高灵敏度中子雷姆计数器的研制

本文介绍了两种高灵敏度中子雷姆计数器(NR 1和NR 2)的结构与性能。在热能-17MeV能区,NR 1计数器的剂量探测范围约为10~(-4)—10~2mrem/h,中子剂量灵敏度为140cps/mrem·h~(-1);在热能-7Mev能区,NR2计数器的剂量探测范围约为10~(-4)—65mrem/h,灵敏度为209cps/mrem·h~(-1)。并在现场与2202D型可携式中子雷姆仪(瑞典制)作了比对,在中子近似垂直入射计数器轴线时,±10%内相符。     

裂变径迹个人中子剂量计

本文叙述了~(285)U-涤纶和~(282)Th-涤纶两种裂变径迹中子剂量计,配用一台火花计数器,实现了径迹的自动计数。计算了利用不同的(n,f)反应探测中子注量和剂量的灵敏度,以及~(282)Th探测器的拉德响应系数。火花计数的线性区域可达到(0.3～1.5)×10~3火花/厘米~2,相应的可测剂量范围约为20毫雷姆—60雷姆。     

~(241)Am-Be源和~(226)Ra-Be源的中子注量-剂量换算系数

在中子剂量仪表刻度和中子剂量计算中经常遇到单位注量中子与比释动能、吸收剂量、剂量当量之间的换算关系。它们之间的数值关系通常称为中子注量-剂量换算系数。在《放射防护规定》中规定职业放射性工作人员最大容许剂量当量为每年5雷姆。同时又对2.5毫雷姆/小时对应的中子通量(中子/厘米~2·秒)进行了规定(见附表1第7栏)。国际辐射防     

卡尔斯鲁厄核研究中心的安全报告

【西德《原子与电流》1985年第3期第107页报道】1984年卡尔斯鲁厄核研究中心受辐射防护监测的职业外辐照剂量平均为40毫雷姆/年。这个数值和去年相同。与天然辐照剂量约80毫雷姆/年同处一个数量级。     

2004年美国核电厂工作人员的平均集体剂量降至有史以来最低水平

【美国核管会网站2005年6月30日报道】美国核管会(NRC)对美国核电厂工作人员辐照剂量进行的最新调查结果表明,2004年,美国核电厂工作人员的集体剂量平均为100人?雷姆,为有史以来最低水平,是10年前记录的50%。为了计算核电厂工作人员的集体剂量,需要对个人剂量进行加和,并将计算结果用‘人·雷姆’表示。美国人每年因各种放射源照射而受到的剂量平均约为360毫雷姆,核电厂工作人员因职业原因每年额外受到的剂量平均约为160毫雷姆。NRC规定核电厂的工作人员每年所受到的职业辐射剂量最多为5000毫雷姆。NRC核反应堆监管办公室检查计划管理处…     

研究性重水反应堆内壳更换的辐射防护

本文叙述了在更换研究性重水反应堆内壳中的辐射防护方法、辐射监测与评价。所采取的辐射安全管理和辐射防护措施有效地保证了工作人员、工作场所及周围环境的安全。更换内壳所用集体剂量当量为23.37人·雷姆,其中外照射为22.4人·雷姆,它主要来自~(60)Co 的贡献。氚所产生的集体剂量当量为0.97人·雷姆,其它核素的污染均小于 MPBB的0.15%。     

BH3105型高灵敏中子剂量当量仪

考虑到在传统的“吸收筛”设计原理框架内难以设计成高灵敏度中子剂量当量测量仪,研制了一种基于全新的中子剂量生物等效调整原理——“吸收棒”法的BH3105高灵敏度中子剂量当量仪。该仪器的灵敏度达10cps/(μSv·h~(-1)),比国外同类仪器高18～40倍,比国产FJ342型中子雷姆仪高约10~4倍。其量程范围为0.1～1Sv/h,比同类仪器扩展1～2个     

BH3105型高灵敏中子剂量当量仪

考虑到在传统的“吸收筛”设计原理框架内难以设计成高灵敏度中子剂量当量测量仪,研制了一种基于全新的中子剂量生物等效调整原理——“吸收棒”法的BH3105高灵敏度中子剂量当量仪。该仪器的灵敏度达10cps/(μSv·h~(-1)),比国外同类仪器高18～40倍,比国产FJ342型中子雷姆仪高约10~4倍。其量程范围为0.1～1Sv/h,比同类仪器扩展1～2个量级。其它性能,如耐γ性能、能量响应及方向性等,皆达到与超过国外同类产品水平。     

无屏蔽条件下用25.4cm单球雷姆计测量中能重离子反应中子剂量当量的理论修正

用重离子反应出射中子能谱和角分布估算了用25.4cm单球雷姆计测量100MeV/u~(12)C+C和41.7MeV/u~(12)C+Fe两个重离子反应中子剂量当量时的理论修正系数。     

~(252)Cf自发裂变中子剂量参数的计算

本文基于新近发表的~(252)Cf自发裂变中子谱和单能中子剂量换算系数,计算了~(252)Cf自发裂变中子的剂量参数。裂变中子谱的拟合函数为麦克斯韦分布,平均能量为2.13兆电子伏。计算得到的剂量当量和吸收剂量换算系数为3.32×10~(-8)雷姆/中子/厘米~2和3.63×     

英国核废物的管理

【西德《原子与电流》1983年第1期第11页报道】在整个放射性废物的管理中,英国政府遵循下述目标:1)减少个人和集体的照射剂量。2)工作人员的年剂量当量小于0.5雷姆,终身剂量不得大于7雷姆。3)尽量少产生废物并重视费用——效益分析。表1列出英国放射性废物的数量。     

累积式球形中子雷姆仪

本文描述一个直径为25厘米的聚乙烯球中子雷姆仪。中心探测器为热释光元件氟化锂。其响应近似正比于雷姆曲线。该仪器的响应与雷姆曲线比较,热中子的响应在±2%以内符合;0.2～7兆电子伏能量范围内,在±10%以内符合;7兆电子伏能量以上,响应随能量的增加而下降,至14兆电子伏,约比雷姆曲线低40%。该仪器可用于超临界事故现场和反应堆周围等固定场所,以测定中子剂量当量。     

美国人接受的天然辐射剂量比过去估算的约高一倍

【美国《核新闻》1987年12月号第109页报道】美国国家辐射防护和测量委员会(NC-RP)在最近公布的 NCRP-93报告中说,美国人接受的年平均辐照剂量不是过去估算的170-200毫雷姆,而是约360毫雷姆,因为这次考虑了渗入室内的氡气的效应。在这约     

氚的几项重要数据

放射性衰变方式半衰期电子最大能量、 平均能量1克氖的放射性储且天然产生的量天然储量总储量核武器产生的总产量水域中的益含最核试验前雨水 中的含量核试验开始后雨 水中的含量河流、海洋等 尽一(电子) 12.3年18·6千电子伏、 5·7千电子伏 10石居里10“居里/年 10“居里3·10“居里5.10。居里由于氛产生的<1毫雷姆/年由于天然钾一40产生的15毫雷姆/年天然的总辐射剂量no毫雷姆/年核电站中产生的流孟沸水堆10一“居里/兆瓦年压水堆16居里/兆瓦年重水堆2·10”居里/兆瓦年目前总量2·10“居里/兆瓦年氛的释放量林根核电站(占生成纽的1%)比…     

研究性重水反应堆改建的辐射防护评价

本文叙述了研究性重水反应堆改建过程中辐射防护工作的计划和实践。改建期间(1978.12—1980.6)工作人员的集体剂量当量为168人·雷姆。每人每年平均所受外照射剂量当量为0.49雷姆。~(60)Co 是辐射的主要来源。稳定性钴在重水一次回路表面的分布是均匀的。反应堆内壳的放射性强度:~(60)Co 为24居里;~(65)Zn 为6.9居里,研究性重水反应堆改建的目的是:更换已运行二十多年的反应堆内壳,改变堆芯结     

前剂量和退火温度对石英热释光剂量学特性的影响

对下述石英剂量学特性进行了研究:(1)石英的剂量灵敏度在不同退火温度下随不同前剂量的变化;(2)使石英的剂量灵敏度恢复到原有水平的最佳退火温度的选择;(3)在500℃,8小时退火温度时,石英的剂量灵敏度随退火时间的变化;(4)经前剂量照射的石英样品在700℃,3小时退火后石英的剂量灵敏度恢复到原有水平的可能性。结果表明,在700℃,3小时的退火条件下,可使石英的剂量灵敏度变化最小,并几乎恢复了其原有水平。     

高灵敏中子剂量当量率仪的能量和剂量响应校准

参考国内标准化和国际标准化组织（ISO）及国际电工委员会（IEC）对中子（率）仪校准的相应标准,对已设计、加工、组装完毕的1台长圆柱状、较大体积、高灵敏中子剂量当量率仪,在宽能区（热中子～20MeV）内进行了能量响应和剂量灵敏度的实验校准。本文介绍了仪器能谱响应函数曲线实验校准方法、实验方案和结果分析,给出了仪器的综合灵敏度48.9s－1/（µSv•h－1）及在3种特征能谱中的剂量响应。     

人体内铯-137排泄速率的观察

本文对一例内污染病人 Zh 体内铯-137的排泄规律进行了讨论,给出了尿铯、粪铯排泄方程及其生物半排期(89天),并估算了铯-137的初始体负荷量,其值为1.9微居里,剂量负担为0.1雷姆。     

西德的天然和人为照射量

【西德《原子经济》1986年第7期第3页报道】根据西德-瑞士辐射防护专业联合会的报告,西德居民每年受天然的和人为的照射量达4毫希(mSv/a),用老单位计算每年达400毫雷姆(mrem/a)。地面辐射和房屋中氡所产生的照射剂量在区域和局部都有很大差别。     

宽能区中子雷姆仪结构研究

应用MCNP和FLUKA程序,对不同结构宽能区中子雷姆仪的能量响应进行计算,并将计算结果与国际辐射防护委员会(ICRP)推荐的响应曲线迸行了比较分析.计算结果表明:在普通A-B中子雷姆仪结构中加入铅层,能够极大地提高其对高能中子的能量响应,铅层布置和厚度的不同对中子雷姆仪的能量响应有一定的影响.铅层单层布置结构形式雷姆仪的能量响应好于双层布置.铅层加在内层厚度为0.4cm时,雷姆仪的能量响应曲线与ICRP推荐的标准曲线符合较好.