环境电离模型辐射体源放射性核素活度浓度的HPGe γ谱仪就地测定

本工作建立了由圆柱型环境电离模型辐射体源发射的γ光子进入HPGe γ谱仪晶体发生相互作用以及γ光子能量沉积的物理数学模型,自编了蒙特卡罗(MC)模拟软件GED8.FOR;模拟计算了一台便携式就地HPGe γ谱仪(54.8 mm×57.9 mm,ε=30.3%,FWHM=1.71 keV)就地测量模型辐射体源内放射性核素活度浓度的校准因子.利用该谱仪对核工业放射性勘查计量站的圆柱型环境电离模型辐射体源内放射性核素活度浓度进行了就地测量分析,分别测得10个模型辐射体源内放射性核素(238U、226Ra、232Th和40K)的活度浓度值,并与上述模型辐射体源的取样分析结果进行比较.对各模型辐射体源内的主导放射性核素(即所掺矿粉且含量较高的核素)而言,两种方法的结果在±6.2%的偏差范围内吻合;对于非主导放射性核素偏差较大的原因进行了分析.     

便携式剂量率仪对现场废物包的定量测定

为探讨放射性废物包现场的定量测量,采用便携式剂量率仪直接测量废物包的空气吸收剂量率并反推废物比活度的方法,对含^{137Cs的土壤废物包定量测量问题进行了研究,实验与理论取得了一致的结果。论述采用该方法定量测量废物包需注意的问题,同时,对测量不确定度进行了简单分析,证明了该方法是含中高能γ放射性废物包定量测量快速可行的方法之一。}     

关于NORM开发利用设施退役源项调查方法的探讨

通过对以往实践经验进行总结,依照我国现行法规及技术标准,参考国际技术标准和国外良好实践,建立了一套适用于NORM开发利用设施退役源项调查的参考方法,并结合案例分析对调查方法的要点进行了探讨。这种方法的优点是,在保证调查结果可靠的前提下,将大量的实验室分析工作代之以现场监测,从而减轻了实验室的工作负担。希望对今后同类工作的开展提供参考。     

蒙特卡罗计算废物体活度浓度方法的研究

在放射性废物测量分拣工作中,为测定废物体的放射性水平,采用蒙特卡罗方法计算废物体的空气吸收剂量率,再结合现场测量的空气吸收剂量率,反推出放射性废物体的活度浓度。并通过与实验值的对比,验证了蒙特卡罗计算废物体活度浓度方法的可靠性。同时采用LabVIEW语言为这种基于蒙特卡罗计算废物体剂量率的方法设计了可视化界面,提供了简明的人机对话,可自动提取计算结果中的各类数据和信息,直接输出单位活度浓度废物体的吸收剂量率。     

圆柱体模型表面剂量率的MC模拟计算及实验比较

本工作采用美国洛斯阿拉莫斯（Los Alomos）编制的蒙特卡罗软件MCNP,对核工业航测遥感中心二级放射性计量站的地面圆柱体放射性模型（φ220cm×60cm,以下简称圆柱体模型）表面及上方不同高度处的空气吸收剂量率进行了模拟计算。 模拟计算中的几何边界处理是以圆柱体模型底面中心点为球心,以15m球半径作为圆柱体模型的上半球主气包络面时,底部以地平面作为包络面。当圆柱体模型内放射性核素发射的γ射线逃逸出上述包络面,则该光子的历史结束。     

某放射性废水蒸发池退役源项调查

近年来，我国即将有一批研究实验堆、核燃料循环设施和放射性实验设施进入退役阶段，而退役过程中一个重要的工作是源项调查，其主要目标是确定各类场所表面、物体等是否受到污染、污染类型及分布情况。源项调查结果将直接影响退役方案的制订和实施。本工作针对某放射性废水蒸发池退役进行的源项调查。     

某研究所放射性实验设施退役工程源项调查

辐射安全研究部监测与评价室2006年承担并完成了某研究所放射性实验设施退役工程的源项调查。源项调查在整个退役过程中是非常重要的一个环节，作为退役工程不可缺少的一部分，源项调查本身就是一个独立的工作，其结果为退役方案的制定、环境影响评价以及最终的退役实施提供最基础、最重要的依据。     

6 空间高能重带电粒子微剂量学基础研究

通过广泛的文献调研，对空间高能重带电粒子辐射场的来源、核素组成、能谱分布及其在近地空间范围的空间分布等进行了调研并获得了相应的资料。建立了高能重离子的微剂量学量随机模拟计算模型，并开发了相应的计算机程序。开展了空间高能重离子探测器的初步设计工作并进行了其响应的理论分析。     

大气气溶胶滞留时间计算和分析

基于放射性核素的衰变平衡条件,使用氡衰变链核素^210Pb、^210Bi和^210Po的参数对大气颗粒物的滞留时间做了理论推导。测量了我国20个城市近地面大气气溶胶的^210Pb和^210Po的活度浓度,得到^210Po／^210Pb活度浓度比值范围为0．28-0．86,对计算结果进行分析。     

基于α谱的尿中237Np的测量方法

²³⁷Np属于高毒组核素,吸入人体后,会产生内照射危害。基于尿样中²³⁷Np的分析测量既是常规监测的重要手段,也是研究职业工作人员人体²³⁷Np剂量水平的关键方法,通过共沉淀预浓集,讨论了尿样中²³⁷Np的前处理过程,系统地研究了TEVA萃取色谱树脂分离纯化和电沉积过程对²³⁷Np化学回收率的影响。结果表明：该法对²³⁷Np的化学回收率可达88.5%,方法检测限为2.55×10^-5 Bq/L。该分析方法满足常规监测要求,适用于大体积尿样中²³⁷Np的监测评价。