环境γ辐射剂量率测量技术规范

1 适用范围

本标准规定了环境γ辐射剂量率测量要求以及应遵守的技术规定。

本标准适用于辐射环境质量监测、监督性监测以及应急监测中环境γ辐射剂量率的测量，辐射工作场所环境γ辐射剂量率监测可参考执行。

2 规范性引用文件

以下标准和规范所含条文，在本标准中被引用即构成本标准的条文，与本标准同效。凡是不注明日 期的引用文件，其新版本适用于本标准。

GB 18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准

HJ/T 61 辐射环境监测技术规范

HJ 1009 辐射环境空气自动监测站运行技术规范

3 术语和定义

下列术语和定义适用于本标准。

3.1 辐射环境质量 radiation environmental quality

指环境中辐射水平的优劣程度。本规范中将其具体到环境γ辐射剂量率，作为衡量辐射环境质量的重要指标之一。

3.2 辐射源radiation source

可以通过诸如发射电离辐射或释放放射性物质而引起辐射照射的一切。例如，发射氡的物质是存在于环境中的源，γ辐照消毒装置是食品辐照保鲜实践中的源，X射线机是放射诊断治疗中的源，核电厂是核动力发电实践中的源等。

3.3 源相关的环境监测 sources related environmental monitoring

指测量某一特定的源或实践所导致的环境γ辐射剂量率水平，以确定特定源或实践所给出的贡献。

3.4 人相关的环境监测man related environmental monitoring

指在可能有几个源照射同一人群组的情况下进行的环境γ辐射剂量率测量，主要目的在于估算全部的源或实践致人群组有效剂量。

3.5吸收剂量D absorbed dose

式中：

D——吸收剂量，Gy；

dε——电离辐射授予某一体积元中的物质的平均能量，J；

dm——在这个体积元中物质的质量，kg。

能量可以对任何确定的体积加以平均，平均剂量等于授予该体积的总能量除以该体积的质量而得的商，吸收剂量单位为J/kg，简称戈瑞（Gy）。

3.6 吸收剂量率D absorbed dose rate

D=dD / dt

式中：

D——吸收剂量率，Gy/h；

dD——时间间隔dt（h）内吸收剂量的增量，Gy。

3.7 环境γ辐射剂量率 environmental gamma radiation dose rate

测量点位周围物质中的天然核素和人工核素发出的γ射线在测量点位空气中产生的吸收剂量率。环境γ辐射剂量率可通过连续和即时等手段开展测量，无特殊说明时，本规范指的是即时测量。

4 测量目的和要求

4.1 测量目的

环境γ辐射剂量率测量是辐射环境监测工作的组成部分，其主要目的为：

a）为核设施或其他辐射源正常运行和事故情况下，在环境中产生的γ辐射对关键人群组或公众成员所致外照射剂量的估算提供数据资料。

b）验证释放量符合管理限值和法规、标准要求的程度。

c）监视核设施及其他辐射源的状况，提供异常或意外情况的警告，为应急情况下划定污染范围提供数据资料。

d）获得环境γ辐射天然本底水平及其分布资料和人类实践活动所引起的环境γ辐射水平变化的资料，估算公众成员因环境γ辐射所致有效剂量。

4.2 测量方案的制定

4.2.1 环境γ辐射剂量率测量，可分为源相关的环境监测和人相关的环境监测中γ辐射剂量率测量。

4.2.2 人相关的环境γ辐射剂量率的测量内容一般包括：

a）调查全国或一定区域内的天然γ辐射水平与变化趋势；

b）调查为数甚多的源或广泛分布、扩散的源产生的累积影响，例如大气层核武器实验或者地下核实验泄漏以及核事故扩散至大气对公众产生的烟云浸没γ照射和地表沉积γ照射剂量。

4.2.3 源相关的环境γ辐射剂量率的测量，测量方案根据辐射源的性质制定。

4.2.3.1 核动力厂等日常流出物的排放量较大和可能产生较高剂量率的源，应着重于连续测量γ放射性烟云和地表沉积物产生的γ辐射剂量率水平，还须获取当地某些气象参数，如：风向、风速和降雨 量等，以便于区分天然辐射变比对环境γ辐射剂量率的影响。

4.2.3.2 核燃料循环设施、伴生放射性矿开发利用设施等测量方案可适当简化。

4.2.3.3 某些实践中使用的各个独立的密封源，以及射线装置等，在合适的屏蔽与严格保管控制下，不 需制订环境γ辐射剂量率测量方案。

4.2.4 测量方案的内容一般应包括测量的目的、规模和范围，测量的辐射源类型，频次，点位布设原 则和要求，使用的仪表和方法，测量程序，数据处理方法及统计学检验程序，工作记录和结果评价，质 量保证等。测量点位的布设取决于测量目的，需根据源和照射途径以及人群分布和人为活动情况仔细选 择。

4.3 测量要求

4.3.1全国性或一定区域内的环境γ辐射水平调查，通常以适当距离的网格均匀布点， 网格大小一般可选25km×25km、10km×10km、5km×5km或更小区域，对同一网格点的建筑物、道路和原野，环境γ辐射剂量率的测量可同时进行。

4.3.1.1 原野测量点位选择

a）城市中的草坪，公园中的草地以及某些岛屿、山脉、原始森林等不易受人为活动影响的地方， 可适当选设辐射环境质量测量点位，定期测量。

b）点位应远离高大的树木或建筑，点位与建筑物的距离应该为其高度的 10 倍以上或点位与建筑物的距离应尽量保持在 30m 以上。

c）点位地势应平坦、开阔，无积水、有裸露土壤或有植被覆盖，避免选择环境中表层土壤改变的位置（如草、污垢、砾石、混凝土和沥青）。

4.3.1.2开展道路测量时，点位应设置在道路中心线或者人群停留较多的人行道等位置。

4.3.1.3 开展室内测量时，点位应设置在居住人停留时间长的位置，或者室内中心位置。

4.3.1.4 其他

a）测量结果与地面（包括周围建筑），地下水位，土壤成分及含水量，降雨，冰雪覆盖，潮汐，放射性物质地面沉降，射气的析出和扩散条件等环境因素有关，测量时应注意其影响；避免周围其他一些天然或人为因素对测量结果的影响，如湖海边、砖瓦、矿石、燃煤垃圾等堆置场附近等。

b）测量时间的选择应该具有代表性，野外测量时，雨天、雪天、雨后 6 小时内一般不开展测量。

c）避免电磁干扰对仪器读数的影响。

4.3.2 连续测量点位选择应注意以下几点：

a）点位位置和数量应具有代表性，兼顾区域面积和人口因素布设，充分考虑陆地代表性和居民剂量代表性。

b）应充分结合所在区域建设规划，位置一经确定，一般不得变更，保证测量数据的连续性和可比性。点位设置应优先利用生态环境系统现有基础设施，以及气象、地震台站等基础设施和长期稳定性好的地方。

c）应综合考虑点位供电、防雷、防水淹、通讯、交通、安全等保障条件。点位原则上采用市电，电压稳定性好于±10%；具备防雷施工条件；具备电信部门稳定的有线数据通讯链路和无线通讯信号；应利用栅栏等手段建立相对独立的站点空间。

4.3.3 核电厂等大型核设施，以反应堆为中心按不同距离和方位分成若干扇形进行布设，近密远疏，包括关键人群组所在地区，距反应堆近的厂区边界上，盛行风向的厂区边界上，人群经常停留的地方以及地表γ剂量率平均高的地点。核电厂外围连续测量点位一般以反应堆为中心， 在烟羽计划区内16个方位角布设（沿海核电厂靠海一侧根据需要布设）。为了对照还需包括一些不易受核设施影响的测量点。

4.3.4 核燃料后处理设施测量点位通常布设在主导风下风向厂区边界，以及 <10km范围内的8个方位角内。同时，应布设适当数量的连续测量点位。

4.3.5 中低放射性废物处置场测量点位通常布设在处置场场界墙壁外、处置场场界周围四个方位、处置场场界外主要居民点等位置。