首页 > 文献资料
-
环境电离辐射体源表面剂量率的MC模拟计算及实验比较
目的对核工业地质勘查计量站的8个圆柱型环境电离辐射体源和两个本底模型上方不同高度处的空气吸收剂量率进行较为准确的定值.方法采用蒙特卡罗软件MCNP,对上述环境电离辐射体源和本底模型上方的空气吸收剂量率进行了模拟计算,采用1台高气压电离室剂量率仪对各环境电离辐射体源和本底模型上方不同高度处的空气吸收剂量率进行了实测,模拟计算结果与实测结果以及其他工作者过去所作的剂量率测量和计算结果进行了比较.结果MC模拟计算值与其他工作者得到的空气吸收剂量率理论值吻合较好,大偏差小于10%,一般偏差小于±5%.结论只要各种输入参数准确,采用MC模拟计算,可以得到辐射体源和本底模型上方不同高度处较准确(3%不确定度)的空气吸收剂量率模拟计算值.
-
一起放射事故受照射者的生物剂量估算
通常以物理和生物两种方法来估算事故受照射者的剂量,在某些特殊条件下后者更具优点.广东某地一单位于1998年11月15日发生一起密封型192Ir放射源多用途探伤机丢失事故,其源活度为600 GBq,该机被废旧物收购店收购后由店主砸破,致放射源完全裸露(源未破损),使多人受到意外照射(1米处,空气吸收剂量率为4.10 mGy/h).现将受照人员染色体畸变分析估算受照剂量的结果报道如下.
-
海宁市环境γ辐射空气吸收剂量率调查
2002年我国大陆第1个核电站--秦山核电站1期工程并网发电已经整整10年了秦山核电2期、3期分别于2002年5月～2003年6月期间投入商业运行.为进一步掌握海宁市环境γ辐射空气吸收剂量率的基础资料,海宁市疾病预防控制中心在浙江省疾病预防控制中心职业卫生与辐射防护所的支持下,于2002年8月～2002年11月进行了海宁市环境γ辐射空气吸收剂量率调查,现将调查结果报道如下.
-
“华北核雾染说”不科学
“以上关联,完全是我自己的理论推断.”美国西部时间2014年1月11日凌晨4点,自称在美国西海岸从事电脑行业工作的马可安给记者发来邮件.记者注意到,国家核安全局官方网站公布的辐射环境监测数据显示,2012年8月至今,全国辐射环境自动监测站空气吸收剂量率均处于“正常水平”.“我觉得这之间必然有联系”马可安告诉记者,他对所谓“核雾染”的关注始于2013年年初.当时,他阅读了一篇英文报道,称内蒙古发现了与煤矿伴生的大铀矿.
-
太阳风暴爆发期间平均空气吸收剂量率的监测
目的：观察太阳风暴爆发期间空气吸收剂量率的变化和对人体产生的剂量当量。方法：每天将热释光剂量计(TLD)放置在室外的不同位置受照，对太阳爆发期间的空气吸收 剂量率进行连续监测。结果：太阳风暴爆发期间大空气吸收剂量率为33.5×10-8 Gy/h，对人产生的剂量 当量为3.5 μ Sv。结论：此次太阳风暴爆发对人体产生的剂量当量远低于国际放射防护委员会(ICRP)对 公众成员受照的年剂量当量限值(1 mSv)。
-
正电子发射断层扫描受检者体外空气吸收剂量率计算
目的 探讨正电子发射断层扫描仪(PET)受检者体外空气吸收剂量率的检测计算方法.方法 根据将受检者视为点源、线源计算方法和根据AAPM Task Group 108:PET and PET/CT Shielding推荐的计算方法计算PET受检者体外空气吸收剂量率,并与实际检测结果分析比较.结果 实际测量值为点源计算结果的65.6％～75.2％,线源计算结果为点源计算结果的82％～95％,AAPM推荐计算值为点源计算结果的64.3％.结论 将受检者视为点源、线源的计算结果与实测值偏差较大,AAPM Task Group 108推荐的计算结果与检测结果较为接近,但仍存在一定偏差.
关键词： 正电子发射断层扫描仪(PET) 辐射防护 空气吸收剂量率 -
福清核电站运行前环境γ辐射水平及所致居民剂量估算
目的 调查福清核电站运行前环境地表γ辐射剂量率及其所致居民暴露剂量.方法 按照《环境地表γ辐射剂量率测定规范》(GB/T 14583-1993)和《辐射环境监测技术规范》(HJ/T 61-2001)的要求,用GPS全球定位器确定监测点位置,选择17个监测点作为调查区,用Radalert 100 Nuclear放射性检测仪测量环境γ辐射空气吸收剂量率,估算居民暴露剂量.结果 核电站周围17个监测点的环境地表γ辐射空气吸收剂量率居室内变化范围为96 ～238nGy/h,平均值为191 nGy/h,居室外变化范围为73～177 nGy/h,平均值为144 nGy/h,由环境辐射外照射致福清市居民人均年有效剂量为1113.6 μSv,集体年有效剂量为1375.1 man·Sv.结论 福清核电站周围地表γ辐射空气吸收剂量率水平属于福建省正常环境放射性本底水平.
-
青岛地区天然放射性填图技术方法研究
目的 探讨适合青岛地区的天然放射性填图技术方法.方法 分别采用FD-3022γ谱仪、HPCe γ谱仪、CKL-3120X-γ剂量率仪、FD-3017RaA测氡仪和ERS-2型测氡仪测量土壤中核素含量、氡的浓度、土壤表面氡析出率,并对结果分析比较.结果 地表核素含量现场测量与试验室分析平均值的误差:238U为-0.31 × 10-6,232Th为0.88×10-6,钾为0.58%;空气剂量率直接测量和间接计算结果相对误差为11%.结论 青岛地区天然放射性填图可以选择有限的剖面,采用地质系统现有的仪器,按照一系列规范的操作方法,现场测量剂量率、核素含量和氡析出率.
-
湖北省国控点天然γ辐射空气吸收剂量率研究
使用我国新一代X-γ剂量率测量仪对湖北省9个国控点进行了天然γ辐射空气吸收剂量率的测量,建立了剂量率与剂量当量的数学模型,计算了9个国控点地区人均年有效剂量当量.结果表明,9个国控点地区的剂量率在59.336～141.638 nGy/h,天然γ辐射致公众人均年有效剂量当量为0.390～0.931 mSv;9个国控点地区天然γ辐射均属正常天然本底水平.
-
某教研室天然外照射和表面沾染情况调查
我国1983-1990年,完成了全国环境天然电离辐射水平调查,结果显示我国居民所受天然辐射的年有效剂量平均为2 200 μSv,但对一些特殊场所天然辐射水平的调查对其有补充意义[1].人类除受天然辐射的照射外,还可能受到其他的附加照射.当工作场所受到放射性核素污染时,在一定范围内利用辐射仪可测出其大小和污染范围.
-
某钴源室周围环境辐射剂量测定
目的研究某钴源室周围环境的辐射剂量变化,为个人剂量监测提供依据.方法用瞬时法和累积法对钴源工作室及周围环境进行测量.结果实验组与对照组均稍高于四川省室内、外空气吸收剂量率.累积法测得的结果稍小于瞬时法.结论某钴源室内外的空气吸收剂量率,仍在我国天然辐射正常范围之内,钴源运行状态下的工作人员是安全的.
-
60钴废源就地封存方法及安全评价
某部营区深井内有一个钴源，原作科研实验用．因铜质盛源架锈蚀，放射源已无法从管中取出送废源库处理。为了防止该源丢失、泄漏，保障周围人员安全和环境不受污染，我们采取了就地水泥封固存放方法，达到了安全有效目的。现报告如下。1 材料与方法1．1 废源简介该废源位于深0．4m、长1．8m、宽1．4m的井底。井底厚0．5m，进壁厚)．25m．均为钢筋混凝土结构。该源放射性活度为22．6TBq(613ci)，被加工成21根15×90mm的钴棒。1．2 封存方法及程序①封存原理：参照文献〔1〕，按照射量率与放射性活度的关系理论计算．源井上方空气吸收剂量率为0．58Gy·h-1．若使源井射线减弱系数为5×107倍时．需要用1．71m厚的混凝土复盖，复盖后源井上方空气吸收剂量率为1．2×10-8Gy·h。该源经过10个半衰期(半衰期为5．3年)即53年后，衰变为22．15GBq(0．59ci)，此剂量对周围人员和环境不会构成太大的威胁。②封存操作程序：在FD-71A型辐射仪监测下．先用长柄钳试取放射源，已无法从盛源架取出；采贮源井水样检测，未发现有污染。因此，我们按预定方案．将盛源架置井底中部位置，尔后将井水抽干．再用500#水泥混凝土一次浇灌全井，形成长、宽、高为1．8m×1．4m×0．4m的巨大混凝土块。后在其表面用瓷片镶嵌“危险!此地4m深处有水泥封存60钴γ放射
