放射性核素生态运移与辐射剂量评价研究现状及趋势

放射性核素在生态环境中的输运和转移(简称运移)长期以来受到辐射环境保护领域的特别关注。本文将系统梳理放射性核素在生态环境中的运移机制和模型及参数、人类和非人类生物剂量评价方法,以及在核设施发生事故情况下放射性核素非平衡态运移模型及参数等相关研究现状,并从计算模型、评价方法和参数等多维度探讨放射性核素在生态环境中的运移行为,重点针对放射性核素海洋运移、非人类物种剂量评价、短期事故排放的动态模型、人工智能技术应用等方面开展进一步研究并提出建议,为核与辐射应急响应、环境监测与风险评估等提供科学依据和技术支持。

核电厂流出物中^(14)C在海产品中的浓集研究及公众剂量评价应用

滨海核电厂流出物的排放会对周围公众产生照射,其中剂量贡献最大的放射性核素为^(14)C,又以食入海产品中^(14)C所致的剂量占比最高。在进行食入海产品这一关键途径的剂量评价时,海产品中^(14)C的浓集情况将直接影响剂量评价的合理性。本文采用比活度平衡模式,充分考虑福清核电厂址海域海水及海产品实际碳含量,计算出不同种类海产品^(14)C浓集因子,并通过与部分厂址海产品的^(14)C浓集因子实测值及国际原子能机构(IAEA)推荐值对比验证,得到了适用于福清核电厂址海域的海产品^(14)C浓集因子,推荐鱼类取6800、藻类取5300、甲壳类取5000、软体动物取4500,并应用于公众剂量评价,划分不同年龄组,计算出食入海产品中^(14)C所致的公众个人有效剂量。

中国核动力研究设计院外围氚分布特征及所致公众年有效剂量评价

基于2014—2017年中国核动力研究设计院核基地外围环境空气中和水中氚的监督性监测数据,对周围关键居民组各种途径的待积有效剂量进行了粗略的估算。结果表明:地表水上游、下游和饮用水中氚活度浓度差异无统计学意义,表明地表水采样时间可能与液态流出物排放时间错位,或者排放口下游1 km处液态流出物中氚已稀释到本底水平;空气和雨水中氚活度浓度随距离核基地增加而减小。综合楼监测采样点附近居民组中成人、青少年、儿童、幼儿、婴儿经各途径的平均氚摄入量分别为1.52、1.44、1.05、0.681、0.562 kBq/a,待积有效剂量分别为0.0274、0.0261、0.0242、0.0211、0.0269μSv/a。成人组成员所致待积有效剂量最大为0.0274μSv/a,但此待积有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.25 mSv/a)的1‰以下。由此可以得出,核基地的核设施在正常运行工况下,对核基地外围环境的影响很小。

核工业某厂铀尾矿库补救行动剂量评价

本文分析评价了某厂铀尾矿库补救行动计划中工作人员和公众所受照射的剂量。补救行动中工作人员的照射途径主要是吸入氡及其子体、吸入空气中悬浮的尾矿尘和直接 γ外照射。考虑可能的最大照射景象是 ,在工作时间内施工人员一直处于未覆盖的尾矿上 ,不考虑施工机械和设备对施工人员的防护作用 ,也不考虑其它防护措施的作用。剂量估算结果表明 ,工作人员所受的有效剂量为 6 .0 m Sv/ a。补救行动完成后 ,公众的照射分别考虑了正常和非正常情况下的照射。正常情况下 ,从尾矿库中析出的氡是对周围公众造成照射的主要途径 ,最大个人有效剂量为 0 .0 53m Sv/ a,80 km范围内公众的集体有效剂量为 1人·Sv/ a。非正常情况下 ,考虑了居住在尾矿库上、在尾矿库上从事农业活动、居住在掺有尾矿砂的建筑材料所建造的房屋中和在尾矿库上的短期活动 4种代表性的景象 ,其最大个人剂量为 2 7m Sv/

中国核动力院外围空气中^(7)Be、^(40)K、^(60)Co、^(131)I、^(137)Cs分布特征及所致公众年有效剂量评价

基于2015—2017年中国核动力院外围空气中^(7)Be、^(40)K、^(60)Co、^(131)I、^(137)Cs监督性监测数据,对综合楼、南坝工会和木城水厂监测点附近居民组三种途径的有效剂量进行了粗略估算。结果表明:随距核设施距离增加,^(60)Co、^(131)I、^(137)Cs平均年摄入量和所致年有效剂量减小;综合楼附近居民组中成人、青少年、儿童、幼儿、婴儿经吸入^(7)Be、^(40)K、^(60)Co、^(131)I、^(137)Cs平均年摄入量分别为29.25、26.48、20.16、11.49、6.79 Bq/a;综合楼附近居民组中青少年、儿童、成人、幼儿、婴儿,经吸入、浸没和地面沉积途径^(60)Co、^(131)I、^(137)Cs所致年有效剂量分别为133.58、130.98、128.61、120.20、118.61 nSv/a,^(60)Co所致剂量分数达到95.6%,其次是^(137)Cs;地面沉积途径所致剂量分数达到54%,其次是吸入;综合楼附近居民组中青少年组成员^(60)Co、^(131)I、^(137)Cs所致有效剂量最大为133.58 nSv/a,但此有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.25 mSv)的1‰以下。由此可以得出,核基地核设施正常运行工况下,^(60)Co、^(131)I、^(137)Cs对核基地外围空气的影响很小。

SPECT检查过程中放射性核素^(99)Tc^m的剂量评价

目的:评价单光子发射计算机断层显像(SPECT)检查过程中患者和照顾者的受照剂量及患者附近的周围剂量当量率,探讨SPECT检查过程中加强辐射防护的重要性。方法:采用In Light型光激发光(OSL)剂量计测量SPECT患者注射药物99Tcm后3 d内照顾者的个人剂量当量Hp(10),用γ剂量率仪测量SPECT患者注射药物99Tcm后距患者不同距离及不同方向的周围剂量当量率H·*(10)。结果:SPECT患者佩戴的个人剂量当量Hp(10)在0.45~1.12 m Sv之间,照顾者个人剂量当量Hp(10)在0.09~0.22 m Sv之间。注射放射性药物99Tcm后患者体表周围剂量当量率较高,一定距离处的剂量率显著下降,注射后5.5 h的周围剂量当量率降至注射后即刻测量结果的15%~25%。结论:在SPECT检查过程中,患者注射放射性药物99Tcm后其周围辐射水平较高,应加强防护及管理,提高专业工作人员的防护意识。

氚长期大气释放的剂量评价模型

描述了一改进的氚长期大气释放剂量评价模型,该模型是建立在氚化水(HTO)从空气向植物和动物产品中的HTO和有机氚(OBT)迁移的保守假设上,考虑了氚的两种不同形态。在计算植物产品中氚的浓度时分为叶类和非叶类产品,同时考虑了土壤中氚对不同种类植物氚浓度的贡献率;对动物产品中HTO浓度计算时,考虑了不同水源份额的平均权重以及动物产品的含水量,这些水源包括皮肤吸收、呼吸、饮用和食物。在剂量计算时除了考虑食入途径,还考虑呼吸和皮肤吸收对人的剂量贡献。通过与比活度模型和NEWTRI模型比较,表明该模型能更好地反映氚长期释放后通过食物链对人造成的剂量贡献。

浅议公众照射中婴儿的辐射剂量评价

在正常照射情况下,基于3个月和1岁婴儿以及胎儿/母乳喂养婴儿等不同年龄婴儿的剂量系数和生活习性,对婴儿摄入放射性核素的照射剂量进行了比较与分析。结果表明,采用1岁婴儿的剂量系数和生活习性,用于评价婴儿年龄组(<1岁)预期受照的年有效剂量是合适的,可以代表婴儿年龄组(<1岁)中受照剂量较高的一组婴儿。

伤口摄入241Am内照射回顾性调查及剂量评价

2002年某单位一名工作人员操作241Am固体放射源时,右手食指被螺丝刀穿刺扎伤,伤口摄入颗粒态241Am。2016年对人员伤口摄入241Am进行回顾性调查及剂量评价。对人员头骨中241Am的定量测量约为166Bq,头骨干重占全身骨干重约18.86%,人员全身骨内241Am约为880Bq。结合伤口摄入241Am人体骨骼滞留函数,计算人员伤口241Am摄入量约为2630Bq,待积有效剂量约为0.85Sv。对人员伤口内现有241Am滞留量定量测量约为527Bq,结合伤口污染滞留函数计算伤口241Am摄入量约为5560Bq,待积有效剂量约为1.81Sv。综合两种剂量评价方法的结果,该人员伤口摄入241Am待积有效剂量应小于2Sv。对伤口现有241Am进行干预评估,伤口残留污染物手术切除可节省待积有效剂量约为170mSv。

中国核动力院核基地外围空气CO_(2)中^(14)C分布特征及所致公众年有效剂量评价

基于2014—2017年中国核动力院核基地外围环境空气中^(14)C的监督性监测数据,对关键居民组各种途径的待积有效剂量进行了粗略的估算。结果表明:综合楼与南坝工会空气中^(14)C活度浓度差异有统计学意义,综合楼与木城水厂空气中^(14)C活度浓度差异有统计学意义,南坝工会与木城空气中^(14)C活度浓度差异无统计学意义,表明排放出来的^(14)CO_(2)在空气中扩散混合很快。综合楼附近居民组中成人、青少年、儿童、幼儿经各途径的^(14)C年平均摄入量分别为40.55、40.52、29.10、19.80 kBq/a;年待积有效剂量分别为23.31、22.91、23.08、19.44μSv/a。其中成人组成员所受^(14)C致待积有效剂量最大为23.31μSv/a,但此待积有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.25 mSv)的9.3%以下。由此可以得出,核基地核施设正常运行工况下,^(14)C对核基地外围环境的影响很小。

核电厂辐射环境现状剂量评价中关注的几个问题

核电厂所致公众的辐射剂量可基于流出物监测和环境监测结果进行评价,本文主要对剂量评价过程中流出物监测和环境监测数据的合理运用,以及预测结果的现实性和不确定性等问题进行了初步的讨论和分析。

苏州市城镇居民饮用水放射性水平调查及剂量评价

苏州市城镇居民饮用水放射性水平近２０ 年（１９８０ ～１９９８ 年） 回顾性调查及剂量评价结果表明，城市饮用水放射性水平（ 总放射性，４０Ｋ、天然铀和天然钍） 低于农村。经食入途径导致内照射年均有效剂量为１０ － ７Ｓｖ 。

秦山核电站正常运行后苏州地区环境介质中放射性水平变化及剂量评价

目的 监测秦山核电站正常运行期间 (1992～ 2 0 0 1年 )苏州地区环境介质中放射性水平的变化。方法 采用放射化学分析方法对大气、土壤、食品等环境介质中的放射性水平进行监测。结果 环境介质中总放射性水平、13 1Ⅰ和13 4 ,13 7Cs含量均低于国家标准限制浓度 ;成人个体13 4 ,13 7Cs有效剂量值为 4 .4 1× 10 -4mSv/a。结论 苏州地区环境介质中的放射性水平为天然本底水平 ,未受到秦山核电站运行过程中气载放射性流出物的影响。

我国部分地区室内外氡水平及其剂量评价

本文汇总了我国部分地区室内外氡浓度调查结果,特别指出了铀矿区附近、煤渣砖和石煤渣砖建筑物、窑洞、地下室及高本底地区室内的氡水平。确定了剂量评价中所采用的氡子体暴露量-有效剂量转换因子、平衡因子及室内停留因子,给出有效剂量估计值。最后。

某医院核医学科从业人员的职业照射剂量评价及管理

随着现代医疗技术的发展，放射诊疗越来越频繁，与核技术相结合的核医学诊疗也得到了飞速的发展。全国大部分的大中型医院都设置有核医学科，不仅拥有正电子发射计算机断层显像（PET）／CT、PET，磁共振成像（MRI）、单光子发射型计算机断层（SPECT）／CT等先进设备，核素治疗也迎来了前所未有的发展机遇。

轻微放射性污染金属再循环再利用中的剂量评价

根据GB18871—2002所规定的豁免剂量准则和国际原子能机构所推荐的相关方法,对钢铁、铝、镍和铜4种轻微放射性污染金属的再循环再利用中的剂量评价方法作了介绍。所得计算结果合理可信,已作为修订相关国家标准的基础。保护环境和实现再循环经济是我国科学发展的基本国策,标准颁布后可发挥很好的社会效益和经济效益。

地下工程氡浓度监测与剂量评价

为了解某地下工程氡浓度水平,评估不同人群吸入氡及其子体所致年有效剂量,使用测氡仪对三个区域氡浓度进行了定期监测和连续监测。结果表明:地下工程氡浓度区域分布不均衡,高氡区浓度值约为低氡区的2倍,通风1~2 h后,高氡区氡浓度值下降约三分之一;区域氡浓度呈逐年下降趋势,连续三年剂量评估最大值分别为5.71 mSv、2.72 mSv、2.65 mSv,第一年的剂量评估最大值高于目标剂量限值3 mSv。测量结果可为环境条件改善、人员工作时间优化提供参考。

切尔诺贝利核电站事故后苏州市环境介质中^(134,137)Cs含量变化和剂量评价

切尔诺贝利核电站事故后,苏州市1986年5月14日～20日期间环境介质中^(134,137)Cs含量达最大值。3个月后逐渐降低并趋于本底水平。峰值期间由空气浸没外照射、空气吸入和叶类蔬菜摄入内照射所致居民个体(成人)有效剂量当量是1.6×10^(-7)Sv,该值为事故后第1年2.9×10^(-7)Sv/a的55%,接近正常年份值1.5×10^(-7)Sv/a,其中食入途径约占90%,吸入途径约占8.6%,外照射途径很小。

用于生物剂量评价的体素模型建立及验证

以鲤鱼为例建立体素模型,计算水中137Cs对鲤鱼不同组织和器官的外照射剂量转换因子,并与建立的与体素模型尺寸相一致的简化模型、欧盟非人类物种评价方法 ERICA、ICRP 108号报告中参考生物淡水鱼的剂量转换因子估算结果进行了比较。结果显示,在本文的建模条件下,体素模型计算所得的总的剂量转换因子与简化模型的总剂量转换因子的结果接近,低于ICRP 108号报告和ERICA方法所提供的剂量转换因子的结果。

非人类物种剂量评价低水平放射性测量的应用进展

介绍非人类物种剂量评价面临的挑战和低水平放射性测量对辐射剂量评估的重要作用,对四种常见低水平放射性测量方法和低水平放射性测量用于参考生物剂量评价的国内研究进展进行了概要论述,提出对未来非人类物种剂量评价研究方向的建议。