中子巡测仪的适用性与定度

ICRU 39号报告定义了一个称之为周围剂量当量的辐射量,即齐向扩展场AP照射条件下ICRU球体(直径30cm,密度为1g/cm~3的组织等效球体)内10mm深度处的剂量当量,用符号H~*(10)表示。按此量定度的仪器,可用来定量地估计强贯穿辐射所致有效剂量当量H_E。可是,现有中子巡测仪或雷姆仪是按ICRP 21号出版物推荐的非球形受体中的最大剂量当量H_M定度的,此类仪器可否适用于周围剂量当量测量,这个问题尚须探讨。     

关于现有X,γ射线防护监测仪对测量光子周围剂量当量适用性的探讨

本文扼要地论述了现有 X,γ射线防护监测仪对测量 ICRU 第39号报告定义的周围剂量当量的适用性问题。     

利用改进的正比源法测定辐射探测系统的死时间

死时间是辐射探测系统的重要参数之一,其大小决定于探测系统的类型和工作条件。如果死时间的大小与计数率无关,则它与计数率之间的关系可表示为:     

新的辐射防护量

国际辐射单位与测量委员会(简称ICRU)于1985年2月发表了第39号报告,题为“外部辐射源产生的剂量当量的测定”。该报告在引入两类辐射和两种辐射场的概念之后,     

慢化球中子探测器的有效中心

本文按三种不同形式的微分响应函数计算了球探测器对点源的响应。结果表明,探测器的有效中心在近源半球内,相对几何中心的位移小于1/3球半径。当源与探测器中心之间的距离 D 大于球半径γ约1倍时,对点源响应的实测值乘以1/(1+δγ~2/D~2),将与宽平行束的响应一致;此处δ是依赖于中子能量的系数,其值在1/6—1/4之间。在多数情况下,可忽略探测器的有效中心与几何中心的差异,例如D/γ大于3、5和7时,所引入的误差分别小于3%、1%和0.5%。理论值与利克计数器对~(241)Am-Be 源响应的实验值作了比较,二者在实验误差范围内较好地符合。     

~(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     

电离辐射的品质因数

本文扼要地介绍现用的辐射品质因数的局限性和 ICRU 第40号报告所建议的 Q 值,并就有关问题进行讨论。建议在辐射防护实践中暂不引入新推荐的 Q 值,但须密切注视 ICRP 的动向的指出目前应开展有关的学术活动,研究应取的态度和政策的     

研究性重水反应堆厂房内场所与个人中子、γ剂量当量的测定

本文报道中国原子能科学研究院研究性重水反应堆厂房内场所与个人中子、γ剂量当量的测量方法和结果。1985年度,堆运行4440h,平均热功率为11MW,堆厂房地下室、大厅、1—3楼走廊和实验室等区域,全年累积的场所中子、γ剂量当量分别为12.2、11.6、0.45和0.23cSv,任一工作区内,中子剂量当量的份额小于21%;堆厂房工作人员个人中子、γ年剂量当量约为0.49cSv,以γ剂量当量为主。对测量方法作了现场比较。