利用地面γ总量转换为空气吸收剂量率进行环境辐射水平评价——以桂阳县潘家村和永兴县土桥村实测数据为例

doi:10.11720/wtyht.2024.1060

利用地面γ总量转换为空气吸收剂量率进行环境辐射水平评价——以桂阳县潘家村和永兴县土桥村实测数据为例

刘俊峰^,¹, 彭文彪¹, 陶峰¹, 孟繁星¹, 韦光景¹, 刘虹¹, 邓居智², 陈辉², 付宸², 王培建³

1.湖南省核地质调查所,湖南长沙 410008

2.东华理工大学地球物理与测控学院,江西南昌 330013

3.核工业航测遥感中心,河北石家庄 050000

Assessing radiation levels in the environment by converting total natural gamma radiation into the absorbed dose rate in air: A case study of measured data from Panjia Village, Guiyang County and Tuqiao Village, Yongxing County

LIU Jun-Feng^,¹, PENG Wen-Biao¹, TAO Feng¹, MENG Fan-Xing¹, WEI Guang-Jing¹, LIU Hong¹, DENG Ju-Zhi², CHEN Hui², FU Chen², WANG Pei-Jian³

1. Nuclear Geological Survey of Hunan, Changsha 410008, China

2. School of Geophysics and Measurement-Control Technology, East China University of Technology, Nanchang 330013, China

3. Airborne Survey and Remote Sensing Center of Nuclear Industry, Shijiazhuang 050000, China

第一作者: 刘俊峰(1986-),男,高级工程师,主要从事地质科研、生产工作。Email:563315851@qq.com

责任编辑: 蒋实

收稿日期: 2023-02-13 修回日期: 2023-09-19

基金资助:

湖南省地质院科研基金项目“铀矿区调资料在评价环境天然放射性水平中的应用研究”(HNGSTP202207)

Received: 2023-02-13 Revised: 2023-09-19

摘要

在长期的铀矿普查中,我国积累了海量的γ总量数据资料,但应用这些数据进行放射性环境评价的研究极少。本文从γ总量和空气吸收剂量率的测量原理出发,通过梳理γ总量、放射性核素含量与空气吸收剂量率之间的关系,建立起地面γ总量与空气吸收剂量率之间的联系,分析了仪器参数对测量误差的影响,认为γ总量仪器b_K/b_U=2.287、b_Th/b_U=0.430时,测量的γ总量与空气吸收剂量率满足严格线性关系,因此γ总量仪器的b_K/b_U、b_Th/b_U值越接近这两个数值,测得的γ总量转换为空气吸收剂量率越准确;利用湖南省电离辐射计量站模型进行了γ总量转换为空气吸收剂量率的系数求解,并分析了误差,推测了仪器参数中钾的铀当量值、钍的铀当量值的大致范围;在郴州市桂阳县潘家村岩体和郴州市永兴县土桥村灰岩地区进行了γ总量、γ能谱、空气吸收剂量率的同点位实测,结果显示,当核素含量比C_K/C_U均值小于1、C_Th/C_U均值小于3时,利用γ总量(FD3013仪器测得)估算的空气吸收剂量率与利用Beck公式根据能谱估算的空气吸收剂量率的误差基本处于同等水平,均方根误差均小于15%。根据国内核素的C_K/C_U、C_Th/C_U均值,认为国内大部分地区可以利用由FD3013仪器(或类似性能仪器)测得的γ总量数据估算空气吸收剂量率。利用已有铀矿普查资料中的γ总量数据转换计算有效空气吸收剂量率,为快速大面积评估环境天然放射性外照射水平提供了方法参考。

关键词： γ总量; γ能谱; 核素(铀、钍、钾)含量; 空气吸收剂量率

Abstract

China has accumulated massive data on total gamma radiation (γ) from the prolonged extensive surveys of uranium deposits. However, there is a marked lack of studies on radioactive environment assessment using these data. Based on the measurement principles of total gamma radiation and the absorbed dose rate in air, this study ascertained the relationships of the absorbed dose rate in air with the total natural gamma radiation and nuclide content and, accordingly, established the relationship between total gamma radiation and the absorbed dose rate in air. Furthermore, it analyzed the effects of instrument parameters on the measurement error, concluding that there existed a strictly linear relationship between the measured total gamma radiation and the absorbed dose rate in the air when b_K/b_U = 2.287 and b_Th/b_U = 0.430. Therefore, the b_K/b_U and b_Th/b_U ratios closer to both values correspond to more accurate absorbed dose rates in air converted from the measured total gamma radiation. Using the model of the Hunan Ionizing Radiation Measuring Station, this study calculated the coefficient for converting total gamma radiation into the absorbed dose rate in air, analyzed the error, and deduced the approximate uranium equivalent ranges of potassium and thorium in the instrument parameters. Furthermore, for the rock mass in Panjia Village, Guiyang County, Chenzhou City and the limestone area of Tuqiao Village in Yongxing County of the city, this study measured the total gamma radiation, gamma spectra, and absorbed dose rates in the air at the same stations. The results show that when the average nuclide content ratio C_K/C_U was less than 1 and C_Th/C_U ratio was less than 3, the absorbed dose rates in air estimated based on the total gamma radiation (measured using the FD3013 instrument) shared roughly the same error levels with those estimated based on energy spectra using the Beck formula, both yielding root mean square errors below 15%. As inferred from the average C_K/C_U and C_Th/C_U ratios of nuclides in China, the absorbed dose rate in air in most areas of China can be estimated using the total gamma radiation measured using an FD3013 instrument (or an instrument with similar performance). Overall, converting the total gamma radiation data from available extensive surveys of uranium deposits into effective absorbed dose rates in the air provides a methodological reference for rapid, large-area assessment of the external exposure level of natural radioactivity in the environment.

Keywords： total gamma radiation; gamma spectrum; content of nuclides (uranium, thorium, and potassium); absorbed dose rate in air

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本文引用格式

刘俊峰, 彭文彪, 陶峰, 孟繁星, 韦光景, 刘虹, 邓居智, 陈辉, 付宸, 王培建. 利用地面γ总量转换为空气吸收剂量率进行环境辐射水平评价——以桂阳县潘家村和永兴县土桥村实测数据为例[J]. 物探与化探, 2024, 48(3): 868-875 doi:10.11720/wtyht.2024.1060

LIU Jun-Feng, PENG Wen-Biao, TAO Feng, MENG Fan-Xing, WEI Guang-Jing, LIU Hong, DENG Ju-Zhi, CHEN Hui, FU Chen, WANG Pei-Jian. Assessing radiation levels in the environment by converting total natural gamma radiation into the absorbed dose rate in air: A case study of measured data from Panjia Village, Guiyang County and Tuqiao Village, Yongxing County[J]. Geophysical and Geochemical Exploration, 2024, 48(3): 868-875 doi:10.11720/wtyht.2024.1060

0 引言

在放射性环境评价中,空气吸收剂量率是评价外照射最常用的指标,它能直接有效地表示γ辐射可能对人体的影响。空气吸收剂量率可以通过实测得出,也可以通过铀矿勘查数据转换(估算)得出。国内外积累了大量的铀矿普查资料,如能利用已有铀矿普查资料转换空气吸收剂量率,可快速实现大面积放射性环境评价工作,大大节约环境调查成本。

常用的转换方式有利用实测地面γ能谱和航空γ能谱估算空气吸收剂量率,这种方式以利用Beck公式转换最为有名:20世纪70年代,Beck采用实测地面γ能谱得出地面γ放射性核素浓度,并估算地表1 m高度的空气吸收剂量率^[1]。此后,该方法在国际原子能机构(IAEA)等机构的出版物中均有涉及^[2⇓-4]。美国和苏联等国家先后利用γ能谱(航空或地面)资料编制了γ空气吸收剂量率图。2000年开始,我国核工业航测遥感中心先后在甘肃省、河北省石家庄市及秦山核电站等地利用航空γ能谱估算了地面1 m高度处空气吸收剂量率,结果表明该估算方法有效^[5-6]。中国地质大学(北京)王南萍等^[7]则利用广东珠海地面γ能谱测量对空气吸收剂量率进行了估算,并和实测数据值进行了比对,相对误差为11.74%,表明方法整体可行。此外,成都理工大学、核工业北京地质研究院、福建省地质调查院等也利用放射性化探(核素)数据进行了估算空气吸收剂量率的有关研究和应用^{[8⇓⇓⇓-12]}。

而利用γ总量估算空气吸收剂量率,国内少有实际应用案例和公开文献发表。因为一般认为只有使用特定参数仪器,γ总量与空气吸收剂量率才具有严格正比关系^[13]。

本文通过γ总量公式与Beck公式对比求系数、标准放射性计量站模型测试、野外数据采集,分析了利用铀矿勘查中应用较广的FD3013仪器测得的γ总量转换为空气吸收剂量率的误差,证明了以往铀矿普查取得的γ总量大部分可以用来估算空气吸收剂量率,可以在放射性环境调查中有效应用。

1 γ总量与空气吸收剂量率估算

1.1 γ总量与天然K、U、Th含量关系

在仪器的γ射线的线性响应范围内,γ总计数率N_TC与土壤中K、U、Th含量C的关系为^[2]:

(1)

N_{T C} = b_{K} \times C_{K} + b_{U} \times C_{U} + b_{T h} \times C_{T h}

式中:b_K、b_U、b_Th为γ辐射探测器对K、U、Th含量的响应系数,其值取决于探测器的性质和能量阈值。

式(1)可进一步变形为:

(2)

N_{T C} = b_{U} [(b_{K} / b_{U}) C_{K} + C_{U} + (b_{T h} / b_{U}) C_{T h}]

式中:b_K/b_U是钾的铀当量;b_Th/b_U是钍的铀当量;这里的铀当量是指在总计数测量中,10^-2 含量的K或10^-6含量的Th测得的计数率与对应含量的铀测得的计算率相同时的铀含量。利用不同大小和阈值的NaI(Tl)晶体基于半无限大体源测得的K、Th的铀当量值列于表1。NaI(Tl)晶体闪烁体是一种广泛应用的无机晶体,被广泛应用于辐射探测器。

表1 不同体积的NaI(Tl)晶体探测器K、Th的铀当量^[2]

Table 1 Uranium equivalent of K and Th of different instruments ^[2]

仪器	NaI(Tl) 晶体体积/cm³	能量阈值/ KeV	b_K/b_U	b_Th/b_U
A	29	30	1.57	0.37
B	82	50	1.56	0.38
C	348	400	2.37	0.41
D	348	500	2.67	0.41

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总计数率N_TC与当量铀Q_eU成正比,其转换公式见式(3),其中k₁为仪器标定系数,该系数可在标准计量模型上测试得出。

(3)

Q_{e U} = k_{1} \times N_{T C}

。

1.2 空气吸收剂量率与天然U、Th、K含量的关系

虽然许多自然界存在的元素都有放射性同位素,但只有 K、U、Th衰变系列的放射性同位素能产生较大的γ射线^[14],因此引起剂量的主要天然放射性核素有 K、U、Th,以及 U和 Th 衰变的子体^[15]。

土壤中天然核素活度浓度与1 m处γ辐射空气吸收剂量率(D_估)的关系可以用Beck公式表示^[16-17]:

(4)

D_{估} = 0.043 a_{K} + 0.427 a_{U} + 0.626 a_{T h}

式中:D_估为估算的γ辐射空气吸收剂量率,nGy/h;a_K、a_U、a_Th分别为土壤中⁴⁰K、 ${^{2}}^{38}$ U和²³²Th的核素比活度,Bq/kg。该公式假定条件为:土壤中天然放射性核素K、U、Th的活度浓度随深度均呈均匀分布;土壤密度及组分均匀,含水量假设为10%,密度1.6 g/cm³;U系、Th系所有子体处于放射性平衡,Rn子体不溢出地面;土壤为一个2π无穷大体源。

Beck公式在其他文献中有不同的系数,其系数可以根据大量数据拟合得到,本文采用国际辐射单位与测量委员会1994年53号报告书推荐值^[18]:

(5)

D_{估} = 0.0417 a_{K} + 0.462 a_{U} + 0.604 a_{T h}

当含量采用⁴⁰K、²³⁸U和²³²Th 的质量单位计算时,式(5)可以表示为:

(6)

D_{估} = 13.052 C_{K} + 5.706 C_{U} + 2.452 C_{T h}

式中:C_K、C_U、C_Th分别为土壤中⁴⁰K、²³⁸U和²³²Th的含量,单位分别为10^-2、10^-6、10^-6。

据《中国环境天然放射性水平调查》统计,Beck公式估算结果总体准确,比直接测量略高5%^[19]。

1.3 γ总量估算空气吸收剂量率

上文分别给出了核素含量与γ总量、核素含量与空气吸收剂量的关系,若假设仪器测量的γ总量(总计数率N_TC或当量铀Q_eU)正比于空气吸收剂量率,则 $D_{估} = k_{2} Q_{e U} = k_{2} k_{1} N_{T C} D_{估} = k_{2} Q_{e U} = k_{2} k_{1} N_{T C}$ ,其中,k₂为系数(k₂是当量铀转换为空气吸收剂量率的系数),由式(2)和式(6)可得:

(7)

\begin{array}{l} D_{估} = 13.052 C_{K} + 5.706 C_{U} + 2.452 C_{T h} = k_{2} \times \\ k_{1} \times b_{U} [(b_{K} / b_{U}) C_{K} + C_{U} + (b_{T h} / b_{U}) C_{T h}] \end{array}

等式两边除以5.706,得到:

(8)

\begin{array}{l} 2.287 C_{K} + C_{U} + 0.430 C_{T h} = 0.175 k_{2} \times \\ k_{1} \times b_{U} [(b_{K} / b_{U}) C_{K} + C_{U} + (b_{T h} / b_{U}) C_{T h}] \end{array}

式(8)中,当b_K/b_U=2.287、b_Th/b_U=0.430时,即当仪器探测K、Th的铀当量值为2.287、0.430时,γ总量结果可以准确换算为空气吸收剂量率。

1.4 仪器b_K/b_U、b_Th/b_U参数以及放射性核素含量对γ总量估算空气吸收剂量率的影响

在1.3节中假定仪器测量的γ总量正比于空气吸收剂量情况下,进行了b_K/ ${b_{U}}_{、}$ b_Th/b_U值推导,推导结果与前人实验结果接近:如图1、图2由实验测试得出,分别展示了b_K/b_U、b_Th/b_U随C_K/C_U、C_Th/C_U变化时,经γ总量转换的空气吸收剂量率相对标准值的误差变化(相对误差采用实验值与真实值的差值除以真实值,以下同)^[2]。表1中具有NaI(Tl)晶体体积348 cm³、能量阈值400 KeV的C仪器,其b_K/b_U、b_Th/b_U分别为0.37、0.41,最接近理论值2.287、0.430,此仪器测得的γ总量数据转换为空气吸收剂量率的值最准确,其他仪器测得的γ总量通过系数转换为空气吸收剂量率的误差跟土壤C_K/C_U、C_Th/C_U含量密切相关。

图1

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图1 仪器b_K/b_U值与核素C_K/C_U比对γ总量转换为空气吸收剂量率的误差影响^[2]

Fig.1 Effect of b_K/b_U ratio and C_K/C_U ratio on conversion error of total gamma into air absorbed dose rate

图2

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图2 仪器b_Th/b_U值与核素C_Th/C_U比对γ总量转换为空气吸收剂量率的误差影响^[2]

Fig.2 Effect of b_Th/b_U ratio and C_Th/C_U ratio on conversion error of total gamma into air absorbed dose rate

由图1和图2可见,总计数率仪器测量的γ总量转换为空气吸收剂量率的误差随C_K/C_U和C_Th/C_U的增大而增大,特别是C_K/C_U增加导致的误差大于C_Th/C_U增加导致的误差。因此,当仪器的b_K/ ${b_{U}}_{、}$ b_Th/b_U值不是2.287、0.430时,C_K/C_U和C_Th/C_U越小,γ总量数据转换为空气吸收剂量率的误差越小。

值得注意的是,图1是在 C_Th为0时测得,图2是在 C_K为0时测得,当它们都不为0时,相对误差减小。

2 γ总量估算空气吸收剂量率的系数求解及误差分析

当已知仪器型号下,γ总量转换空气剂量率的方法步骤为:通过仪器在标准模型测试判断仪器b_K/b_U、b_Th/b_U的大致区间,并估计γ总量转换为空气吸收剂量的系数。

本文测试的标准模型为湖南省电离辐射计量站的模型,该站为湖南省专项计量授权检定机构,也是湖南省国防区域计量站。该计量站的标准模型由本底模型(YB-Ⅱ-ZN)、K模型(YK-Ⅱ-ZN)、U模型(YU2-Ⅱ-ZN、YU1-Ⅱ-ZN)、Th模型(YTh-Ⅱ-ZN)、混合模型(YM-Ⅱ-ZN)组成,单个模型直径2.2 m,高0.6 m,模型中心距离12 m。核素含量标称值由更高级别计量站量值传递测量得到,标称数据如表2所示。

表2 湖南省电离辐射计量站模型标称数据

Table 2 Model nominal data of ionizing radiation measuring station in Hunan Province

模型类别	当量铀含量	空气吸收剂量率(1m高)	含量
模型类别	Q_eU/Ur	(nGy·h^-1)	Q_K/ 10^-2	Q_U/ 10^-6	Q_Th/ 10^-6
YB-Ⅱ-ZN	10.72	34.94	0.40	2.50	5.11
YK-Ⅱ-ZN	20.04	98.65	5.36	3.23	8.66
YU2-Ⅱ-ZN	48.57	211.56	0.34	38.57	5.82
YU1-Ⅱ-ZN	158.25	706.40	0.31	140.61	8.79
YTh-Ⅱ-ZN	85.21	433.04	0.32	4.16	187.13
YM-Ⅱ-ZN	128.72	635.51	3.67	60.60	139.64

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2.1 理论计算不同性能仪器探测到的γ总量及误差

当式(2)中b_U =1时,表1中A、B、C、D仪器在表2模型上利用公式(2)计算得到的计数率如表3所示(本底模型γ射线能量较小,容易受到周围模型射线干扰,在下文计算中不考虑本底模型)。

表3 利用标准模型K、U、Th 含量计算的总计数率

Table 3 The total number rate calculated by the standard model K, U, Th content

模型类别	贴近模型表面计算的总计数率/cps
模型类别	仪器A	仪器B	仪器C	仪器D
YK-Ⅱ-ZN	14.74	14.88	19.48	21.09
YU2-Ⅱ-ZN	41.25	41.31	41.76	41.86
YU1-Ⅱ-ZN	144.34	144.43	144.95	145.04
YTh-Ⅱ-ZN	73.89	75.77	81.64	81.74
YM-Ⅱ-ZN	117.96	119.39	126.55	127.65

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假设仪器探测的铀当量基本正比于标称铀当量,则可通过Q_eU=k₁×N_TC求校正系数k₁。通过采用标称当量铀除以仪器测得的总计数率,可以得到每个模型对应的系数,并取均值,得到4种仪器的k₁值分别为1.18、1.16、1.07、1.05。利用系数k₁将表3中的γ总量计数率校正,得到当量铀及误差如表4所示。

表4 利用标准模型K、U、Th 含量计算的当量铀及误差

Table 4 Equivalent uranium and error calculated by standard model K, U, Th content

模型类别	贴近模型表面计算得到的当量铀含量/相对误差				标称当量铀/Ur
模型类别	仪器A	仪器B	仪器C	仪器D	标称当量铀/Ur
YK-Ⅱ-ZN	17.33/-13.52	17.32/-13.57	20.82/3.89	22.15/10.529	20.04
YU2-Ⅱ-ZN	48.49/-0.16	48.09/-0.99	44.64/-8.09	43.97/-9.47	48.57
YU1-Ⅱ-ZN	169.68/7.22	168.14/6.25	154.94/-2.09	152.36/-3.72	158.25
YTh-Ⅱ-ZN	86.86/1.94	88.21/3.52	87.26/2.41	85.87/0.77	85.21
YM-Ⅱ-ZN	138.67/7.73	138.99/7.98	135.27/5.09	134.09/4.17	128.72
均方根误差/%	5.46	4.99	3.12	4.40

注:当量铀含量单位为Ur;相对误差单位为%。

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其中,均方根误差采用下式计算:

(9)

M = \pm \sqrt{\frac{1}{2 n} \overset{n}{\sum_{i = 1}} m_{i}^{2}}

从表4可见,计算的当量铀与标称当量铀的均方根误差均较小,最大为5.46%,最小为3.12%。也表明只有当仪器具有合适的b_K/b_U、b_Th/b_U和能谱阈值时,测得的γ总量才是一致的。

2.2 铀当量换算空气吸收剂量及误差分析

式(7)中,当量铀与空气吸收剂量存在正比关系时,通过求解系数p(p=0.175k₂×k₁×b_U)便可根据铀当量估算空气吸收剂量。假定仪器测得的铀当量正比于空气吸收剂量,通过求倍数关系并取平均值,可得系数p分别为4.757、4.755、4.739、4.737。根据系数p将当量铀转换为空气吸收剂量率并求误差,见表5。

表5 根据系数将当量铀估算为空气吸收剂量率及误差

Table 5 According to the coefficient, the equivalent uranium is estimated as the absorbed dose rate of air and the error

模型类别	当量铀估算离模型1m高的吸收剂量率/相对误差				标称空气吸收剂量率/(nGy·h^-1)
模型类别	仪器A	仪器B	仪器C	仪器D	标称空气吸收剂量率/(nGy·h^-1)
YK-Ⅱ-ZN	82.44/-16.43	82.38/-16.49	98.68/0.035	104.94/6.38	98.65
YU2-Ⅱ-ZN	230.7/9.05	228.69/8.1	211.55/-0.028	208.28/-1.55	211.56
YU1-Ⅱ-ZN	807.25/14.28	799.57/13.19	734.31/3.95	721.67/2.16	706.4
YTh-Ⅱ-ZN	413.24/-4.57	419.46/-3.14	413.58/-4.49	406.71/-6.08	433.04
YM-Ⅱ-ZN	659.72/3.81	660.95/4.00	641.1/0.88	635.14/-0.058	635.51
均方根误差/%	7.68	7.33	1.91	2.91

注:吸收剂量率单位为nGy·h^-1;相对误差单位为%。表7同。

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表5可见,接近b_K/b_U =2.287、b_Th/b_U =0.430 的仪器测得的总量基本正比于空气吸收剂量。其他仪器偏离这些值越远,误差越大。

值得注意是,即使是总量仪器,不同能量的射线通过晶体管后产生的电子电压也不一样,通过电压来分辨K、U、Th从而调整仪器b_K/b_U、b_Th/b_U具有可行性。仪器是否调整了b_K/b_U、b_Th/b_U参数,可以通过三元一次方程拟合求解(需要大量数据)证实。这里采用实用、简单的对比分析判断方法,具体步骤为:标定仪器,测量模型上的铀当量数据,计算每个模型铀当量估算为空气吸收剂量的系数p;根据多个模型取均值(在本计量站YB-Ⅱ-ZN不参与计算),计算模型铀当量乘以系数p后的空气吸收剂量率与标称值求相对误差。

本文采用上海申核仪器厂生产的FD3013 环境γ辐射监测仪进行测试。该型仪器主要参数指标为:探测器为Φ30×50的NaI(Tl)晶体,灵敏度不小于5 cps/10^-6,能量阈值40 KeV,量程(0~39 999)×10^-6,精度在置信度95%时,一次读数的均方差和非线性误差不大于10%,有6位显示,以10^-6、cps、μGy/h、cpm为单位给出测量结果^[20]。该款仪器曾经在铀矿勘查中应用广泛(曾是核工业系统铀矿普查中γ总量测量的指定仪器),但仪器并没有给出b_K/b_U、b_Th/b_U参数。

采用的3台仪器出厂编号分别为1316、1299、1320。经标定后在标准模型上的当量铀测值见表6。

表6 仪器标定后在模型上的测值

Table 6 Measured values on the model after instrument calibration

模型类别	当量铀Q_eU/Ur
模型类别	仪器1316	仪器1299	仪器1320
YK-Ⅱ-ZN	20.33	19.97	19.66
YU2-Ⅱ-ZN	47.47	47.75	46.94
YU1-Ⅱ-ZN	156.62	156.71	158.67
YTh-Ⅱ-ZN	88.71	87.25	84.57
YM-Ⅱ-ZN	132.23	126.47	131.08

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求得3台仪器系数p分别为4.702、4.773、4.789。根据系数p将当量铀估算为空气吸收剂量率并求误差,见表7。

表7 根据系数将当量铀估算为空气吸收剂量率及误差

Table 7 Estimation of equivalent uranium as air absorbed dose rate and error based on coefficients

模型类别	实测当量铀估算为离模型 1m高度的吸收剂量率/误差			标称空气吸收剂量率/ (nGy·h^-1)
模型类别	1316	1299	1320	标称空气吸收剂量率/ (nGy·h^-1)
YK-Ⅱ-ZN	95.56/-3.13	95.32/-3.38	94.16/-4.55	98.65
YU2-Ⅱ-ZN	223.16/5.49	227.93/7.74	224.78/6.25	211.56
YU1-Ⅱ-ZN	736.39/4.25	748.02/5.89	759.89/7.57	706.4
YTh-Ⅱ-ZN	417.1/-3.68	416.49/-3.82	405.01/-6.47	433.04
YM-Ⅱ-ZN	621.71/-2.17	603.67/-5.01	627.76/-1.22	635.51
均方根误差/%	2.76	3.81	4.00

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由表7可见,3台仪器的均方根误差的均值为3.52%,对比表1及表5,推测该型仪器b_K/b_U值的可能区间为(1.56,2.37),b_Th/b_U值区间为(0.38,0.41)。

3 实例分析

在郴州市桂阳县潘家村岩体地区、郴州市永兴县土桥村灰岩地区开展数据实测对比分析,测量同点位当量铀、γ能谱、空气吸收剂量率。所用仪器为FD3013(测量γ总量与空气吸收剂量率)和FD3022-I(测量γ能谱)。

测量前进行了仪器标定,得到了仪器本底,并经过仪器三性检查。测量时间为2022年5~10月,该段时间工作区天气长时间晴好,避免了雨水对地表γ射线的测量干扰。同点位的实测数据采集工作一般在10 min内完成。其中在郴州桂阳潘家村地区的测量按路线进行,郴州永兴土桥村进行的测量为网格测线测量。测量原野、公路数值,尽量选择地形变化小的平地,同时避开建筑物30 m以上。

3.1 图形相似度对比

图3展示了土桥地区γ能谱和铀当量估算的空气吸收剂量率及实测空气吸收剂量率。从图中可以看出,三者形态高度相似,表明在该地区转换计算有效。

图3

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图3 能谱、当量铀估算的空气吸收剂量率与实测空气吸收剂量率等值线

Fig.3 Energy spectrum, equivalent uranium estimated air absorbed dose rate and measured air absorbed dose rate contour map

3.2 数据误差分析

潘家村地区为典型的花岗岩地区,具有较高的放射性本底值,根据近年来在该区进行的1∶5万能谱面积测量数据可知C_K/C_U均值为0.76,最大值为1.81;C_Th/C_U均值为1.99,最大值为5.28。

永兴土桥地区地层以灰岩为主,其次为第四系,放射性本底较低。根据以往能谱测量数据,C_K/C_U比均值为0.23,最大值为0.70;C_Th/C_U均值为2.91,最大值为5.97。将当量铀和γ能谱转换为空气吸收剂量并与同点位实测空气吸收剂量值进行误差分析,见表8。

表8 当量铀、γ能谱估算的空气吸收剂量率与实测空气吸收剂量率之间的误差分析

Table 8 The error analysis between the estimated and measured air absorbed dose rates by equivalent uranium and γ energy spectra

估算方式	测量地点	测量点位数量	\|相对误差\|/%			均方相对误差/%
估算方式	测量地点	测量点位数量	最小值	最大值	平均值	均方相对误差/%
利用Beck公式将γ能谱估算空气吸收剂量	桂阳县潘家村	257	0.0045	46.00	9.80	9.08
利用Beck公式将γ能谱估算空气吸收剂量	永兴县土桥村	244	0.22	45.24	12.94	9.26
利用FD3013测得的当量铀估算空气吸收剂量率	桂阳县潘家村	257	0.17	40.10	10.39	8.76
利用FD3013测得的当量铀估算空气吸收剂量率	永兴县土桥村	244	0.06	46.76	12.01	10.20

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由表8可见,由能谱估算空气吸收剂量率的准确性较好,相对误差的平均值均低于15%,与其他学者所做工作吻合。在C_K/C_U均值小于1、C_Th/C_U 均值小于3的情况下,由γ总量估算空气吸收剂量率的准确性也较好,基本与能谱估算空气吸收剂量率处于同一误差水平。实例表明本文研究方法取得的转换误差较小,可用于环境天然γ外照射水平评价。

根据曹龙生等^[21]研究显示,中国28个省市土壤中放射性核素⁴⁰K 、²³⁸U、²³²Th的含量按面积加权平均值分别为580.0、39.5、49.1 Bq/kg,则C_K/C_U、C_Th/C_U分别为0.58、3.78。因此,在国内大部分地区使用FD3013型仪器得到的总量数据可以根据系数估算为空气吸收剂量率,估算误差与能谱估算误差处于相同级别。因此,本文的转换方法在国内大部分区域可以有效应用,为快速评价环境外照射提供了便利。

4 结论

本文通过理论梳理、公式对比求系数,建立起地面γ总量与空气吸收剂量率之间的联系;通过标准模型测试,给出了利用标准模型推导γ总量数据转换为空气吸收剂量率系数的方法,及判断仪器b_K/b_U、b_Th/b_U值区间的具体操作手段;通过两个地区的野外数据采集和误差分析,表明在本文所使用仪器参数和土壤放射性核素含量比值较低的情况下γ总量转换为空气吸收剂量率有效。主要结论有:

1)通过公式推导,总结了γ总量仪器b_K/b_U=2.287、b_Th/b_U=0.430时,测量的γ总量与空气吸收剂量率满足严格线性关系,因此γ总量仪器的b_K/ ${b_{U}}_{、}$ b_Th/b_U值越接近这两个数值_,测得的γ总量转换为空气吸收剂量率越准确。给出了利用γ总量在标准模型上标定,取系数并估算空气吸收剂量率和判别仪器b_K/b_U、b_Th/b_U大致范围的简便方法。利用3台FD3013仪器,在标准模型上,分析推测该型仪器b_K/b_U值的可能区间为(1.56,2.37),b_Th/b_U值区间为(0.38,0.41)。

2)实例证明,在使用FD3013和FD3022-I仪器时,且C_K/C_U均值小于1、C_Th/C_U小于3时,γ总量、γ能谱估算转换的误差级别基本相同,均方根误差均小于15%。

3)国内C_K/C_U 、C_Th/C_U均值表明,很多地区可以利用FD3013仪器(或类似性能仪器)测得的γ总量数据估算空气吸收剂量率。该研究为利用铀矿普查数据,特别是利用γ总量普查数据转换为空气吸收剂量率,快速评价环境天然放射性提供了参考。

致谢

本文在成文过程中得到了湖南省电离辐射计量站宋平、上海申核仪器厂沈懿、核工业北京地质研究院杨龙泉协助,在此表示感谢!

参考文献

原文顺序

文献年度倒序

文中引用次数倒序

被引期刊影响因子

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Beck

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, DeCampo

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In situ Ge(Li) and Na(Tl) gamma-ray spectrometry

[R]. New York: Health and Safety Laboratory (AEC),1972.