中国原子能科学研究院天然贯穿辐射水平调查
第10 章 辐射照射监测与辐射照射
• (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。
β_表面污染现场测量技术研究
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
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。
反应堆中子通量测量用裂变电离室探测装置研制
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。
中国辐射水平(潘自强刘森林)
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
《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
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内蒙古巴彦乌拉铀矿周边井水铀含量水平调查
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 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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。
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。
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基础和应用基础研究辐射防护与环境保护229中国原子能科学研究院天然贯穿辐射水平调查
曲延涛，郑国文
（辐射安全研究所）
本工作利用中子周围剂量当量测量仪LB6411、高气压电离室RSS-131和NaI剂量率仪MAR-1561U对中国原子能科学研究院周围展开天然贯穿辐射水平调查。
环境辐射中的3种主要成分分别为宇宙射线电离成分、中子成分及天然γ成分。
1）中子成分的监测相对独立。
测量过程中，借鉴国内外相关工作中采用的技术路线，采用高灵敏的环境中子监测仪直接测量。
2）宇宙射线电离成分与天然γ成分的调查。
采用电离室与NaI剂量率仪相结合的方法，在测量地点完成测量。
由于NaI剂量率仪对宇宙射线电离成分的响应近乎为零，所以其测量到的主要是天然γ射线成分。
电离室同时测量到宇宙射线电离成分与天然γ成分。
经处理后可以分别得到宇宙射线电离成分与天然γ成分的辐射水平。
分别在我院20号楼楼顶、20号楼4楼办公室及低本底实验室的铅室内开展测量，结果如下。
1）宇宙射线电离成分与天然γ成分测量结果列于表1。
对于20号楼楼顶、低本底铅室的测量值和参考数据较为接近，具有较高的可信度。
室内测量过程中，由于屋顶、墙壁等对宇宙射线电离成分的散射能力低于铅室，因此，其测量值应该介于室外和低本底铅室之间。
2）宇宙射线中子成分测量，测量地点为20号楼楼前广场，中子周围剂量当量测量仪测量结果为（10.7±1.0）nSv/h。
表1宇宙射线电离成分与天然γ成分测量结果
测量地点
测量值/(nGy h－1)
RSS-131（电离室）MAR-1561U（NaI）宇宙射线电离成分
20号楼楼顶83.851.332.5（31）
低本底铅室22.2 2.719.5（20）
20号楼420房间118.794.524.2
注：测量中，每3min记录1次实验数据，共记录10组，以上结果均为10次测量的平均值；括号内数据
为参照值
热中子发生器成像检测方法的研究
曲延涛1，王薇1，庞洪超1，吴海成2
（1.辐射安全研究所；2.核物理研究所）
目前国内外对外层包壳为重金属，内层为轻质材料的导弹和点火装置等一般采用X射线或者CT 无损扫描技术，但它们均不能很好地反映该类物质的质量可靠性。
使用中子成像技术就能很好地解决这一问题。
本研究利用中子容易穿透重金属材料而对轻质材料反应截面较大的特点，采用热中子成像力求清晰地显示出金属包装内的含氢轻质材料。
本工作的研究成果可以用于火箭、导弹的动力燃料检查；鱼雷爆发器、延时器、继电器等导弹控制元件的质量检验；其他军用设施加工的均匀性。