 注：正常本底范围为，≤0.15 μGy/h；监督区控制水平为，3 μGy/h

2.2 中子剂量率监测

监测了4个所级单位，35个监督区工作场所，共102个监测点。由表2可以看出，在水平分布上看，71.6%的监测点在探测下限（0.15 μSv/h）以下；小于监督区控制水平（3 μSv/h）的监测点有26个，占监测点总数的25.5%；大于监督区控制水平的有3个点，占监测点总数的2.9%。

表2监督区辐射工作场所中子剂量率监测结果

被监督单位监测场

所数

监测

点数

监测点辐射水平分布平均值/

(μSv·h－1)

最大值/

(μSv·h－1) ≤LLD＜控制水平≥控制水平

核物理研究所9 11 11 0 0 LLD

反应堆工程研究设计所13 67 39 25 3 3.86 40 放射化学研究所10 10 9 1 0 0.07 0.07 原子高科 3 14 14 0 0 LLD

合计35 102 73 26 3 2.54 40 注：仪表探测下限为0.15 μSv/h；监督区控制水平为3 μSv/h

2.3表面污染监测

对3个所级单位的36个工作场所，进行了表面污染监测，共计175个监测点。表面污染平均水平：α为≤0.23 Bq/cm2；β为2.62 Bq/cm2。最大值：α为2.88 Bq/cm2；β为14.46 Bq/cm2。从表3可以得出，从污染水平的分布来看，α放射性物质：89.7%的监测点在本底水平；小于控制水平（0.4 Bq/cm2）的有2个点，占监测点总数的1.1%；大于控制水平的点1个，占监测点总数的0.6%。β

放射性物质：72%的监测点在本底水平，小于控制水平（4 Bq/cm2）的有43个点，占监测点总数的24.6%；大于控制水平的有8个点，占监测点总数的3.4%。在上述工作场所中，共抽查工作服41件，发现10件带有轻微污染，占抽查总数的24.4%。

表3 辐射工作场所表面污染监测结果

被监督单位

场所

数监测

点数

射线

种类

监测点分布

工作台、设备、墙面、地面工作服、手套、鞋本底

<控

制水

平

≥控制

水平

平均值/

（Bq·cm－2）

最大值/

（Bq·cm－2）

数量

本

底

<控制

水平

放射化学研

究所29 152

α 149 2 1 0.26 2.88 10 10 0

β 110 36 6 2.94 14.46 10 0

医院 2 6

α 6 0 0 本底本底

β 3 3 0 0.17 0.2 反应堆工程

研究设计所5 17

α 17 0 0 本底本底 1 0 1

β 13 4 0 0.66 1.58 0 1

合计36 175

α 172 2 1 0.23 2.88 11 10 1

β 126 43 6 2.62 14.46 10 1 注：表面污染仪的本底：α，1 cpm；β，4 cps；监督区工作场所控制水平：α放射性物质，0.4 Bq/cm2；β放射性物质，4 Bq/cm2；工作服等的控制水平：α放射性物质，0.04 Bq/cm2；β放射性物质，0.4 Bq/cm2。

2.4放射性气溶胶浓度监测

对放化所2个工号的10个房间，进行了空气污染取样监测，共取样20个。全部为本底水平。

放射性废物收贮和流出物排放

安防环保处

1 放射性固体废物

2006年，全院共收贮放射性固体废物27.3 m3，其中低放废物24.3 m3、中放废物3.0 m3。收贮的上述废物主要有棉纱、手套、工作服、玻璃器皿、污染设备等。各单位送贮的放射性固体废物具体情况列于表1。

2006年收贮的放射性固体废物量是2005年的39.6%，属正常水平。

2 放射性液体废物

2006年全院共收贮放射性液体废物145 m3，全部属于低放废水，与2005年相当。详细情况列于表2。

3 气态流出物

2006年全院排入环境的气态流出物中主要放射性核素和年排放量列于表3。

表1 2006年放射性固体废物收贮情况

单位 工号

废物体积/m 3

核素 材质

合计/m 3 低放

中放 高放 反应堆工程研究设计所 101室 3.2 1.2 60

Co 、28Al 、59Fe

工作服、工作鞋、口罩等 4.4 25室 2.4 60

Co 、137Cs 工作服、工作鞋、口罩等

2.4 原子高科股份有限公司

147#

1.2

—

201

Tl 、125I

鞋套、工作服等

1.2

146#

5.0

1.2

137

Cs 、90Sr 、241Am 、60Co

工作服、工作鞋、口罩、棉花、手套、玻璃、棉纱、鞋套、托盘、切

削末等

6.2

放射化学研究所

放化大楼 5.5 0.6 — 90

Sr 、137Cs

工作服、工作鞋、口罩等 6.1 31室

7.0 — 238

U 、Pu 、Np 、U 、T c

工作服、工作鞋、口罩等

7.0 合计

24.3

3.0

—

—

—

27.3

表2 2006年放射性液体废物收贮情况

工号

废物体积/m 3

备注

低放

中放 高放 101# 8 — — 101废水贮存罐 301室 137 — — 108工号 合计

145

—

—

—

表3 2006年气态流出物排放量

核素 烟囱的排放量/Bq

合计/Bq 111# 101# 49-2# 总α 2.69×107 — — 2.69×107 总β

4.87×108 3.92×106 4.40×107

5.35×108 131I 1.42×109 — — 1.42×109 125I

5.01×108 — — 5.01×108 90

Sr 4.75×105 — — 4.75×105 137Cs

3.95×108 — — 3.95×108 241

Am 1.24×107 — — 1.24×107 239Pu

2.62×106 — — 2.62×106 3H — 1.02×1012 — 1.02×1012 41

Ar

—

4.58×1014

7.91×1010

4.58×1014

注：2006年101堆1、2、3、11月未开堆，49-2堆1～10月未开堆

4 液态流出物

2006年我院未进行放射性废水处理和处理后净化废水的排放。

2006年工业下水总排放口全年监测到异常废水4次，共收集废水800 m 3，全部来自于301水线（301水线包括同位素生产和放化实验室产生的废水），污染原因是总β超院控制值。详细情况列于表4。收集到的废水在贮存池中贮存衰变，浓度降至控制值（1.85 Bq/L ）以下后进行排放。全年工业下水排放总β为3.23×106 Bq ，90Sr 为1.22×106 Bq ，3H 为6.18×108 Bq ，总α为6.07×105 Bq ，137

Cs 为1.01×105 Bq 。

表4 工业下水总排放口拦截异常废水情况

日期体积/m3核素总量/Bq 达标排放日期备注1月6日—1月16日200 总β 3.6×1062006年3月3日—3月6日

3月10日—3月21日200 总β7.96×1052006年1月28日

3月22日—4月4日200 总β 3.8×106—存贮

4月5日—4月18日200 总β 5.14×1052006年6月12日

合计800 总β8.71×106—

5 环境质量评价

根据我院2006年排入环境的气态流出物监测结果，估算了关键居民组所受的年有效剂量当量，结果列于表5。

表5 各核素对关键居民组所致的年有效剂量

核素

不同照射途径的有效剂量/（Sv/a）

合计/（Sv/a）吸入食入外照射

125I 2.93×10－107.11×10－8 1.12×10－97.25×10－8

131I 2.60×10－9 1.63×10－7 4.33×10－9 1.70×10－7

3H 0 5.54×10－7 3.09×10－13 5.54×10－7

41Ar 0 0 2.65×10－5 2.65×10－5

90Sr 1.56×10－12 1.68×10－11 1.68×10－18 1.84×10－11

137Cs 6.39×10－11 5.29×10－9 1.69×10－12 5.35×10－9

239Pu 6.14×10－9 2.81×10－10 1.46×10－14 6.43×10－9

241Am 2.56×10－8 1.67×10－9 5.15×10－12 2.74×10－8

合计 3.46×10－87.94×10－7 2.65×10－5 2.72×10－5

由表5可知，2006年我院气态流出物对关键居民组所致个人有效剂量当量为2.72×10－5 Sv/a，关键居民组为正北1.5 km处沙窝村的居民，关键核素是41Ar，关键途径是外照射。

（执笔人：张晓娜）

环境监测

监测与评价室

2006年辐射监测中心，基本按中国原子能科学研究院环境常规监测计划对我院内外环境介质中辐射水平进行监测。主要包括院周围环境的γ剂量率监测、地表污染监测、环境介质(地下水、土壤、沉降灰、气溶胶、植物和指示生物)中放射性活度浓度监测，以及工业下水中放射性活度浓度和工业毒物的常规监测。

1环境γ累计剂量监测

环境γ辐射剂量率监测为每个季度测量一次，采用LiF(Mg、Cu、P)探测器进行测量。2006年院内院外共布置48个监测点，全年院外共丢失剂量计16个，院外30个监测点的监测结果列于表1。由表1可见，院外γ剂量率年均最高值为85.2 nGy/h，该监测点位于东方红炼油厂。γ剂量率年均最

低值为78.7 nGy/h，该监测点位于夏村商场对面。2006年院外γ剂量率平均值为（78.7±4.3）nGy/h。

表12006年原子能科学研究院院外γ辐射剂量率监测布点及监测结果

序号取样点一季度累计剂量/

(nGy·h－1)

二季度累计剂量/

(nGy·h－1)

三季度累计剂量/

(nGy·h－1)

四季度累计剂量/

(nGy·h－1)

平均累计剂量/

(nGy·h－1)

1北方村西北角73.9─65.688.576.0±12 2小董村农机厂81.8─61.8 94.3 79.3±16

3大董村路口85.1─63.8 89.979.6±14

4桥梁厂门北65.6 ─66.877.169.8±6.3

5房山气象站入口─81.5 79.6 86.9 82.7±3.8

6房山环岛75.5 72.4 63.687.774.8±10

7丁家洼水库北68.076.5 66.9 84.4 73.9±8.2

8顾册路旁─84.5 75.594.4 84.8±9.5

9夏村商场对面71.2 63.961.4 76.6 68.3±6.9 10南区篮球场71.7 82.8 75.096.1 81.4±11

11沙窝村口74.182.6 74.0 79.277.5±4.2 12大苑村路口73.3 76.2 ─99.6 83.0±14

13坨里第一户人家78.8 79.7 80.010184.9±11

14水峪村路边83.9 77.075.988.881.4±6.1 15南上万路边81.877.478.086.6 80.9±4.2 16南四位桥边76.3 77.6 69.5 96.379.9±12

17青龙湖岔路口77.277.0 76.4 86.0 79.1±4.6 18崇各庄政府门前─74.481.8 79.578.6±3.8 19怪村77.080.5 81.2 99.2 84.5±10

20坨里镇界牌─73.7 77.7 89.380.2±8.1 21云岗77.9 82.8 67.0 99.781.9±14

22长阳火车站74.1──86.7 80.4

23良乡路边牌楼73.9 81.2 ─85.1 80.1±5.7 24良乡机场桥前松72.3 ─60.1 91.0 74.5±16

25南梨园十字路口75.971.4 67.3 81.4 74.0±6.1 26动力厂门口67.779.6 74.4 88.577.6±8.8 27培训中心63.178.576.6 77.874.0±7.3 28东方红炼油厂76.693.574.7 95.8 85.2±11

29七里店─66.981.7 83.0 77.2±8.9 30大兴──57.9 93.2 75.6注：“─”表示剂量计因故丢失，没有测量数据

2地下水中放射性监测

2006年度对院外四口民用水井地下水进行了常规监测，井位分布示于图1。监测项目为3H、总α、总β、90Sr、137Cs、60Co、54Mn等。全年监测结果列于表2、3。

从表2、3中看出，地下水中总β活度浓度在3.14?10－2～4.29?10－1 Bq/L范围内，最高值出现在北坊菜地18#监测井；地下水中3H活度在

井；地下水中90Sr 活度浓度在9.01?10－4

～3.68?10－

1 Bq/L 范围，最高值出现在北坊菜地18#监测井；

地下水中总α、60Co 、54Mn 、 137Cs 活度浓度均

图1 民用井位置示意图

表2 院外地下水中总β、3

H 的测定结果

监测井

总β

3

H

全年监测 样品数

活度浓度范围/ (Bq·L －

1)

年平均值/ (Bq·L －

1)

监测样 品数 活度浓度范围/ (Bq·L －

1)

年平均值/ (Bq·L －

1)

18#北坊菜地 4 (8.30~42.9)?10－

1 (2.12±1.6) ?10－

1

4 53.5~69.6 58.5±7.

5 39#污水厂 4 (3.14~16.9)?10－

2

(7.94±6.1)?10－

2

4 38.2~148 85.0±51 53#五七井 4 (3.55~9.29)?10－2

(6.29±2.4) ?10－

2

4

4

(3.18~8.11)?10－2

(5.29±2.1) ?10－

2

4

注：3H ，LLD=4.5 Bq/L ；总β，LLD=3.98?10－2

Bq/L

3 农作物样品放射性活度浓度监测

2006年度在3个监测点(对照点:大兴榆垡村、主导下风向的沙窝村和次主导下风向的北坊村)农作物收获期进行采样，对9种农作物中总β、去钾总β、90Sr 、137Cs 和元素钙的含量进行监测。其结果列表4。由表4可以看出，总β活度浓度范围在34.2～210 Bq/kg （鲜重），最高值样品为榆垡村的花生；去钾总β活度浓度范围为4.89?10－

1～6.27 Bq/kg （鲜重），最高值样品为榆垡村的花

生；90Sr 活度浓度范围在1.19?10－

2~1.47 Bq/kg(鲜重)，最高值样品为北方的白薯；137Cs 活度浓度

范围在

2 Bq/kg(鲜重)，最高值样品为沙窝的花生。

同时，2006年度分别在工作区、生活区和大兴榆垡采集指示生物松针样品,每年采集两次，分析测定了样品中总β、去钾总β、90Sr、137Cs和元素钙的含量。监测结果列于表4。从表中看出，总β活度浓度范围在77.1～125 Bq/kg（鲜重）；去钾总β活度浓度范围在4.95～11.1 Bq/kg（鲜重）；90Sr活度浓度范围在1.19?10－2～1.47 Bq/kg（鲜重）；137Cs活度浓度范围在

表3院外地下水中90Sr、137Cs的测定结果

监测井

90Sr 137Cs

监测样

品数

活度浓度范围/

(Bq·L－1)

年平均值/

(Bq·L－1)

监测样

品数

活度浓度范围/

(Bq·L－1)

年平均值/

(Bq·L－1)

18#北坊菜地 4 (1.59~3.68)?10－1(2.29±0.97) ?10－1 4

39#污水厂 4 (1.23~2.76)?10－2(1.88±0.64) ?10－2 4

53#五七井 4 (3.11~7.92)?10－3(5.93±2.2) ?10－3 4

对照点沙窝 4 (9.01~38.1)?10－4(2.59±1.3)?10－3 4

注:137Cs，LLD=4.8×10-3 Bq·L－1；90Sr，LLD=4.20×10-2 Bq·L－1

4工业毒物监测

工业毒物监测选择了工业下水总排出口和饮用水两种水介质，监测项目有F－、Cr6+、Cn－、Hg、Zn、Cu、PH和水质硬度等8项。全年监测样品共233个，其中工业下水样品203个，饮用水样品30个。测定结果列于表5。全年各项监测结果未发现异常值，监测结果均低于国家标准GB 5740—85和GB 8978—1996规定的允许排放水平。

5环境介质放射化学分析方法的探测限

2006年度环境水和生物样品中总β、去钾总β、90Sr和137Cs的放化分析方法的探测下限列入表6。

6质量保证

6.1 监测过程中的质量控制

6.1.1仪器的质量控制

使用的仪器必须有资质的单位定期进行检定，使用前必须进行效率刻度和本底测量，使用过程中必须绘制效率和本底制控图,确保仪器使用过程中处于正常状态。

6.1.2现场采样、现场测量和实验室分析测量过程的质量控制

1）现场采样的质量控制。依照国家标准和规范进行样品采集,样品采集要具有代表性和足够测量用和备用的量,采集到的样品必须包装好，防止交叉污染,样品必须作好标识，同时作好采样记录。

2）现场测量的质量控制。现场测量必须严格按国家标准和作业指导书的测量规程进行, 同时作好现场测量记录。

3）分析测量过程中的质量控制。样品分析测定，必须严格按国家标准和作业指导书的操作规程进行,必要时要进行平行样和试剂本底样的分析测定,同时作好完整的分析测量原始记录。

4）测量数据处理的质量控制。现场测量数据的统计误差小于10%,环境样品实验室分析测量数据的统计误差小于30%,测量计算结果要进行复核与审核,要填写监测报结果告单，并要求监测人员

和审核人员签字。

表42006年植物样品中放射性核素监测结果

样品种类采样点

放射性活度比活度/(Bq·kg－1) 元素钙比活度/

(Bq·kg－1)

总β去钾总β×10－190Sr×10－2 137Cs×10－2

菠菜大兴99.1±2.5 28.7±1.8 8.41±0.63 2.56±0.06 1.49 北坊65.6±1.5 20.7±1.1 10.7±2.0 1.79±0.05 1.66 沙窝85.2±1.8 8.74±0.80 14.4±2.4 1.99±0.27 0.954

豆角大兴49.1±1.4 12.8±0.60 3.76±0.30

青椒大兴41.6±0.91 26.0±2.0 1.19±0.30 1.14±0.09 0.123 北坊46.0±1.0 13.5±1.3 4.20±0.17 0.610±0.02 0.115 沙窝50.2±1.6 14.3±1.5 1.34±0.23 0.874±0.24 0.135

小麦大兴138±4.4 47.9±1.5 15.6±2.4 5.45±0.05 1.36 北坊145±3.2 46.7±1.2 135±6.2 4.02±0.04 0.991 沙窝121±3.9 55.9±1.6 17.1±1.5 3.98±0.03 0.529

白菜大兴34.2±1.1 16.5±1.4 9.52±0.66

萝卜大兴50.7±1.5 33.1±1.0 14.1±0.40

白薯大兴39.4±1.1 15.2±0.80 10.8±0.90 1.60±0.04 0.727 北坊58.8±1.3 28.4±1.1 147±1.4 3.10±0.06 1.25 沙窝97.8±2.8 38.9±1.0 18.8±1.2 1.44±0.02 0.927

玉米大兴81.0±2.6 22.0±1.9 18.7±1.8 7.85±3.1 0.455 北坊76.6±2.3 15.2±0.80 20.6±1.5 1.88±0.02 0.553 沙窝76.4±2.4 18.2±0.90 18.8±1.2 6.24±0.23 0.292

花生大兴210±5.8 62.7±4.6 14.3±1.9 8.25±0.71 1.39 北坊—————沙窝184±4.4 61.8±3.4 27.6±3.2 7.32±0.09 1.64

松针大兴81.4±2.4 73.8±3.1 4.92±0.18 20.3±1.3 3.94

松针

南区生活区114±3.2 100±4.2 5.76±0.12 13.0±0.5 5.70

北区工作区89.4±1.8 79.1±2.2 4.63±0.14 26.8±2.4 4.14

注：137Cs，LLD=5.72×10-3 Bq·kg－1；总β，LLD=2.27×10-1 Bq·kg－1，去钾总β，LLD=1.90×10-1 Bq·kg－1；90Sr，LLD=166×10-3 Bq·kg－1；

松针给出的结果为两次测量的平均值

表52006年工业毒物监测结果

采样点监测项目监测样品数方法探测限/ (mg·L－1) 浓度范围/

(mg·L－1)

年平均值/

(mg·L－1)

标准值/

(mg·L－1)

工业下水总排出口

F－- 29 2.0×10－2 3.74×10－3~0.39 1.01×10－110 Cr+6 29 4.0×10－3

饮用水F－ 4 2.0×10－2 4.23×10－2～6.59×10－2 4.95×10－2 1.0 Cr+6 4 4.0×10－3

CN－ 4 4.0×10－3

Hg 4 2.0×10－4

Zn 3 1.0×10－27.70×10－3～3.57×10－1 1.64×10－1 1.0

Cu 3 1.0×10－2

总硬度 4 —264～284 272 450 注：29个工业下水的监测样品的pH范围为6.0～7.0，年均值为6.6，标准值为6.5～8.5；4个饮用水监测样品的pH范围为6.5～

7.0，年均值为6.9，标准值为6.5～8.5

表6 环境介质放射化学分析方法的探测下限

分析项目环境介质样品用量本底计数率/min－1测量时间/min 探测效率/% 化学回收率/% 探测下限/Bq·kg－1

总β

水

生物样(鲜) 1 L

1 kg

1.20±0.10 90 26.4±0.38

19.7

85

100

3.98×10－2

2.27×10－1

3H 水8 mL 0.91 120 21.6 100 3.83

90Sr

水

生物样(鲜) 1 L

1 kg

1.20±0.10

1.20±0.10

120

300

26.4±0.38

26.4±0.38

70

75

4.20×10－2

1.66×10－3

137Cs 水10 L 1.20±0.10 240 26.4±0.38 75 4.6×10－3去钾总β生物样(鲜) 1 kg 1.20±0.10 300 26.4±0.38 85 1.09×10－1

7结论

1）2006年院外环境 辐射剂量率监测后范围为68.3 nGy/h～84.9 nGy/h。

2）地下水中放射性浓度全年监测结果表明，北坊菜地18#井中总β和90Sr明显高于其它监测井和对照点井，应引起重视。

3）2006年农作物放射性核素监测结果与2005年的监测结果相比没有明显变化。

4）2006工业下水总排出口工业毒物监测，全年数据未超出国家允许的排放水平。

（执笔人:文富平，班莹）

核与辐射安全

安防环保处

本年度，全院核与辐射安全总体状况如下：在役核设施安全运行，未发生上等级核事故，两堆实施安全整治，重获运行运可；射线装置安全运行，未发生事故；科研实验等各项放射性工作基本

安全进行；核材料和放射源安全基本得到保障；工作人员职业照射得到有效控制。

1 在役核设施运行与安全整治

101堆根据核安全局的整改意见，结合实际情况，进行了蓄电池加固、供电屏防护、备用安全棒功能扩充、厂房核清洁等整改工作，完成了质量保证大纲和规程等修订工作，于2006年4月重获运行许可证。之后，安全运行9个周期，累计运行时间3 082 h，释放能量884.6 MW·d，反应堆最高功率7.3 MW，平均功率7.0 MW。运行中共发生异常事件7次，控制保护系统动作自动停堆或采取紧急停堆措施。各事件均得到有效处理，采取了预防和纠正措施，并按照事件报告程序向相关部门进行了报告。

49-2反应堆本年度的工作重点是进行安全再审查与专项整改。在硬件方面，增加了反应堆控制保护变量，增设了抗震停堆系统，增设了一套应急堆芯冷却系统，对安全重要设备采取了多项监督措施；在软件方面，开展了全厂断电事故下自然循环能力分析，制定或修订了老化管理大纲、防火大纲、运行限值和条件、质量保证大纲及运行规程等。安全再审查和专项整改的各种报告经审查获得通过，于9月份重获运行许可。之后，共进行核实性开堆运行398 h。

原型微堆本年度共计开堆运行了19次，共计活化分析土壤、大气等363个样品。每月取堆水和池水水样进行γ能谱分析，堆水中裂变核素的比活度的测量值低于正常运行限值，池水中无裂变核素。同时，根据家核安全局的要求，开展定期安全再审查工作，各种报告已呈报给国家核安全局。

DF-VI装置本年度共进行3次实验运行，分别为北京核仪器厂考验了探测器和为对外工程处试验其研制的临界报警装置。根据国家核安全局的要求，开展DF-VI装置和氢化锆固态临界装置的定期安全再审查工作，各种报告已呈报给国家核安全局。

院内三废设施虽大部分超期服役，但总体运行情况良好。本年度，共计收贮固体放射性废物27.3 m3，液体放射性废物145 m3，111＃通风中心总排风量约9×107 m3。本年度，安排了对108工号原抽取集水坑废液真空、压空系统整治工作，该工作正在进行中。

2 射线装置运行

物理所在役运行串列加速器年运行时数3 590 h，600 kV高压倍加器年运行时数1 600 h。60Co 辐照站完成大量辐照任务，同时，完善了各项辐射安全管理规章制度、操作规程和辐射事故应急方案，加强了放射源和射线装置的安全管理。本年度，全院加速器及辐照装置作到了安全运行，未发生任何人员误辐照事故和事件。

3 科研实验等新开展放射性工作情况

对新开展科研实验等放射性工作进一步明确了内部许可的基本程序和要求，对安全重要放射性工作实行节点控制。本年度，对同位素239Pu热源工艺方案、46-戊热室机械手大修工作和160工号开挖施工实施方案等10余项科研、生产项目进行安全内部许可，并加强许可后的监督检查工作，各项工作基本顺利进行。

在各项工作进行过程中，共发生两次辐射事件：CRARL工程场址内管道改造引起工作区局部环境沾污事件和原子高科废旧铅罐处理过程中造成工作区道路环境沾污事件。事件发生后，相关部门认真进行了原因分析，严格落实了源项调查与场址清污工作，并对相关责任人进行了严肃处理。

4 核材料及放射源安全

核材料的使用、转移按照院核材料管理有关规定实行严格的审批。本年度办理审批20次、转移21次，院外交接办理1次。全院核材料处于严密监管之下，未发生丢失与被盗事件。院核材料总库基本建设完毕，处于待验收状态。军用核材料许可证换证申请中根据需要增加了院核材料库与先进研究堆两个平衡区。

截止到2006年10月，全院在用源440枚，回收废源894个，废旧与闲置源达到3 541枚。放射源采购、转让与转移严格执行准购批件制度和申报审批制度。本年度，放射性物质转让审批手续100余次，涉及核素约15种。放射性暂存库的实体保护监控措施进一步完善，院放射性暂存库建设完毕，待验收。启动院内放射源数据库RAIS软件的运行管理，进行数据统计分析。

本年度发生了6.22原子高科一枚Ⅳ类低危险源被盗丢失事件。该事件定性为一般辐射事故。事件发生后，引起了各级监管部门的高度重视，加强了出入口控制，采取了系列防范措施与整改措施，布置开展了全院所有二级单位的放射源安全管理自查工作，同时加大了检查力度。并对相关责任人进行了严肃处理。

5 职业照射控制

针对101室单晶硅加工、原子高科放射源生产过程等重点岗位及时采取控制措施，避免出现超年剂量照射事件。

统计数据表明，2005年10月1日至2006年9月30日，全院个人外照射剂量监测人数1 145人，集体有效剂量1.45 人·Sv，人均有效剂量1.26 mSv，无一人超规定的（任何一年的有效剂量为50 mSv）年剂量，超过20 mSv人数11人（全部为原子高科工作人员），比上年度（9人）有所上升。原子高科有5名工作人员手部受到超年剂量限值照射。

（执笔人：于立英，窦勤勇）利用径迹结构方法模拟低能电子诱发DNA损伤

岳峰

脱氧核糖核酸（DNA）是遗传信息的主要载体，它的损伤将直接导致生物体遗传信息的缺失，如果不能获得及时有效的修复，进而将导致细胞的突变或死亡。低能电子在放射生物学领域有重要的意义。径迹结构方法能够更逼真地再现物理、化学的变化过程。

本课题利用径迹结构的方法模拟电子从入射DNA水溶液到最终产生DNA损伤的早期物理和化学变化过程。所谓“早期”，是指DNA修复之前的阶段，大约在10－5s以内。本课题的研究内容就是编写计算程序模拟低能电子诱发DNA损伤的物理化学阶段（<10－5 s），包括DNA分子的精细结构、自由基的扩散、反应，以及辐射对DNA的直接、间接损伤。最终的成果是只需要输入电子的能量，就能够获得DNA损伤的基本数据，包括双链断裂（DSB）、单链断裂（SSB）、碱基损伤（BD）的产生率及其分布，以及簇损伤的分布等。

具体的研究方案如下。

1）利用MOCA15程序计算一定能量的入射电子在水介质中的径迹分布，获得每次事件的能量沉积，以及导致水分子电离、激发的分布情况。MOCA15程序跟踪了入射电子的整个慢化过程。由于截面数据的限制，这个程序对入射电子的初始能量限制在低于100 keV范围。

2）利用电离、激发的数据获得水溶液中自由基的分布，这里考虑的自由基包括OH、H、e－aq、H3O+，并且考虑它们之间的7种反应。

3）建立模拟DNA损伤的整体模型，在容纳电子径迹的球体内随机产生弦，以弦为中心的圆柱代表了DNA分子，也就是说DNA分子随机地分布于水溶液中。对于每个DNA片段考虑它的精细结构，以便于区分碱基损伤和链断裂，以及链断裂的类型。

4）在此模型基础之上，考虑能量沉积对DNA造成的直接损伤，以及自由基对DNA造成的间接损伤。本课题的计算中假定每个OH自由基与DNA作用产生ssb的概率是0.13，进一步假定水

合电子e－aq和H自由基主要与碱基反应从而产生碱基自由基，因而也就不产生链断裂。

5）对DNA的损伤情况进行分类，获得各种损伤类型的数据，以便于对生物学效应进行指导。对于DNA链断裂采用两种分类方法：1）考虑的角度是根据链断裂的复杂度的不同而进行划分单链、双链以及它们的组合；2）考虑的角度是根产生断裂的来源——或是源自直接的能量沉积，或是源自OH自由基的反应。

非人类物种辐射剂量评估实例*

姚青山，潘自强，刘森林

本文采用两种方法对某厂蒸发池环境中的具体生物受到的辐射剂量进行了分析和评估。在使用GRADED方法进行评估时,通过一般筛选（一级筛选）得到的结果是：如果以陆地动、植物为保护对象，土壤中的核素浓度都没有超过参考值，水体中的90Sr超过了参考值（BCGs）的22倍。针对滨岸动物，水体中的90Sr和137Cs超过了参考值，沉积物中的90Sr、137Cs和239Pu都超过了参考值。其中，90Sr和137Cs超标比较严重，而239Pu与参考值相近。考虑到所有核素的照射，在本文研究的环境范围内，核辐射经不同途径对非人类物种造成的辐射影响大小依次为：通过水体对滨岸动物的影响，通过沉积物对滨岸动物的影响和通过水体对水生动物的影响。本文以环境中的一种水鸟（赤麻鸭）为研究对象进行了3级筛选剂量估算。综合所有途径，所选环境中的放射性核素对赤麻鸭造成的辐射剂量率按核素依次为：90Sr，0.36 Gy/d；137Cs，0.18Gy/d；238U，0.001 3 Gy/d。所有核素通过所有途径对赤麻鸭造成的辐射剂量率为0.54 Gy/d。本工作使用FASSET项目中的方法对该厂蒸发池环境中的具体生物分类型、核素和途径作了剂量率计算，评估结果表明：土壤中的核素浓度没有超过参考值。在该厂蒸发池环境水体中的放射性核素对该地生物产生的辐射照射大小依次为90Sr、137Cs、60Co、238U、235U、134Cs和239Pu，其中，90Sr对蜻蜓幼虫、芦苇和赤麻鸭的辐射剂量率超过参考值3～6倍。沉积物中的放射性核素对该地生物产生的辐射照射大小依次为90Sr、238U、137Cs、239Pu、235U、134Cs和60Co，其中，90Sr超过参考值23～24倍。

* 国家自然科学基金资助项目(10475117)

地下煤矿氡水平的影响因素分析

陈凌，潘自强，刘森林，刘福东

影响煤矿井下氡水平的主要因素包括氡的不同来源以及通风状况。

氡的来源比较复杂，包括以下4个方面。1）进风风流的氡污染。通常进风风流中的氡浓度水平较低，但如果场地布满煤渣且处于低洼通风不良处时，有可能造成进风中氡水平较高。2）煤及岩体的氡析出。析出主要包括扩散析出和渗流析出，与介质中226Ra含量、介质射气系数、介质孔隙度、氡在介质中的扩散系数、氡在空气中的扩散系数、巷道长度、煤块的重量、块度大小及松散程度、气压与温度等因素密切相关。3）矿水中氡的释出可能是一个重要的来源。该问题值得进一步深入研究，需要仔细测定相关参数，包括涌水量、矿水中的氡浓度及其季节变化、水温等。4）裂隙对流也可能是部分地区某些季节井下氡主要的来源，这与煤矿的地质构造条件有关。

通风状况的影响比较关键。通风包括自然通风和机械通风。机械通风从方式上大致可分为如下5种：中央式(中央并列和分别式)、对角式(两翼对角和分区对角式)、分区式、区域式和混合式(上述诸种通风方式的综合)；从形式上又可分为压入式和抽出式。影响井下氡浓度水平的因素主要是通风量，但不同的通风形式对氡的渗流析出的影响是不一样的，压入式可以减少渗流析出，抽出式则反之。

煤矿井下除了巷道型通风状况外，还存在硐室型通风状况，且有可能存在通风死角。因此，井下氡浓度出现复杂分布。

总的来讲，不太可能对所有煤矿建立其井下氡浓度与各影响因素之间的通用模式。但对风流组织良好、地质构造简单的矿井建立相关模式进行一些简单的定性分析则是有可能的。

核电站严重事故后果估算的不确定度分析

张亮，谢建伦，姚青山，武奕华

本研究在对当前环境学及事故评价领域用于模式参数的不确定度分析和灵敏度分析所常用的方法进行概述的基础上，根据MACCS程序的特点，建立了用于分析模式预测后果不确定度的方法，即：首先采用拉丁超立方抽样方法对不确定性参数数值按其各自的概率分布进行抽样，将抽样获得的参数组合输入MACCS程序进行计算，这样得到估算结果的一个分布，从而进行事故后果的不确定度分析。最后采用通径分析方法对重要的参数进行灵敏度分析。

本研究分析的评价结果主要是由反应堆事故（以秦山核电厂严重事故为例）导致的80公里范围内6个距离点的早期个人剂量和长期个人剂量的估算结果以及由源项中典型核素90Sr、131I及137Cs 分别导致的相应结果。

不确定度分析结果表明：由于参数变化的影响，事故导致的早期阶段个人有效剂量结果在95%置信度下不确定度因子约为3。对长期个人有效剂量计算结果，在95%置信度下，不确定度因子约为1.6。

灵敏度分析结果表明，以下几个参数对评价结果有显著影响：横向扩散参数（σy）、垂直扩散参数（σz）和核素的干沉积速度。在评价核事故辐射后果时，横向扩散参数和垂向扩散参数与剂量结果有负相关关系；核素的干沉积速度与剂量结果有正相关关系。

通过上述工作可以发现，MACCS程序在计算反应堆严重事故导致的后果时，由于参数的不确定性引起结果的不确定度在95%置信度下过3。在实际工作中，应对横向扩散参数（σy）、垂直扩散参数（σz）和核素的干沉积速度等对结果灵敏的参数引起重视，在计算之前有必要通过实验确定这些参数。

高灵敏度宽量程环境γ辐射连续监测系统的研制

肖雪夫，王红艳，岳清宇，盛佩如，涂兴民

随着核工业及核电的发展，许多国家相继建立了全国范围内的核设施环境γ辐射连续监测系统。目前国内外在环境辐射剂量连续监测系统中采用的探测器存在以下不足：1）测量量程范围较窄，除了德国的柱型铝合金壁电离室测量辐射剂量率范围可跨9个数量级(1 nGy/h～1 Gy/h)外，一

般为4～6个数量级，难以满足核设施正常运行与事故监测兼容的要求；2）抗雷击的能力较弱，根据国内不完全统计，在多雷雨的南方和西南地区，环境辐射剂量连续监测系统的探测器年损坏率可高达30%，严重影响了环境辐射剂量连续监测任务的完成以及监测数据的完整性。

本课题在国内高气压电离室研制及其应用的基础上，开展了提高空气吸收剂量率测量灵敏度、拓宽量程、改善能量响应特性，验证较高能量（6.13 MeV）光子响应，数据自动存储，防数据丢失，防止雷击等一系列研究，研制出了一套高灵敏宽量程环境γ辐射连续监测系统，其特点是：1）采用2 mm厚的不锈钢球，充以高压(25大气压)高纯氩气，作为环境辐射连续监测系统的探测器，其灵敏度可高达10-15 A/(nGy·h-1)。

2）采用蒙特卡罗(MC)方法模拟计算不同室壁材料与厚度、不同工作气体、不同充气压力、不同收集极大小等对电离室响应的影响，在此基础上对电离室进行“最佳物理设计”。

3）采用MC方法模拟计算不同补偿材料、面积、厚度的响应，从中求得“最佳能量响应”的补偿材料、面积和厚度,并采用实验测量方法对低、中、高能辐射场的能量响应特性进行测试，结果表明：在辐射能量为65～6 129 keV范围内，能量响应的相对误差＜±30%（1.2 mm厚锡补偿圆贴片，占球体表面积73.6%）；在国内首次对高气压电离室剂量率仪进行了6.13 MeVγ辐射的能量响应实验测量验证。

4）在硬件上采用了双路测量电子元件自动切换电路与大剂量率校准实验数据拟合修正软件相结合的技术，实现了单探头高气压电离室监测系统的量程范围由原来5个数量级(10 nGy/h～8 mGy/h)拓展到8个数量级(10 nGy/h～1 Gy/h)。

5）为了保证辐射剂量率监测数据存储的安全性，除了采用无线电台实时将数据发送到监测控制中心的上位计算机外，该连续监测装置还采用了两张电话通讯工业级IC卡进行数据的存储，每张IC卡均可同时存储辐射剂量率80 d的小时平均值、标准偏差和监测时间；实现了监测数据存储三保险。

6）采用内置大容量浮充蓄电池以及供电切换电路的计算机指令控制技术。内置大容量蓄电池在断开外供电情况下可维持系统连续工作时间不小于72 h；从而防止感应雷电（3级）浪涌（冲击）电压由外接交/直流电源串入系统，保护仪器免受损毁并正常工作。

7）采用每小时内12个5min的剂量率数据的统计标准方差的2倍值作为放射性烟羽排放报警阈值，以甄别天然放射性变化（如降水）造成的干扰。

中子、γ周围剂量当量率仪的研制

陈凌，曲延涛，岳清宇，陈勤

中子、γ周围剂量当量率仪由探头（高气压平行板复合电离室）、电压切换系统及弱电流测量系统三部分组成（图1）。

该装置利用国防科工委剂量一级站的标准γ辐射场进行刻度，刻度因子为（15.8±0.9）μSv/（h·mV）。测试结果表明：该装置对γ辐射（60Co、137Cs，剂量率为几μSv/h至几十mSv/h）的测量误差<±20%，对Am-Be源（156 μSv/h）的测量误差<±15%；对14 MeV中子剂量率（约1 150 μSv/h）的测量误差≤±30% 。

本装置对60Co、137Cs及不同能量中子剂量率的测量误差在50%以内，剂量率测量范围为1 μSv/h～1 Sv/h。

图1中子、γ周围剂量当量率仪框图

高灵敏度环境中子剂量当量仪的优化设计与实验验证*

魏迎光，刘森林，袁观俊，陈凌

本工作采用MCNP程序对探测器探头的主要参数进行了模拟计算和优化选择。提出了高灵敏度环境中子剂量当量仪的设计方案。最后通过实验验证，试验结果与计算结果基本吻合。

实验通过MCNP程序模拟计算及优化选择，所设计的中子探测器灵敏度达到42.4 cps/μSv·h－1，能量范围为2.5×10－8～20MeV。计算值与实验结果比较，在允许的误差范围内（相对偏差为28%）理论计算值与实验测量值基本相符，从而验证了设计的合理性，同时又为实验提供了参考。本文所设计的中子探测器在环境水平的中子剂量测量方面，其性能优越于目前的市售仪器，它也为反核恐和核应急提供了一种测量手段和方法。

*中国核工业集团公司预研基金资助项目

某研究所放射性实验设施改造工程

——土壤中放射性残存物可接受活度浓度的推算

韩春彩，夏益华，刘福东

某研究所由于学科调整和新学科建设的需要，拟对现有闲置的放射性设施进行改造、退役拆除。为了对该研究所放射性实验设施改造工程后土壤中放射性残存物的可接受活度浓度值的确定提供技术依据，根据国家有关规定并结合该研究所具体情况进行本次推算。

根据初步污染源项调查，网室土壤中污染核素主要有60Co，90Sr，137Cs，226Ra。

按国标GB 18871—2002的要求，以往实践所污染的场区或土地的重新开放或利用所导致公众

照射的剂量约束值应在0.1～0.3 mSv/a 范围之内。对场外公众的剂量约束值取为上述推荐范围的下限，即0.1 mSv/a 。根据本工程的实际情况，考虑到土壤中的残留放射性水平低，执行的难度和代价不会很高，地处北京市海淀区，相对比较敏感等因素，权衡到实际操作的可行性，本计算中采用0.08 mSv/a 为剂量约束值。

根据照射情景、途径和相关参数及评价模式，可计算出对应于约束值为0.08 mSv/a 时土壤中剩余放射性可接受活度浓度。

表1 对应于约束值为0.08 mSv/a 时土壤中剩余放射性可接受活度浓度(C )

核素

C / (Bq·g －

1)

60

Co 0.13 90

Sr 30 137Cs

0.56 226

Ra

0.10

对于混合污染，人工核素浓度的控制不能简单地单个处理，需要根据各人工核素的实际浓度与可接受浓度比值之和小于1来控制，这对实际操作带来不便。但是从上面的具体数值可知，90Sr 的可接受浓度C 为30 Bq/g ，而实际测量值与它的比值很小，可以先忽略，可以只对60Co 和137Cs 两种人工核素加以控制。在实际操作中，可以先测出土壤中60Co 和137Cs 初始浓度C i （分别用C 60和C 137表示）之比，例如，C 60/C 137=K ，通过：

137137

6013710.130.560.130.56

C C KC C +=+≤ 可以得到：

137

0.0730.560.13

C

K ≤

+ 这样，可以先对土壤中C 60和C 137的浓度之比进行一定调查，确定出其比值K 代入上式，就可以只通过对137Cs 浓度进行控制（表2）。

表2 不同K 值时137

Cs 的控制浓度

K

C 137 / (Bq·g －

1)

0（不存在60Co 污染）

0.56 0.5 0.18 1 0.10 1.5 0.075 2 0.058 2.5 0.48 3

0.04

关于加强煤矿职业照射的管理与控制的建议

陈 凌，潘自强

我国地下煤矿由于人数众多，其职业照射问题是比较突出的。这一点应当引起相关部门的重视，