中国辐射卫生  2019, Vol. 28 Issue (1): 85-87  DOI: 10.13491/j.issn.1004-714x.2019.01.023

引用本文 

杨宝路, 周强, 张京, 李则书, 李文红, 拓飞. 海阳核电站周边地区环境γ辐射剂量率水平调查与评价[J]. 中国辐射卫生, 2019, 28(1): 85-87. DOI: 10.13491/j.issn.1004-714x.2019.01.023.
YANG Baolu, ZHOU Qiang, ZHANG Jing, LI Zeshu, LI Wenhong, TUO Fei. Investigation and assessment of environmental gamma radiation dose rate in surrounding area of Haiyang nuclear power plant[J]. Chinese Journal of Radiological Health, 2019, 28(1): 85-87. DOI: 10.13491/j.issn.1004-714x.2019.01.023.

通讯作者

拓飞, E-mail:flytuo@163.com

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收稿日期：2018-10-16
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海阳核电站周边地区环境γ辐射剂量率水平调查与评价
杨宝路 , 周强 , 张京 , 李则书 , 李文红 , 拓飞     
中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所 辐射防护与核应急中国疾病预防控制中心重点实验室, 北京 100088
收稿日期：2018-10-16
作者简介：杨宝路(1987-), 男, 博士, 助理研究员, 研究方向为辐射监测与评价。E-mail:yangbl2011@hotmail.com.
通讯作者：拓飞, E-mail:flytuo@163.com.
摘要：目的 获取海阳核电站运行前周边地区的环境γ辐射剂量率本底数据，为评价核电站运行后对周边环境的影响提供依据。方法 利用GR 460车载辐射监测系统，在海阳核电站周边30 km范围内开展现场巡测，并估算居民暴露剂量。结果 周边环境γ辐射空气吸收剂量率的范围为39.6~109 nGy/h，均值为72.2 nGy/h，距离核电站0~5、5~10、10~20、20~30 km区域内的γ辐射空气吸收剂量率均值间有显著差异性，室外环境γ辐射剂量率所致居民的人均年有效剂量为84.8 μSv。结论 海阳核电站周边地区的环境γ辐射剂量率及其所致居民暴露剂量均属于我国正常本底水平之内。
关键词：核电站    车载辐射监测系统    γ辐射剂量率    年有效剂量    
Investigation and assessment of environmental gamma radiation dose rate in surrounding area of Haiyang nuclear power plant
YANG Baolu , ZHOU Qiang , ZHANG Jing , LI Zeshu , LI Wenhong , TUO Fei     
Key Laboratory of Radiological Protection and Nuclear Emergency, National Institute for Radiological Protection, Chinese Center for Disease Control and Prevention, Beijing 100088 China
Corresponding author: TUO Fei, E-mail:flytuo@163.com.
Abstract: Objective Obtain the background data of environmental gamma radiation dose rate in the surrounding areas before the operation of Haiyang Nuclear Power Plant, and provide basis for evaluating the impact on the surrounding environment after the operation of the nuclear power plant. Methods The environmental gamma radiation dose rate was measured by vehicle radiation monitoring system (GR460) within 30 km of Haiyang Nuclear Power Pland and the resultant radiation dose exposure to local residents was also estimated. Results The air absorbed dose rate ranges from 39.6 to 109 nGy/h, and the average is 72.2 nGy/h. There is a significant difference between the mean values of gamma radiated air absorbed dose rates in the regions of 0~5 km, 5~10 km, 10~20 km and 20~30 km of nuclear power plant. The per capita annual effective dose of residents caused by gamma radiation dose rate in outdoor environment is 84.8 μSv. Conclusion The environmental gamma radiation dose rate in the surrounding areas of Haiyang Nuclear Power Plant and the resultant radiation dose exposure to the local residents was were within the normal background level in China.
Key words: Nuclear Power Plant    Vehicle Radiation Monitoring System    Gamma Radiation Dose Rate    Annual Effective Dose    

海阳核电站位于山东省海阳市留各庄镇原冷家庄和董家庄，地处三面环海的岬角东端，占地150.4 hm2，厂址距海阳市留格庄镇10 km，距海阳市区22 km，距烟台市区93 km，距青岛市区107 km。

山东海阳核电站厂址规划建设6台百万千瓦级压水堆机组。其中，一期工程建设2台第三代核电技术AP1 000压水堆核电机组，1号机组和2号机组已分别于2018年8月17日和10月13日实现并网发电。为了掌握海阳核电站运行前周边地区环境γ辐射剂量率水平，积累该地区的现场监测本底数据，为评价核电厂运行后对周围环境的影响提供依据，我们于2018年6月8日使用车载辐射监测系统对海阳核电站周边区域开展了γ辐射剂量率监测工作。

1 材料与方法 1.1 仪器设备

GR 460车载辐射监测系统包括4 L的NaI(Tl)晶体探测器、512道多道分析仪、GPS卫星定位接收系统、笔记本电脑及数据采集软件等，系统采购验收时经过了校准和刻度，最低探测限为10 nGy/h。NaI探测器横卧放置在丰田LandCruiserV8车顶，距地面垂直距离约2 m。为保障测量结果，巡测工作开始前利用仪器配套的137Cs密封源(活度约为9.25 kBq)，在固定地点将其放置于NaI探测器表面，对测量系统进行刻度，剂量率值在150 nGy/h左右即满足测量要求。

1.2 巡测方法

以海阳核电站为中心，在其半径30 km范围内，根据实际道路分布，使用GR 460车载辐射监测系统对汽车行驶过程中的公路路面、路两侧旷野(建筑)和车辆周围宇宙射线的辐射进行监测。巡测过程中最大车速小于40 km/h，巡测所得到的剂量率测量结果连同GPS定位信息及海拔高度等，以1 s一个周期存储到笔记本的后台数据库中。

1.3 数据处理

通过地理信息系统绘制出巡测线路的剂量率水平分布图。然后以海阳核电站为中心，将监测数据按距离核电站0~5、5~10、10~20、20~30 km分为4组，采用SPSS 22.0软件进行统计学分析，P＜0.05为差异有统计学意义。

2 结果 2.1 γ辐射剂量率监测结果

本次监测线路的巡测轨迹和剂量率水平分布如图 1所示，共计2 109个检测点。γ辐射空气吸收剂量率的变化范围为39.6~109 nGy/h，均值为72.2 nGy/h，其中89.3%的监测值在50.0~90.0 nGy/h之间见图 2。

图 1 海阳核电站周边30 km范围内的巡测线路及γ辐射空气吸收剂量率水平

图 2 γ射线辐射空气吸收剂量率的频数分布直方图
2.2 距核电站不同距离γ辐射剂量率水平

图 3中的上下横线分别代表距离核电站不同区域γ射线辐射空气吸收剂量率的最大值和最小值，盒子的上下边缘分别代表上四分位数和下四分位数，盒子内部的中间横线为中位值，黑色圆点为平均值。由图 3可知，距离核电站0~5、5~10、10~20、20~30 km区域内的γ辐射空气吸收剂量率的变化范围分别为50.1~109、39.6~105、51.6~93.4、43.9~73.2 nGy/h，其均值分别为77.8、71.3、68.5、59.1 nGy/h。按其γ射线辐射空气吸收剂量率的均值大小依次排序为(0~5 km) > (5~10 km) > (10~20 km) > (20~30 km)。通过Kruskal-Wallis检验显示，距离核电站0~5、5~10、10~20、20~30 km区域内的γ辐射空气吸收剂量率均值间差异均有统计学意义(H=385.988，P＜0.05)。

图 3 距离核电站不同距离区域的γ辐射空气吸收剂量率盒式图
2.3 室外环境γ辐射所致居民暴露剂量

室外环境γ辐射所致居民的年有效剂量按以下公式估算[1-2]：

$ H_{e}=D_{\gamma} \times K \times t $ (1)

式中：He为有效剂量(Sv)；Dγ为室外环境γ辐射空气吸收剂量率(Gy/h)；K为有效剂量率与空气吸收剂量率比值(0.7 Sv/Gy)[1]；t为室外环境中停留时间(h)，取1 752 h(室外居留因子取0.2)。

如表 1所示，距离核电站0~5、5~10、10~20、20~30 km区域内的人均年有效剂量分别为95.4、87.4、84.1、72.5 μSv。0~30 km区域内的人均年有效剂量为84.8 μSv。

表 1 距离核电站不同距离区域的人均年有效剂量
3 讨论

海阳核电站周边地区γ辐射空气吸收剂量率水平为39.6~109 nGy/h，平均值为72.2 nGy/h，与山东省的道路γ剂量率水平10.3~204 nGy/h和平均值51.7 nGy/h相近[3]。距离核电站不同区域的γ辐射空气吸收剂量率均值间具有显著差异性，其原因可能与各个距离监测点的地质结构不同有关[4-5]。室外环境γ辐射所致居民的人均年有效剂量84.8 μSv与全国调查的道路γ辐射剂量率所致居民的人均年有效剂量75.8 μSv相近[3]。

通过本次调查，掌握了海阳核电站周边地区室外环境γ辐射水平及其所致居民的暴露剂量，与食品中放射性核素调查[6]和水体中总α/总β、137Cs/134Cs等放射性核素水平调查[7-8]一起，共同组成了海阳核电站周边地区环境放射性本底数据，为评价核电站运行后对周边环境的影响提供了依据。

参考文献
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