铀矿勘探工作人员年有效剂量当量的估算
铀矿勘查和辐射防护常用单位及换算关系
铀矿勘查和辐射防护常用单位及换算关系一、基本物理单位1、电流强度：是指单位时间内通过导线某一截面的电荷量。
国际单位：安培（A）、毫安培（mA）、微安培（μA）、皮安培（PA）1A=1000mA=106μA=1012PA2、电量单位：若导线中载有1的，则在1秒内通过导线积的电量为1。
库仑不是国际标准单位，而是国际标准。
1库仑相当于×1018个电子所带的电荷总量（e=×10-19库仑，e指）。
单位：库伦（C）、纳库伦（nC）、皮安培·秒（PA·S）1C=1A·S1C=1·109（nC）=1·1012（PA·S）二、放射性测量单位1、放射性物质的含量单位岩石、矿物或其他固体物质中的放射性物质含量，用每克物质中含有多少克放射性物质的百分数或百万分数表示，如%（10-2）、ppm（10-6）、ppb（10-9），也称“质量分数”。
铀品位：％。
平米铀量：kg/m2铀、钍含量：10-6镭含量：10-12钾含量：％水中铀：Bq/L土壤氡：Bq/L大气氡：Bq/m3辐射环境评价时也可用比活度或活度浓度来表示放射性物质的含量：单位为：Bq/g、Bq/kg 或Bq/cm3、Bq/m3、Bq/L。
2、放射性强度：又称，指处于某一特定能态的放射性核在单位时间内的衰变数，记作A，A=dN/dt,表示放射性核的放射性强度。
根据指数衰变规律可得放射性活度等于衰变常数乘以衰变以后剩余原子核核的数目，即A=dN/dt=λN。
放射性强度亦遵从指数衰变规律。
放射性强度的国际单位制（SI）单位是贝可勒尔（Bq），采用每秒钟内的核衰变数，1 Bq=1次衰变/秒=1S-1常用单位：居里（Ci）、毫居里（mCi）、微居里（μCi）、皮居里（pCi）1Ci=×1010Bq=37GBq1mCi=×107Bq=37MBq1μCi=×104Bq=37KBq1Bq=×10-11Ci=×10-8 mCi=×10-5μCi= pCi比活度：对于固体放射源或者放射性物质，其单位质量的活度称为比活度，单位为Bq/g 或Bq/kg；比活度＝活度/含量。
广东下庄铀矿田氡活度浓度及其所致年有效剂量估算
由于工作 区内大 量 分布 有 花 岗岩 ， 中放 射 其 性 核 素的平均 含 量 比较 高 ， 另外 该 区 又是 我 国的 重 要产 铀基地 ， 部地 区的放 射 性 核 素 的含 量 非 局
常高 ， 过多次 衰 变后 产 生 的氡 活 度浓 度 也 比较 经
高， 因此 ， 必要 对土壤 和大气 中氡 活度浓度 的分 有
收 稿 日期 ｌ ０ ７０ — ５ ０ — ６０ ２
为 了得 到准确 的 数据 ， 工 作 所用 仪 器 进 行 对
了标 定 、 器 稳 定性 检 查 ； 对野 外 １ 的测 量 仪 并 Ｏ
基 金 项 目 ： 西 省 教 育 厅 课 题 资 助 （ 教 技 字 ［０ ７ ２ ８号 ）教 育 部 重 点 实 验 室 开 放课 题资 助 （６ ６ ８ 江 赣 ２０１３ ； ００ １）
布进 行研究 ， 并探 讨其对 人体 的危害 。
２ 土 壤 氡气 测 量 仪 器 及 工 作 方 法
本 次研究 采用 瞬时测量 方法研 究 土壤 中氡 活
度 浓 度 ， 器 选 用 Ｆ －０ ７ Ｒ Ａ 测 氡 仪 。Ｆ 仪 Ｄ ３ １ ａ Ｄ－ ３ １ Ａ 测氡 仪是 利 用氡 衰 变 后 的第 一 代 子体 ０ ７Ｒａ Ｒ Ａ （ 。 ｏ核 素 ） 带 电 特 性 ， 用 外 加 高压 ａ 即孔 Ｐ 的 采 电场 的方式 ， 提高 收集 ａ 子 的灵敏度 ， 粒 可定 量测
张 叶 ， 陈 越 ， 勇 明 ， 郑 王统 金 ， 亚 新 杨
（ 华 理 工 大 学核 工 程 技 术 学 院 ，江 西 抚 州 ３ ４ ０ ） 东 ４０ ０
摘 要 ：对 广 东 下 庄 铀 矿 田中 洞地 区土 壤 氡 活 度 浓 度 进 行 了研 究 ， 利 用 大 地 一 气 氡 交 换 模 型 计 算 了距 地 面 １ 并 大 ｍ 高 处空 气 中 的氡 活 度 浓 度 值 。研 究 结 果 表 明 ， 地 区土 壤 氡 活 度 浓 度 为 ３ ～ ７ ０ ｑｍ。 平 均 为 ２０ ９ ４ 该 ５ ００ ０Ｂ ／ ， １． Ｂ ／ ； 算 大 气 氡 活 度 浓 度 为 ２． ～ １７ ７Ｂ ／ 。平 均 值 为 ５． ２Ｂ ／ ； 所 致 年 有 效 剂 量 为 ３ ８ ｖ ｑ ｍ。估 ７ ０ ６ ． ｑ ｍ ， ６ ２ ｑｍ。 其 ． １ｍＳ ， 高于 我 国大 气 中氡对 公 众 所 致 年 有 效 剂 量 ０ ８ Ｓ ． ８ｍ ｖ约 ３ 。 倍 关 键 词 ｔ氡 气 测量 ；氡 活 度 浓 度 ；年 有效 剂 量
放射源测井工作人员有效剂量估算与分析
放射源测井工作人员有效剂量估算与分析作者：高峰李曼来源：《科技创新导报》2017年第23期摘要：对放射源测井中工作人员接受的有效剂量进行分析，提出减少辐射影响的防护和管理措施。
通过监测数值和理论数据，对工作人员有效剂量进行估算。
在一次放射源测井作业中，工作人员装卸车、运输和倒源时接受的有效剂量分别是10.4μSv、1.99μSv和0.066mSv。
工作人员测井操作中所受照射大多集中于倒源过程，在此过程中采取时间、距离和屏蔽防护措施可有效减少对工作人员辐射影响。
关键词：放射性测井密封放射源剂量估算辐射防护和管理措施中图分类号：X96 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2017）08（b）-0172-02放射性测井作为测井技术的一个分支，在解决复杂地质条件下的测井问题方面具有不可替代的技术优势。
目前，在油气田的勘探和开发中使用的放射性测井方法，根据其利用射线不同，分为γ测井和中子测井。
γ测井[1]是利用γ射线与地层的光电效应和康谱顿效应测定地层的岩性和密度。
中子测井是利用中子源连续发射快中子，与地层物质的原子核相碰撞而损失能量，通过测量减速后的中子强度后得知地层状况。
放射性测井中应用的辐射源主要有密封放射源、非密封放射性物质和中子发生器，其中以密封放射源对工作人员的辐射影响为最大。
因此，对密封放射源测井操作中工作人员所受辐射剂量进行估算，对提出减少辐射影响的防护和管理措施是十分必要的。
1 对象与方法1.1 放射源情况放射源测井中辐射源为中子源和γ源。
中子源通常采用镅-241/铍中子源，γ源通常采用铯-137放射源，测井过程中2枚放射源常常一起使用。
本文将按照测井通常采用的活度为7.4×1011Bq的镅-241/铍中子源和活度为9.25×1010Bq的铯-137放射源进行监测和理论计算。
1.2 污染因素分析镅-241/铍中子源和铯-137放射源在衰变过程中可发出α射线、β射线、γ射线和中子。
放射性单位换算
一、国际标准（我国执行此标准）1990年1、放射性工作人员：20mSv/年（10μSv/小时）2、一般公众人员：1mSv/年（0.52μSv/小时）二、单位换算等知识:1μSv/h=100μR/h 1nc/kg.h=4μR/h1μR=1γ(原核工业找矿习惯用的单位）放射性活度:1Ci=1000mCi1mCi=1000μci1Ci=3.7×1010Bq =37GBq1mCi=3.7×107Bq =37MBq1μCi=3.7×104Bq=37KBq1Bq=2.703×10-11Ci=27.03pci照射量： 1R=103mR=106μR 1R=2.58×10-4c/kg吸收计量： 1Gy=103mGy=106μGy 1Gy=100rad 100μrad=1μGy计量当量： 1Sv=103mSv=106μSv 1Sv=100rem 100μrem=1μSv其他： 1Sv相当1Gy 1克镭=0.97Ci ≈1Ci氡单位： 1Bq/L=0.27em=0.27×10-10Ci/L三、放射性同位素衰变值的计算：A=A0eλ-t t=T1/2； A0已知源强 A是经过时间后的多少根据放射性衰变计算表查表计算四、放射源与距离的关系：放射源强度与距离的平方乘反比。
X=A.г/R2 A：点状源的放射性活度；R：与源的距离；г：照射量率常数注：Ra—226 (t 1608年 ) г=0.825伦.米2/小时.居里Cs—137 (t 29.9年 ) г= 0.33伦.米2/小时.居里Co—60 (t 5.23年 ) г=1.32伦.米2/小时.居里一、国际标准（我国执行此标准）1990年1、放射性工作人员：20mSv/年（10μSv/小时）2、一般公众人员：1mSv/年（0.5μSv/小时）二、单位换算等知识:1R＝2.58×10-4C•kg-1。
1μR＝0.258nC•kg-1 1nc•kg－1＝3.876μR≈4μR1μR≈1γ(原核工业找矿习惯用单位已废除）放射性活度: 1Ci=1000mCi 1mCi=1000μci 目前使用的活度为：Bq1Ci=3.7×1010Bq =37GBq1mCi=3.7×107Bq =37MBq1μCi=3.7×104Bq=37KBq1Bq=2.703×10-11Ci=27.03pci照射量： 1R=103mR=106μR1R=2.58×10-4c/kg 1μR＝0.258nC•kg-11nC•kg－1＝3.876μR≈4μR目前以上两个单位都在使用照射量率： C/kg•h ；mC/kg•h ；μC/kg•h ；nC/kg•hR/h ； mR/h ； μR/h吸收剂量： 1Gy=103mGy=106μGy 1Gy=100rad（rad 旧单位已废除）100μrad=1μGy目前使用的吸收剂量单位为：Gy；mGy；μGy吸收剂量率：Gy/h ；mGy/h ；μGy/h用于辐射防护单位：剂量当量：1Sv=103mSv=106μSv 1Sv=100rem （rem 旧单位已废除） 100μrem=1μSv目前使用的剂量当量单位为：Sv ；mSv ；μSv剂量当量率： Sv/h ； mSv/h ；μSv/h其他：1Sv在特定条件下相当于1Gy ，1μSv/h在特定条件下相当于100μR/h ， 1克镭=1Ci氡单位： 1Bq/L=0.27em=0.27×10-10Ci/L三、放射性同位素衰变值的计算：A=A0e-λt t=T/2 ； A0已知源强 A是经过时间后的多少根据放射性衰变计算表查表计算放射性屏蔽：不同物质的减少一半和减少到1/10值（cm）放射源铅铁混凝土减半 1/10 减半 1/10减半 1/10铯—137 0.65 2.2 1.6 5.4 4.9 16.3铱—192 0.55 1.9 1.3 4.3 4.3 14.0钴—60 1.10 4.0 2.0 6.7 6.3 20.3四、放射源与距离的关系：放射源强度与距离的平方乘反比。
铀矿地勘设施退役整治过程中工作人员受照剂量评价
第36卷第3期2020年5月Vol.36No.3May2020铀矿地质Uranium GeologyDOI：10.3969/j.issn.1000-0658.2020.03.009铀矿地勘设施退役整治过程中工作人员受照剂量评价汪仲琼（核工业北京地质研究院，北京100029）［摘要］铀矿地质勘探设施退役整治有利于改善当地生态环境，减轻对公众和周围环境的辐射影响#虽然地勘遗留设施放射性水平较低，但仍需关注退役整治过程中对工作人员的辐射影响。
为更好评估退役整治过程对人员的影响，文章以16个退役矿床（点）作为污染源项，对施工人员受到的！外照射和氨气吸入内照射进行分析计算，对作业区域工作人员的受照剂量予以客观评价，为今后退役整治过程的辐射防护和管理提供依据。
［关键词］地勘设施；退役治理；辐射影响；剂量当量［文章编号］1000-0658（2020）03-0212-05［中图分类号］P641［文献标志码］A 铀矿地质勘探主要通过槽探、钻探等手段探明矿床的存在、分布和储量等，地勘工作具有区域性、间断性、流动性等特点。
早期的铀矿地质勘探属于开放型工作场所［1］，产生的废物分布广、活度低，对周围环境和公众存在潜在的放射性危害。
因此，铀矿地质勘探任务完全终结后，未列入开发规划或无开采价值的铀矿（床）点需及时开展核设施退役和放射性废物$2%。
铀矿地质勘探设施的退役整治可有效抑制氮气析出和贯穿辐射影响，改善当地生态环境，减轻对公众和环境的危害，，有工的辐射和#16铀矿床（点），分退役工程实施对的辐射影响，期为的辐射和据。
1退役整治工程铀矿勘探工属于动，工有（有和无）、（）、、探、等，、和#环境影响价工作，废化处置是主要污染源项，$3%。
工辐射影响价，废和所量1.1废石堆稳定化处置废地废能产生的洪水冲刷流失，掩埋河滩和道路而采取的措，通过放坡、整形、覆盖、植被等措施对废，达到抑制氮析出和屏蔽贯穿辐射的治理目标。
地质勘［收稿日期］2019-08-15［改回日期］2019-10-10［作者简介］汪仲琼（1986—），女，工程师，毕业于中国科学院生态环境研究中心，硕士，主要从事辐射环境影响评价工作o E-mail:*******************第3期汪仲琼：铀矿地勘设施退役整治过程中工作人员受照剂量评价•213-探设施点多、面广，较为分散，多在山地丘陵地区，地形坡度大，多不具备搬迁、归并条件，因此大部分采用原地覆盖治理方案#在场地平整、覆土、植草、修砌截水沟、挡土墙等过程中，施工人员需在废石堆及其周边开展工作，可能受到！外照射和氮吸入内照射影响。
铀矿勘查和辐射防护常用单位及换算关系
铀矿勘查和辐射防护常用单位及换算关系一、基本物理单位1、电流强度：是指单位时间内通过导线某一截面的电荷量。
国际单位：安培（A）、毫安培（mA）、微安培（μA）、皮安培（PA）6 121A=1000mA=160μA=1012PA2、电量单位：若导线中载有1 的，则在 1 秒内通过导线积的电量为1。
库仑不是国际标准单位，而是国际标准。
1库仑相当于× 1018个电子所带的电荷总量（e=×10-19库仑，e 指）。
单位：库伦（C）、纳库伦（nC）、皮安培·秒（PA·S）1C=1A · S1C=1 ·10（9 nC）=1·101（2 PA·S）二、放射性测量单位1、放射性物质的含量单位岩石、矿物或其他固体物质中的放射性物质含量，用每克物质中含有多少克放射性物质的百分数或百万-2 -6 分数表示，如%（10 ）、ppm（10 ）、ppb（10-9），也称“质量分数” 。
铀品位：％。
平米铀量：kg/m2 铀、钍含量：10-6 镭含量：10 -12 钾含量：％水中铀：Bq/L 土壤氡：Bq/L 大气氡：Bq/m3 辐射环境评价时也可用比活度或活度浓度来表示放射性物质的含量：单位为：Bq/g、Bq/kg 或Bq/cm3、Bq/m3、Bq/L。
2、放射性强度：又称，指处于某一特定能态的放射性核在单位时间内的衰变数，记作A，A=dN/dt, 表示放射性核的放射性强度。
根据指数衰变规律可得放射性活度等于衰变常数乘以衰变以后剩余原子核核的数目，即A=dN/dt=λN。
放射性强度亦遵从指数衰变规律。
放射性强度的国际单位制（SI ）单位是贝可勒尔（Bq），采用每秒钟内的核衰变数，-11 Bq=1 次衰变/ 秒=1S-1常用单位：居里（Ci ）、毫居里（mCi）、微居里（μCi ）、皮居里（pCi）101Ci=×1010Bq=37GBq1mCi=×107Bq=37MBq41μCi=×104Bq=37KBq 1Bq=×10-11Ci=×10-8 mCi-5=×10-5μCi= pCi比活度：对于固体放射源或者放射性物质，其单位质量的活度称为比活度，单位为Bq/g 或Bq/kg ；比活度＝活度/ 含量。
铀矿工人个人有效剂量计算方法
第27卷 第2期2008年5月铀 矿 冶URANIU M M IN ING A ND M ETA LLURGY Vo l 27 No 2M ay 2008收稿日期:2007 04 05作者简介:吴 钢(1933 ),男,河北涿州人,高级工程师,长期从事铀矿通风防护设计研究工作。
铀矿工人个人有效剂量计算方法吴钢(核工业第四研究设计院,河北石家庄050021)摘要:简要介绍铀矿山主要放射性危害因素,井下氡子体 内照射、铀矿尘 内照射以及 外照射所致工人个人年均有效剂量计算方法,并举例计算。
计算方法可供铀矿山工程设计和剂量监测参考。
关键词:铀矿山;辐射防护;剂量计算中图分类号:R144.1 文献标识码:A 文章编号:1000 8063(2008)02 0076 05铀矿开采过程中,井下工作人员受到多种放射性的危害,其中主要是矿井空气中氡子体的 内照射、铀矿尘(放射性核素气溶胶)的 内照射和矿体的 外照射以及放射性表面污染。
铀矿山工程设计和剂量监测计算中,工人个人所受剂量主要包括氡子体 内照射有效剂量、铀矿尘 内照射有效剂量以及 外照射有效剂量。
根据GB18871 2002 电离辐射防护与辐射源安全基本标准!,放射性工作人员职业照射辐射安全标准:连续5年内年平均有效剂量限值为20mSv,任何1年中的有效剂量最大值为50mSv 。
氡子体辐射安全标准是由上述有效剂量转换而来的:按转换系数1.4mSv/(mJ ∀h/m 3),连续5年内年平均氡子体 潜能照射量限值为14mJ ∀h/m 3(4WLM),任何1年中的氡子体 潜能照射量最大值为42m J ∀h/m 3(10WLM)[1]35 38。
年工作时间(受照射时间)是个人年均有效剂量计算的1个重要参数。
GB18871 2002采用国际上通行的按每天8h 、每周5d 工作制,年工作时间2000h(250d)。
我国铀矿山情况有所不同:铀矿井下工作人员一直实行每天连续6h 工作制,除1994 1996年短期实行每周5.5d 工作制外;1994年以前实行每周6d 工作制,年工作283d 、1700h;1996年7月以后实行每周5d 工作制,年工作250d 、1500h 。
核安全工程师-核安全专业实务-核燃料循环设施核安全监督管理-油矿勘探、开采和加工的辐射安全监督管理
核安全工程师-核安全专业实务-核燃料循环设施核安全监督管理-油矿勘探、开采和加工的辐射安全监督管理[单选题]1.通风方式的选择对控制氡的析出具有一定作用，根据相关研究及实践证明，（）通风是（江南博哥）控制铀矿氡析出较有效的通风方式。
A.抽出式B.压入式C.分区式D.整体式正确答案：B[单选题]2.铀矿冶工作人员剂量限值在特殊情况下，1年的有效剂量约束值可高于15mSv/a，但不得高于（）mSv/a。
A.20B.25C.30D.35正确答案：A[单选题]3.铀尾渣充填采空区工艺用管道将尾矿渣充填料经充填管道自沆输送至采空区，一般充填体厚度在（）m左右。
A.1B.2C.3D.4正确答案：C[单选题]4.（）是铀矿通风的重要措施。
A.正压通风B.分区通风C.提高矿井换气次数D.减少入风流污染正确答案：D[单选题]5.原地爆破浸出矿井在矿体爆破时，应合理布孔、设计孔深以及恰当的装药量，使崩落的矿块块度满足原地浸出要求，即矿岩破碎粒度＞150mm的占（）%。
A.10B.20C.40D.80正确答案：B[单选题]6.铀选冶厂使用滤材可以有效地净化氡子体，其过滤效率可达（）%以上。
A.50B.60C.70D.80正确答案：B[单选题]7.在铀选冶前一段的矿石准备阶段，如矿石仓库和给料机岗位，选矿岗位，要加强（），防止氡、尘、α气溶胶泄漏到车间，保证车间内空气质量要求。
A.密闭抽风B.除尘净化C.局部通风D.表面污染去污正确答案：A[单选题]8.铀矿石中β辐射危害主要存在于铀水冶加工的后半部工序，此时，加工过程中的杂质基本被除去，但是因为有234Th和234Pa的存在，将会产生能量为（）eV的β射线。
A.(0.45-2.32)×104B.(0.45-2.32)×105C.(0.45-2.32)×106D.(0.45-2.32)×107正确答案：C[单选题]9.县级以上地方人民政府环境保护行政主管部门，对本行政区域内铀矿开发利用中的放射性污染防治进行监督检查时，应当出示（）。
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的使用 、储 藏 管 理 制 度 ，并 且 配 备 了 相 应 的 防 护装备 ，以保证 工 作人 员 的身体健 康 。
×ｌ ０ Ｂ ｑ 。 Ｒ ａ所 放 射 ７光 子 的 平 均 能 量 为
０ ．８ ３ ０ Ｍｅ Ｖ。
要 从 事 放 射 性 地 球 物 理 勘 探 工 作 。Ｅ － ｍａ ｉ ｌ ：ｌ ｕ ｏ ｙ ｉ ＠ｔ ｏ ｍ． ｔ ｏ ｍ
铀 矿 地 质
第２ ９ 卷
检 查 和测 井 时 所 悬 挂 的工 作 源 。各 种 仪 器 使 用 的 Ｃ ｓ 源 的活 度不 尽 相 同 。文献 Ｅ ２ ３ 中介
度为 ３ ． ７ ×ｌ Ｏ Ｂ ｑ 。 （ ３ ）¨ Ｃ ｓ 源 —— 密 度 测 井 探 管 野 外 密 度
［ 收 稿 日期 ］２ ０ １ １ － ０ ５ — １ ５ ［ 改 回 日期 ］ ２ ０ １ ３ — ０ ４ — ０ ５ ［ 作 者 简 介 ］罗 义 （ １ ９ ８ ０ 一 ） ，男 ，助 理 工 程 师 ，２ ０ ０ ５年 毕 业 于 成 都 理 工 大 学 核 工 程 与 核 技 术 专 业 ， 主
绍岩 性 一 密 度测 井 仪 常使 用 活 度 为 （ １ ． ５ ～
关器 官 和 组 织 带 来 的 总 的 危 险 ，相 对 随 机 性 效应 而 言 ，在 辐 射 防 护 中引 进 了有 效 剂 量 当
量来 表示 ，即 ：
３ ． ７ ）×１ ０ Ｂ ｑ的 源 ；文 献 ［ ３ ］ 介 绍 ＨＤ 一
［ 文章编号］１ ０ ０ ０ － ０ ６ ５ ８ （ ２ ０ １ ３ ） ０ ４ — ０ ２ ４ ３ — ０ ６ ［ 中图分类号］Ｔ Ｌ ７ ［ 文献 标 志 码 ］ Ｃ
我国自２ ０世纪 ５ Ｏ年代 开 始进行 铀 矿等 资
估算 这类 仪 器 自带 的 小 型放 射 源对 人 的辐 射 伤 害 。只估 算 活度 较 大 的放 射 源 对 人 的 辐 射
ＨＥ＝ ＝ ＝＞： Ｔ ＨＴ
（ ２ ）
４ ０ ０ ２型仪器 中双 源 距 补 偿 密 度 测 井 仪 使 用 活
度为 ２ ． ６ Ｘ １ ０ 。 Ｂ ｑ 的 源 ；重 庆 地 质 仪 器 厂 Ｍ５ ５ ２或 Ｓ Ｍ５ ５ ２探管 采 用活 度 为 ３ ． ７ ×１ ０ 。 Ｂ ｑ
铀 矿 勘 探 工 作 人 员 年 有 效 剂 量 当量 的估 算
罗 义
（ 四川 省 核工 业地 质调 查 院 ，四 川 成都 ６ １ ０ ０ ６ ６ ）
［ 摘要］７ 测 井 仪 或 物 探 编 录 仪 野 外 核 查 常 用 的 ６号 或 ５号 。 Ｒ ａ 源及密度测井时所挂” Ｃ ｓ源 发 出
的核 辐 射 无 色 无 味 ，若 不 注 意 防 护会 对 人 体 造 成 伤 害 。文 章 介 绍 了铀 矿 勘 查 中 放 射 源 ７射 线 对人 的 辐
射 有 效 剂 量 当量 的估 算 ， 为工 作 人员 的安 全 防 护 提供 指 导 和 参 考 。
［ 关 键 词 ］ 铀 矿 ；勘探 ；有 效 剂 量 ；剂 量 当 量
多物 探 仪 器 自身 就 带 有 小 型放 射 性 源 ，用 于 仪器 的检 查 、校准 或 稳 谱 等 ，例 如 Ｆ Ｄ一３ ０ ２ ２ 能谱 仪 。 因 为 这 样 的小 型放 射 源 在 仪 器 中 用 铅屏 包 裹 着 ，对 人 的辐 射 伤 害 较 小 ，在 此 不
处 的照射量率 为 ５ ． ９ ２ ×１ ０ 。 Ｃ ／（ｋ ｇ・ ｓ ） Ｅ ，活
剂量 当量 。下 面介 绍主 要 的 ３种放 射源 。 （ １ ）６号挖 Ｒ ａ源—— ７测 井探 管野 外检 查
源 的勘 探 和 开 发 以 来 ，核 测 井 行 业 的辐 射 防
护 已随 之 进 行 。 由于 早 期 的从 业 人 员 缺 乏 对 电离 辐 射 危 害 的认 识 、缺 少 有 效 的 辐 射 防护 指 导 和 放 射 源 的安 全 管 理 制 度 ，有 可 能 导 致
所用 的 工 作 标 准 源 。用 密 封 的与 衰 变 子 体 达
到放 射性 平 衡 的 纯 镭 制 成 ，镭 质 量 为 １ ｍｇ ，
放 射 源 的 误 照 或 超 量 照 射 ，造 成 人 身 伤 害 。 随着核 测 井 行 业 的不 断 壮 大 ，各 种 核 测 井 方 法 的不 断 引 进 ，放 射 源 的活 度 增 强 ，放 射 源
第 ２ ９卷 第 ４期
２ ０１ ３芷
铀
矿
地
质
Ｖｏ １ ． ２９ Ｎ Ｏ ．４
７月
Ｕｒ ａ ｎ ｉ ｕｍ
Ｇｅ ｏ ｌ ｏｇ ｙ
Ｊ ｕ ｌ ｙ
２ ０ １ ３
Ｄ ＯＩ ：１ ０ ． ３ ９ ６ ９ ／ ｊ ． ｉ ｓ ｓ ｎ ． １ ０ ０ ０—０ ６ ５ ８ ． ２ ０ １ ３ ． ０ ４ ． ０ ０ ８
的类 型 和数 量 急 剧 增 多 ，人 们 的 辐射 防 护 意 识 也逐 渐 加 强 ， 国家 出 台 标 准 规 范 了 放 射 源
封装 于壁厚 为 ０ ． ５ ｍｍ 的铂铱 合金 管 中 （ 密 封 源应 符合 Ｇ Ｂ ４ ０ ７ ５标 准 ，源 的包 壳 要 足 够 厚
以吸 收辐射 源 的 Ｊ ３ 辐射 ） ，在 空气 中距 放 射 源 １ ｍ 远 处 的照射量 率 （ 也称 为镭 的 ７常数 Ｋ ）
１ 铀 矿 勘 探 中主 要 用 源 介 绍
在铀 矿 勘 探 中 ，遇 到 的 放 射 源 很 多 。很
（ ２ ）５号 Ｒ ａ 源—— 物探 编 录仪野 外检查 所用 工作标 准源 。与 ６ 号。 。 。 Ｒ ａ源基本 一样 ，只 是镭 质量为 ０ ． １ ｍｇ，在空气 中距放射源 １ ｍ远
式 中 ：Ｈ 、叫 分别 是器官 或组 织 Ｔ的剂 量 当