研究性重水反应堆厂房外环境中子、γ剂量当量率的测定

测量了中国原子能科学研究院研究性重水反应堆厂房外周围环境中的中子、γ剂量当量率分布。反应堆在13MW热功率下运行时,其厂房外周围马路的平均中子剂量当量率达5.2nSv·h~(-1),约为天然中子本底的1.6倍;平均γ剂量当量率(不包括高剂量区的西马路数据)达124nSv·h~(-1),约为γ本底的1.3倍。还分析了反应堆厂房外西马路γ剂量率偏高的原因。     

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。     

研究性重水反应堆改建后的辐射防护评价

本文介绍了研究性重水反应堆改建后在辐射防护设施和管理方面的改进措施;及场所、环境辐射水平、个人剂量和放射性排放物的下降程度。改建后堆功率从10~4kw 增至1.5×10~4kw,而大厅、地下室和走廊的γ辐射水平,分别为改建前的15%、10%、和25%;放射性气溶胶排放量比改建前低1—2个数量级;废水排放量为改建前的25%;工作人员外照射最大年均剂量为年限制剂量当量的3.8%,仅为改建前的10—30%。     

反应堆快中子实验装置辐射场参数测量

利用多箔活化法测量了设计的反应堆快中子实验装置的中子能谱及中子注量,并采用Monte Carlo方法分析了能谱的不确定度.用热释光剂量片法测量了装置的γ剂量.装置各参数测量结果均达到了预期的设计指标.     

热释光探测器测量n-γ混合辐射场中子剂量

介绍了热释光探测器在n-γ混合辐射场中测量中子剂量的原理及测量方法,选择¹³⁷Cs参考辐射场进行刻度,²⁵²Cf n-γ混合辐射场进行验证。验证结果显示,热释光探测器对n-γ混合辐射场中子剂量测量误差最大为-8.92%。     

游泳池反应堆厂房外环境中n,γ辐射场的测定

反应堆、加速器以及各种n,γ辐射源正在各个领域中广泛应用,探清其n,γ辐射对周围环境的影响以便采取措施加以控制,这是很重要的问题,同时也为进一步搞好屏蔽设计提供可靠的依据。本文介绍的就是对游泳池反应堆周围辐射剂量场的测量和评价。     

中子、γ周围剂量当量率仪的研制

中子、γ周围剂量当量率仪由探头（高气压平行板复合电离室）、电压切换系统及弱电流测量系统三部分组成（图1）。     

研究性重水反应堆冷却回路~(16)N的测量和计算

一、前言重水反应堆运行时,由于重水本身受快中子的辐照,产生强放射性的~(16)N,它发射高能γ,是冷却回路γ放射性的主要来源。在设计冷却回路生物屏蔽层时,其厚度主要决定于~(16)N的γ源强。此外,国外很多动力堆还利用~(16)N的γ放射性强度来监测反应堆的热功率,它具有响应时间快、不引起通量畸变等优点。因此,确切地给出冷却回路重水中~(16)N的放射性强度,无论从为堆的安全运行提供辐射剂量数据,或是为冷却回路屏蔽设计提供经验均是很有意义的。本文叙述了在我国研究性重水堆上所采用的测量和计算冷却回路重水中~(16)N浓度的方法和结果。     

我国第一座研究性重水反应堆运行廿年的辐射防护评价

本文叙述了研究性重水反应堆运行20年来的辐射防护工作。工作人员所受集体剂量当量共计1537.59man·rem;平均每人每年受剂量当量0.62rem;反应堆运行1MWY 平均付出的集体剂量当量为34.63man·rem。释放到环境中的放射性物质低于容许限量。对工作人员全面医学检查结果,未见可资诊断的辐射损伤者。一回路磨损腐蚀产物活化生成的~(60)Co 是造成内外照射的主要核素之一。     

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%。     

四川大学五台加速器辐射防护情况的调查和测量

本文介绍了1982年4月“粒子加速器辐射防护规定编制小组”对四川大学五台加速器辐射防护状况调查与测量的主要结果,总结了防护设计和安全运行的经验教训,提出了改进与提高防护水平的建议。     

北京市环境外照射贯穿辐射剂量的测量

本文报道了北京市环境外照射贯穿辐射剂量的测量结果。天然外照射贯穿辐射剂量率的平均值为78.4mrad/y,地层γ辐射剂量率为48.1mrad/y。路面上的γ辐射剂量率为38.5mrad/y。     

Genie辐射测量系统介绍

介绍了世界著名的核仪器生产厂家美国ＣＡＮＢＥＲＲＡ集团公司的主流谱学系统Ｇｅｎｉｅ系统及其特点，比较详细地剖析了Ｇｅｎｉｅ－ＰＣ系统的硬件构成和软件结构以及网络特性，并给出了Ｇｅｎｉｅ－ＰＣ系统的标准配置，同时对用户关心的一些问题也进行了讨论。     

^60Co远距离治疗辐射剂量测量的标准化

叙述了用６０Ｃｏγ射线对恶性肿瘤实施治疗的现状，提出了在放疗剂量测量方面执行统一法规的紧迫性。介绍了根据ＩＡＥＡＴＲＳＮｏ．２７７技术报告测量和计算体模内校准点水的吸收剂量的方法。     

1.2m 回旋加速器检修时的辐射防护评价

本文报道了一台运行十七年的1.2m 回旋加速器在停机两个月后各主要活化部件的感生放射性水平和主要的感生放射性核素;给出了历年来检修人员所受剂量情况及检修工具、防护手套的污染水平,进而提出要重视对加速器检修过程中的剂量监测和检修时间的择选,以及对检修工具、防护用品的合理使用和管理。     

低温核供热堆热网回路的辐射安全评价

本文主要介绍低温核低热堆为防止放射性物质进入热网回路的安全措施，在正常和事故工况下热网回路水中的放射性水平及其对用户所受最大可能剂量的估计。结果表明，即使在发生概率极低的最严重事故条件下，热网回路水最大可能达到的放射性核素浓度也比天然水的本底浓度低１个量级，足以保证广大用户的安全。