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为了解广元市集中饮用水源地的放射性水平,对居民通过饮水途径摄入放射性物质导致的健康风险进行评估。调查了广元市四县三区的集中饮用水源地2018年~2021年期间的总α、总β放射性水平,使用克鲁斯卡尔-沃利斯检验对检测数据进行了组间比较和分析;根据不用年龄段公众饮水的情况计算饮水途径导致的辐射吸收剂量,再应用健康风险模型评估导致的居民健康风险。调查结果显示总α放射性浓度范围为0.0045~0.1610Bq/L,总β放射性浓度范围为:0.0103~0.1560Bq/L;不同年度、不同水源地、不同水源地类型的总α、总β放射性水平间比较,差异均无统计学意义(P>0.05);不同水期的总α、总β放射性水平间比较,差异有统计学意义(P<0.05)。各年龄组通过饮水途径摄入总α、总β放射性所导致的年均总待积有效剂量均低于0.1mSv,总α和总β放射性对各年龄段居民所致的总致癌风险处于1.80×10-8~3.74×10-7,低于WHO和ICRP发布的最严格控制限值。广元市四县三区的集中饮用水源地的总α和总β放射性水平均符合《生活饮用水卫生标准》(G... 相似文献
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介绍了天然放射性和人工放射性对海产品的污染以及食用放射性污染海产品的危害;综述了我国海产品中γ能谱分析法,低本底α、β测量法,厚样法,直接铺样法等总放射性的检测方法;分析结果表明,目前总放射性检测方法存在前处理过程繁琐、准确度不够等问题,因此迫切需要开发一种快速、准确的总放射性检测方法;最后提出我国开展海产品总放射性监测以及制定总放射性活度标准的必要性。 相似文献
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目前国内关于水中总α、总β放射性测量相关标准还不够细化,操作规程在一些细节方面还存在部分问题,为减小实验误差,提高实验准确度,对监测方法进行了改进。对前期水中总α、总β放射性监测的实验过程进行经验总结,对实验条件进行优化改进,通过回收率和准确度对实验结果进行验证。对水中总α、总β放射性监测实验过程中的水样放置时间、蒸发过程、硫酸盐化、研磨工具、铺样试剂、本底测量、测量条件及质量控制等方面进行了改进,通过了回收率和准确度的验证,符合实验要求。本提高了工作效率,减小了实验误差,提高了实验的准确度和可靠性。 相似文献
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新疆伊犁州直地区燃煤放射性调查的157个有效燃煤样品的放射性核素238U、232Th、226Ra和40K比活度结果表明,数据离散,大小顺序为238U>40K> 226Ra> 232Th;放射性比活度在各煤田的分布不均,伊北煤田煤中的放射性比活度小于其它煤田;各煤种238U和226Ra比活度为长焰煤>不粘煤>焦煤,232Th与40K为焦煤>长焰煤>不粘煤;伊犁州直地区燃煤中238U、226Ra和232Th比活度低于全国煤炭的平均比活度,而与美国和世界的相当,但40K高于全国煤炭的平均比活度. 相似文献
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分析2012年赛里木湖和喀纳斯湖湖区和主要出入湖河流水质,测定总有机碳(TOC)和高锰酸盐指数(CODMn),研究他们之间的相关性,建立TOC和CODMn的线性回归方程,统计计算值与实测值的相对误差.研究结果表明,CODMn和TOC呈现良好相关性,相关系数为0.854((p<0.01,n=42);赛里木湖和喀纳斯湖通过TOC计算CODMn的回归方程分别为CODMn=1.302TOC+0.36(R =0.966,α<0.01)和CODMn=0.594TOC+0.661(R=0.823,α<0.01);计算值与实测值相对误差范围是3.2%~16.7%. 相似文献
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为了及时发现地表水中放射性核素含量水平,对地表水进行放射性监测成为辐射环境监测的必要项目,本文分析了2018年新疆主要地表水断面总α、总β、锶-90、铯-137、镭-226、钍和铀的放射性水平,对掌握新疆地表水放射性水平提供了科学依据。根据《辐射环境监测技术规范》(HJ/T61—2001),采集了乌鲁木齐河、塔里木河、伊犁河出境口断面、额尔齐斯河、伊犁河中哈国界断面、额尔齐斯河中哈国界断面六个有代表性的地表水断面,采用实验室放化分析得出新疆地表水中放射性水平处于正常范围内。 相似文献
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本文报告1986至1987年成都市土壤中天然放射性核素含量的调查方法和结果。全市共采集19个土壤样品,样品采集与分析按国家环保局《环境天然放射性水平调查规定》进行。结果表明,成都市土壤中放射性核素含量各测点平均值与面积加权平均值相吻合,其中总β为786.5Bq/Kg;1 m高处空气中的γ吸收剂量率为5.78×10-8Gy/h;238U,29.5Bq/Kg;232Th,45.7Bq/Kg;226Ra,36.0 Bq/Kg;40K,525.2Bq/Kg;137Cs,14.2Bq/Kg。成都市土壤中天然放射性核素含量比四川省和全国略低,但总体上处于同一水平。 相似文献
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《四川环境》2018,(5)
熔炼去污是核电金属废物最小化处理的有效方法,通过熔炼获得的铸锭产品中已经剔除大部分废金属中的超铀元素至废渣中。我国尚缺乏铸锭产品再利用指导值,根据欧共体废金属再利用推荐,作为核工业废物容器的再利用铸锭产品比活度为1Bq/g。以混有~(54)Mn、~(60)Co、~(95)Nb、~(110m)Ag、~(124)Sb和~(125)Sb放射性核素的LID-IIa型合金钢桶和FA-IV型合金钢箱作为研究对象,采用蒙特卡洛方法计算钢桶和钢箱表面和表面100cm处的剂量率。经计算,钢桶表面100cm年剂量率为0.107mSv,钢箱表面100cm年有效剂量为0.215mSv,钢桶和钢箱表面剂量值均低于我国对职业人员年有效剂量标准要求。考虑厚度为0.15cm钢桶和厚度为0.30cm钢箱对γ射线自吸收效应的情况下,钢桶和钢箱自吸收因子为1可以忽略不计。计算结果表明,熔炼后铸锭比活度为1Bq/g的铸锭可作为在核工业废物容器再利用原材料。 相似文献