退役火警源回收处理环境影响研究

含有~(241)Am源的火灾报警器,是各类公共建筑物的消防必备设备,其使用数量惊人。每年有大量的火灾报警器达到使用寿期(退役),并且火警源生产过程也会产生大量贵金属和含~(241)Am的边脚料,对它们实施适当的回收处理可节约资源和保护环境。本工作将对该回收工艺的安全和环境影响进行评估。     

拆除钚沾污手套箱时的辐射防护问题

本文叙述了拆除两个钚沾污手套箱的辐射防护工作。手套箱经去污后,估计还残留有1.2毫居里的α放射性。采用喷漆复盖污染面的方法等安全防护措施后,在前区进行拆卸。现场监测结果表明,空气中α放射性气溶胶浓度最大值为1.1×10~(-15)居里/升,很少发现有表面污染现象。     

放射性同位素和辐射技术应用中的辐射防护现状及其对策

本文从辐射安全管理、放射性同位素的包装和运输、生产设备、辐射仪表和辐射监测、放射性废物管理和人员培训等方面对放射性同位素和辐射技术应用领域中的辐射防护现状进行了评述,并且对今后加强上述诸方面的辐射防护工作提出了初步的建议。     

气体,水蒸汽和放射性核素对乳胶手套渗透性能的测定

本文分别用二种方法测定了用于操作放射性物质的三种材料(天然橡胶、氯丁和丁基橡胶)制成的乳胶手套薄膜的透气系数P_g、透气量Q_g、透湿系数P_v、透湿量Q_y和对~(210)Po等放射性核素的渗透系数。用真空压力法测得的三种材料四种气体(H_2、CO_2、O_2、N_2)的P_g值为(4.04×10~(-2)—3.66)×10~(-10)cm~2·s~(-1)·mmHg~(-1),Q_g值为(0.0249—2.18)×10~(-8)m~3·m~(-2)·d~(-1)·Pa~(-1);用重量法(透湿杯法)测得的三种材料五种型号手套薄膜的P_v值(0.157—2.23)×10~(-11)g·cm·cm~(-2)·s~(-1)·mmHg~(-1);Q_v值为0.30—20.3g·m~(-2)·d~(-1);用透湿杯法测得的对~(210)Po的渗透系数为1.42×10~(-2)—67.9mL·m~(-2)·d~(-1)。     

油田测井中使用放射性核素的几个辐射防护问题

本文叙述了油田测井中使用放射性核素时可能存在的潜在危险,提出了旨在减少工作人员受照水平和保护环境在操作、运输、储存、辐射监测和教育培训等方面的一些措施和要求。     

辐射工作场所改造中的辐射监测与管理

主要介绍辐射工作场所改造前期的辐射监测与管理经验。在辐射场所改造前期,预先对改造场所进行调查,制定工作计划,选择合适的仪器和设备,设计监测流程,培训人员并结合实际进行现场处理,较好地完成了前期去污、拆除和场所清理工作,为辐射场所改造中后期工作的顺利开展打下了坚实的基础。     

用137Cs放射源替代18F检验PET专用工作箱屏蔽效果的换算公式

依据γ点源屏蔽计算公式，采用137Csγ点源替代18F核素推导出检验PET专用工作箱屏蔽效果的换算公式。鉴于剂量当量率与γ点源活度的正比关系，计算出在18F达最大操作量时参考点处的剂量当量率。以此作为评价PET专用工作箱屏蔽效果的依据。     

90Sr/90Y前列腺增生治疗器辐射场特性的实验测定

^90Sr／^90Y前列腺增生治疗器辐射场特性的实验测定,可以为医疗实践和治疗机理研究提供必需的剂量学参数和辐射场变化的物理图像。在水一有机玻璃人体模型中,用LiF热释光探测器作^90Sr／^90Y弧面源直肠型前列腺增生治疗器的剂量分布测定,得到336个不同位置处的吸收剂量值。以磁偏转法和有机玻璃过滤技术为基础,在空气中作直肠型治疗器的轫致辐射剂量份额研究,结果表明,轫致辐射剂量份额DR与探测器位置有关;在^90Sr／^90Y的β粒子在机体组织中最大射程处,轫致辐射剂量份额最大不超过0．15％。以有机玻璃为组织等效材料,用BaF2探测器作核辐射的计数测量,得到了前列腺增生治疗器产生的核辐射在组织中变化的大概物理图象,并且与相应的剂量学数据的变化趋势完全符合。     

^60Co辐照装置运行的辐射防护评价

从辐射防护角度，对一座２．８ＰＢｑ＾６０Ｃｏ辐照装置运行近１０年的辐射安全进行总结与评价。     

核仪器在土建工程中应用的辐射防护和安全管理

本文简述了土建工程中使用核仪器的防护原则、要求和防护方法;综述了一些文献对核仪器结构设计的幅射防护要求;指出了使用中可能出现的问题和管理方面的要求。