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        環境地表γ輻射劑量率測定規范GB/T14583-93-個人劑量報警儀|個人劑量儀|中子測量儀|表面污染儀|輻射報警儀|輻射檢測儀-上海仁日輻射防護設備有限公司

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        標準與法規

        環境地表γ輻射劑量率測定規范GB/T14583-93

        2009/9/5 11:55:00

        Norm for the measurement of environmental terrestrial gamma-radiation dose rate   

         

        本標準規定了環境地表γ輻射劑量率測定的原則和要求以及應遵守的技術規定。本標準適用于測定核設施和其他輻射裝置附近環境地表的γ輻射劑量率,也適用于其他環境地表γ輻射劑量率的測定。

        1 主題內容與適用范圍 本標準規定了環境地表γ輻射劑量率測定的原則和要求以及應遵守的技術規定。 本標準適用于測定核設施和其他輻射裝置附近環境地表的γ輻射劑量率,也適用于其他環境地表γ輻射劑量率的測定。

         2 引用標準 EJ 379 環境貫穿輻射監測一般規定

        3 術語 3.1 環境 指人類生活的公共環境。而不涉及輻射工作場所。

        3.2 環境監測 對核設施及其他輻射漿置附近環境進行的監測。

         3.3 環境地表γ輻射劑量率 田野、道路、森林、草地、廣場以及建筑物內。地表上方一定高度處(通常為lm)由周圍物質中的天然核素和人工核素發出的γ射線產生的空氣吸收劑量率。

         3.4 源相關的環境監測 指測量某一特定的源或實踐所導致的地表γ劑量率水平。以確定特定源或實踐所給出的貢獻。

         3.5 人相關的環境監測 指在可能有幾個源照射同一人群組的情況下進行的環境地表γ輻射劑量率測量。主要目的在于估算全部的源給出的劑量當量。

        3.6 重要源 日常流出物的排放量較大和可能產生較高的劑量率的源。從監測角度上被認為是重要源。

        3.7 次要源 在公共可以接近的地方其外照射劑量當量率非常低(年劑量當量約1μSv左右)。流出物中放射性核素的正常釋放量也非常小,并且很少或者不存在事故性外泄的可能性。這一類的各個獨立的源在合適 的屏蔽和控制下被認為是次要的照射源。

         3.8 中等性質的源 介于重要源和次要源之間的源被認為是中等性質的源。

        3.9 公眾 除輻射工作人員以外的所有其他社會成員,包括離開工作崗位后的輻射工作人員。 3.10 實踐 指包含電離輻射照射的實踐。

         3.11 關鍵人群組 從某一給定實踐受到的照射在一定程度內是均勻的且高于受照射群體中的其他成員的人群組,稱為關鍵人群組。他們受到的照射可用以量度該實踐所產生的個人劑量的上限。

         4 測定目的和要求

        4.1 測定目的 環境地表γ輻射劑量率測定是環境輻射監測的組成部分,其主要目的為:

        a.為核設施或其他輻射裝置正常運行和事故情況下,在環境中產生的γ輻射對關鍵人群組或公眾所致外照射劑量的估算提供數據資料;

         b.驗證釋放量符合管理限值和法規、標準要求的程度;

        c.監視核設施及其他輻射裝置的源的狀況,提供異;蛞馔馇闆r的警告;

         d.獲得環境天然本底γ輻射水平及其分布資料和人類實踐活動所引起的環境γ輻射水平變化的資料。

         4.2 測定大綱的制定

        4.2.1 根據源的性質制定測定大綱

        4.2.1.1 重要源輻射工作單位必須制定測定大綱(例如核電廠等大型核設施)。核電廠的環境地表γ劑量率的測定應著重于連續測定γ放射性煙云和地表沉積物產生的γ輻射劑量率水平。還須獲取當地某些氣象參數,如:風向、風速和降雨()量等,以便于區分天然輻射變比對地表γ輻射劑量率的影響。 必須準備好應急測定計劃,輻射工作單位的應急測定計劃應報送上級主管部門和所在地省級環境保護部門備案,其內容應包括監測原則、方法與步驟、測量網點、數據報告等。

        4.2.1.2 中等性質的源 由輻射工作單位根據源的性質接近于重要源或次要源的程度決定測定大綱的制定。

        4.2.1.3 次要源例如某些工作中使用的密封源。對這類各個獨立的源,在合適的屏蔽與嚴格保管控制下,不需制訂測定大綱。

         4.2.2 測定大綱的內容:

         a.測定的目的、規模和范圍;

         b.測定的源的類型和頻數;

        c.測點布設原則;

         d.使用的儀表和方法;

        e.測量程序;

         f.數據處理方法及統計學檢驗程序;

        g.工作記錄和結果評價;

        h.質量保證。

        4.2.3 測量點位的布設取決于測量目的,需根據源和照射途徑以及人群分布和人為活動情況仔細選擇。

        4.2.3.1 全國性或一定區域內的環境γ輻射本底調查,通常以適當距離的網格均勻布點。

        4.2.3.2 核電廠等大型核設施,以反應堆為中心按不同距離和方位分成若干扇形進行布設,包括關鍵人群組所在地區,距反應堆最近的廠區邊界上,盛行風向的廠區邊界上,人群經常停留的地方以及地表γ劑量率平均最高的地點(若此點在廠區外)。為了對照還需包括一些不易受核設施影響的測量點。

        4.2.3.3 城市中的草坪和公園中的草地以及某些島嶼、山脈、原始森林等不易受人為活動影響的地方,可適當選設點位,定期觀測,以研究和發現環境輻射水平的變化。

        43 測定大綱的實施

        4.3.1 環境地表γ輻射劑量宰測定 。 可分為源相關和人相關的γ劑量率測定。

        4.3.2 源相關的環境地表γ輻射劑量率的測定。

        4.3.2.1 屬于重要源的核設施,輻射工作單位和環境保護部門在該設施運行前必須對周圍50km范圍內進行環境地表γ輻射劑量率測量,以確定本底水平及變化規律。對于核電廠等大型核設施,此種測定至少應連續進行兩年。

         4.3.2.2 對于重要源,在固定測量點上進行連續、季度或即時劑量率測量,由輻射工作單位與當地的環境保護部門分別制定計劃并付諸實施。

        4.3.2.3 對于其他能夠產生環境γ輻射的新裝置,例如高能加速器、微功率堆、工業探傷用加速器和強網位素源,如果它們的隔離區比較小時,最可能的關鍵途徑是γ相中子的外照射。對于這類設施在調試或投入使用的初期,輻射工作單位應進行環境地表γ輻射劑量率測定。

        4.3.2.4 事故情況下。輻射工作單位和當地環境保護部門接到事故應急監測指令后,按所制定的應急計劃迅速做出反應。采用現有的多種測量方法和手段,快速測定出事故影響范圍及γ輻射劑量率水平。

         4.3.3 人相關的環境地表γ輻射劑量率的測定 該項測定通常由輻射防護和環境保護主管部門會同其他有關部門進行,內容一般包括:

         a.調查全國或一定區域內的天然γ輻射水平與變化趨勢;

         b.調查為數甚多的源或廣泛分布、擴散的源產生的累積影響,例如大氣層核武器實驗或者地下核實驗泄漏以及核事故擴散至大氣對公眾產生的煙云浸沒γ照射和地表沉積γ照射劑量。

        5 測量儀器與方法

        5.1 測量環境地表γ輻射利量率的儀表應具備以下主要性能和條件:

         a.量程范圍; 低量程:1×10-8Gy·h-11×10-5Gy·h-1 高量程:1×10-5Gy·h-1l×10-2Gy·h-1

        b.相對固有誤差:<±15%;

        c.能量響應:50KeV3MeV相對響應之差<土30(相對137Cs參考γ輻射源);

        d.角響應:180°RR≥0.8137Csγ輻射源);R:角響應平均值;R:刻度方向上的響應值;

        e.溫度:-10~+40(即時測量儀表),-25~+50(連續測量儀表);

         f.相對濕度:95(35)。

        5.2 環境地表γ輻射劑量的測定成采用高氣壓電離室型、閃爍探測點型和具有能量補償的計數管型γ輻射劑量率儀等儀表。具有能量補償的熱釋光劑量計?捎糜诠潭y點的常規測量,也為發生事故時提供數據。

        5.3 環境γ輻射劑量率連續監測系統,探測器采用高氣壓電離室或NaI(Tl)晶體,能量補償型G-M 數管,數據應自動采集、存儲或搖控傳輸,量程必須兼顧止常與事故情況下的水平。

        5.4 對核電廠等大型核設施可配備環境放射性監測車,該車具有測量地表γ劑量率測定以及某些氣象參數等功能。核設施正常運行時,用于定期環境巡測。事故時配合固定式環境監測系統以及氣象觀測資料可快速確定環境地表γ輻射劑量率水平與分布狀況。

        5.5 發生重大核反應堆事故時,可由裝載在飛機上大體積Na(Tl)晶體探測器對污染地區進行γ輻射測量以提供測區地面污染水平及γ放射性核素污染物的濃度和空間分布。為事故的最初評價提供資料。

         5.6 環境地表γ輻射劑以率的測定方法:

         5.6.1 環境地表γ輻射劑量率測量方式合兩種:

         a.即時測量。用各種γ劑量率儀直接測量出點位上的γ輻射空氣吸收劑量率瞬時值。

         b.連續測量。在核電廠等大型核設施的環境固定監測點上,測量從本底水平到事故的環境輻射場空氣吸收劑量率的連續變化值。布設在固定監測點位上的熱釋光劑量計測出一定間隔時間內環境輻射場的累積劑量值。

         5.6.2 在進行γ輻射劑量率測量時需扣除儀表對宇宙射線的響應部分。不同儀表對宇宙射線的響應不同,可根據理論計算,或在水深大于3m,距岸邊大于1km的淡水面上與對宇宙射線響應已知的儀表比較得出。

        5.6.3 全國性或一定區域內的環境γ輻射本底調查,對同一網格點的建筑物、道路和原野(城市中的草坪和廣場),γ輻射劑量率的測量可同時進行。

         5.6.3.1 建筑物內測量,要考慮建筑物的類型與層次,在室內中央距地面1m高度處進行。

        5.6.3.2 在城市中的道路、草坪和廣場測量時,測點距附近高大建筑物的距離需大于30m,并選擇在道路和廣場的中間地面上1m處。

         5.6.4 環境地表γ輻射劑量率水平與地下水位、土壤中水分、降雨的影響、冰雪的覆蓋、放射性物質的地面沉降、射氣的析出和擴散與植被的關系等環境因素有關,測量時應注意其影響。

         6 數據的記錄、報告和測量估算

         6.1 環境地表γ輻射劑量率測定數據必須詳細記錄,主要內容包括:

         a.測量日期(年、月、日、時、分);

         b.測量者(對累積測量或連續測量而言劑量計或記錄磁帶、紙帶的收取者),數據處理者(本人簽名);

        c.測量儀的名稱、型號和編號等;

        d.固定測點的編號,非固定測點的點位名稱及地理特征描述;

         e.測量的原始數據必須登記造冊保存,數據的單位必須是儀表實際給出的劑量單位;

        f.環境氣象參數,例如溫度、濕度、風速、風向等。

         6.2 環境地表γ輻射劑量率測定報告:

        6.2.1 報告內容:

        a.測定日期;

        b.測量儀器名稱、型號;

        c.季度γ輻射空氣吸收劑量率。

        6.2.2 對測量結果的不確定度必須做出估算,測定報告必須由有關人員和負責人復核、簽署。

        6.2.3 測定報告由輻射工作單位按有關規定,定期向主管部門和環境保護部門報告。全年測定結果會同其他項目環境監測數據于第二年一季度內報送。事故測量數據隨時報告上級主管機構及地方應急管理中心。

        6.2.4 大規模環境本底水平調查報告以及對某項實踐進行環境影響評價,在一定區域內進行的本底水平調查報告,按主管部門的要求總結上報。

        6.3 劑量估算: 環境γ輻射照射對居民產生的有效劑量當量可用下式進行估算: He=Dγ·K·t 式中:He——有效劑量當量,SV; Dγ——環境地表γ輻射空氣吸收劑量率,Gy·h-1; K——有效劑量當量率與空氣吸收劑量率比值,本標準采用0.7Sv·Gy-1; t——環境中停留時間,h 7 質量保證

         7.1 制定質量保證計劃應考慮以下因素:

        a.測量設備和儀表的質量;

         b.人員所受的訓練和他們的經驗;

         c.儀表刻度標準的溯源性;

         d.為證明已經達到并保持所要求的質量需提供的文件范圍。

        7.2 質量控制措施:

         a.測量人員需經專門培訓,考核合格后方可上崗工作;

         b.儀表須定期校準,對某些儀表工作期間每天都應用檢查源對儀表的工作狀態進行檢驗;

         c.參加比對測量以發現不同類型儀表和方法間測量的系統偏差,統一量值,提高測量結果的可比性;

         d.在能夠保持較穩定的室內、外環境輻射場中定期進行測量,繪出質量控制圖,以檢驗儀表工作狀態的穩定性;

         e.更新儀表和方法時,應在典型的和極端的輻射場條件下與原儀表和方法的測量結果進行對照

        f.環境地表γ輻射劑量率測定的總不確定度應不超過20%。

        g.對大規模環境γ輻射水平的調查結果應由質量保證單位或主管部門進行現場抽樣調查    ,以檢驗調查結果是否符合質量要求。

        7.3數據統計方法和劑量估算的細節都應有詳細文字記載,數據處理的具體要求由各測量主管部門作出規定。

        7.4 原始記錄及其他重要數據資料要建檔保存,保存期限應當足夠長。具體時間由有關法規規定。環境監測數據至少保存20年。重要記錄的副本必須分地保存。

         

        附加說明:

          本標準由國家環境保護局提出。

          本標準由中古原子能科學研究院負責起草。

          本標準主要起草人岳清宇。
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