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《核电子学与探测技术》2017,(12)
为了评估回收192Ir工业探伤源操作人员有效剂量,根据南京2014年192Ir源辐射事故场景,利用MCNP程序构建男性MIRD人体模型、192Ir工业探伤源模型,对回收放射源操作人员在电离辐射场的吸收剂量率进行了计算;按指数衰减律拟合出吸收剂量率随一维空间变化的曲线和函数;采用积分法对操作人员手持1 m长柄工具,以2 m/s匀速靠近、夹起、转移放射源、将放射源放入铅屏蔽容器的回收过程的有效剂量进行了计算。结果表明:操作人员回收放射源操作,共花费时间为125 s,整个过程受照有效剂量为1.67 m Sv,与相关文献中个人剂量计的检测数值相吻合。 相似文献
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为模拟辐照室中辐照工位外的周围空间剂量场分布,采用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP建立钴-60辐照装置模型。以单板源架中心点为坐标原点的笛卡尔坐标系,考虑钴-60源的γ射线非自吸收和自吸收两种情况,研究坐标轴方向上每隔10 cm间距的空气平面的剂量率和坐标轴上剂量率的变化规律。结果表明,辐照室中辐照产品占满辐照工位的情况下,周围空间剂量场空气面剂量率整体较小;单板源架中心坐标轴上的剂量率变化规律更符合二项式拟合函数。在钴-60源γ射线自吸收情况下,单板源架端面坐标轴附近的空气面剂量率明显偏小,且随着空气面远离单板源架,空气面上的高剂量率区域向两侧移动;在钴-60源γ射线非自吸收情况下,单板源架端面处的空气面高剂量区域始终位于坐标轴附近。MCNP理论模拟计算分析对于利用钴-60辐照装置辐照工位外的周围空间剂量场具有重要的实际指导意义。 相似文献
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高剂量率铱-192微型源在水模中的剂量分布计算 总被引:1,自引:0,他引:1
根据核通公司提供的高剂量率(HDR)微型铱源(Ir-192)的结构,计算其在水模体中的剂量分布情况,为后装治疗中的物理剂量优化提供数据.方法是采用蒙特卡罗程序(EGSnrc)计算源中垂轴上(径向)的剂量分布和中心轴方向紧靠不锈钢外壳处的剂量分布.计算结果表明源中垂轴上剂量随离轴距离的增加递减,中垂轴外的剂量分布呈各项异性,不锈钢外壳对剂量计算的影响可以忽略. 相似文献
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本文描述了~(192)Irγ照相源的生产原理、生产工艺、质量控制和产品性能。~(192)Irγ照相源用金属铱粒或铱片作为靶材料,在高通量反应堆照射,通过~(191)Ir(n,γ)~(192)Ir核反应,生成高比活度~(192)Ir。照射过的铱靶经过在热室内加工处理后制成~(192)Irγ照相源。源的质量达到了规定的要求。 相似文献
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用蒙特卡罗方法模拟计算高气压电离室对60Co和137Cs源的空气吸收剂量率因子,并在标准参考辐射场中进行对应刻度。计算和刻度结果表明:对137Cs点源,高气压电离室空气吸收剂量率因子的计算值与刻度值间的相对偏差为0.65%;对60Co点源,两者之间的相对偏差为-5.5%。计算值与刻度值在不确定度内一致。 相似文献
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本文介绍了国产TS—1型手提式铱-192γ射线探伤机的结构特点,曝光时间计算方法,以及各种工件的透照工艺。 相似文献
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《核标准计量与质量》1995,(3)
各有关单位:现将《后装治疗用铱192y源》等5项强制性行业标准和《陆相沉积盆地铀矿找矿指南》等50项推荐性行业标准予以颁布,自1995年11月1日起实施,标准文本由核工业标准化研究所负责出版发行。附件:标准目录“及有关报批资料中国核工业总公司一九九五年七月四日中国核工业总公司文件 核总科发[1995]107号——关子颁布《后装治疗用铱192γ源》等五十五项核行业标准的通知$中国核工业总公司 相似文献