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。     

β剂量刻度用的天然铀块外照射剂量分布

本文总结了天然铀(+子体)块作为β射线外照射吸收剂量刻度用参考标准源的7个优点。用组织等效外推电离室测量了天然铀照射聚乙烯材料时的深部剂量分布。用裸露胶片测量了源中心轴上空气中浅表吸收剂量随源到探测器距离的变化,以及不同距离处垂直于中心轴的平面上剂量场的均匀性。指出了按照ICRU第39号报告提出的定向剂量当量H’(0.007)和浅表个人剂量当量H_?(0.007),用这种源刻度环境或工作场所监测仪表和个人剂量计时应注意的问题。最后把测量值与根据天然铀及其主要子体的复杂能谱进行的初步理论估算值进行了比较,符合较好。     

云南省临沧地区环境贯穿辐射剂量水平调查

本文报道了我国铀矿资源地之一的临沧地区环境γ辐射剂量水平及当地居民所接受剂量的估算值。临沧地区天然外照射贯穿辐射空气吸收剂量率为。原野1.20×10~(-7)TGyh~(-1),道路1.23×10~(-7)Gyh~(-1),房屋1.42×10~(-7)Gyh~(-1);当地居民所受γ辐射有效剂量当量为:室外0.75mSva~(-1),室内0.87mSva~(-1)。     

某核设施周围土壤中137Cs放射性水平及所致居民外照射剂量评价

¹³⁷Cs是核设施环境监测中重点关注的人工放射性核素。对2012—2021年某核设施周围土壤中¹³⁷Cs放射性水平进行了统计分析,与同类核设施进行了对比,建立了一套针对土壤中¹³⁷Cs所致居民外照射剂量的本底扣除方法,估算了该核设施周围土壤中¹³⁷Cs所致居民外照射剂量。结果表明：2012—2021年期间该核设施周围土壤样品中¹³⁷Cs的活度浓度平均值呈现出先下降后回升的趋势,近10年平均值1.81 Bq/kg,略高于同类核设施。从监测点位来看,¹³⁷Cs活度浓度平均值较高的6个点位中有4个分布在该核设施周围2 km半径内。该核设施周围土壤样品中的¹³⁷Cs所致居民年均外照射有效剂量为1.32μSv,仅为核设施公众年剂量目标值的0.5%。     

北京市环境天然贯穿辐射水平调查研究

本文报道了北京市环境天然贯穿辐射水平的调查方法和结果。北京市市区以1×1 km 网格布点83个,郊区县以10×10 km 网格布点173个,共布设网格点256个,各类加密点131个。调查结果表明:(1)北京市原野γ辐射剂量率按面积、人口和网格点加权均值分别为56.4、50.1和56.2nGy·h~(-1)。西部和北部山区较高,东南部平原区较低;(2)道路γ辐射剂量率按网格点均值为49.3nGy·h~(-1);(3)室内γ辐射剂量率按人口和网格点加权均值分别为77.1和83.5 nGy·h~(-1);(4)宇宙射线电离成份(不包括中子)所致空气吸收剂量率按测点和按人口加权的均值,室内分别为29.0和27.5 nGy·h~(-1),室外分别为32.3和30.8 nGy·h~(-1);(5)天然贯穿辐射剂量率(不包括中子成分)按测点和按人口加权的均值,室内分别为112.8和104.5 nGy·h~(-1),室外分别为88.7和81.3 nGy·h~(-1);(6)天然γ辐射、宇宙射线和天然贯穿辐射所致的北京市人均年有效剂量当量分别为0.43、0.25和0.68 mSv,全市集体年有效剂量当量分别为4.0、2.3和6.3×10~3人·Sv。     

放射性矿产勘探区环境评价中地面外照射剂量估算的方法

针对放射性矿产勘探区环境评价中外照射问题,提出了合理可行的地面辐射本底水平和居民受照时间的确定方法。     

田湾核电站弱贯穿辐射调查与个人剂量监测

在田湾核电站两次大修换料期间,对1、2号机组开展了弱贯穿辐射调查,主要工作包括可能存在较高弱贯穿辐射风险场所的辐射剂量率监测、部分代表性工作人员受到的弱贯穿辐射剂量监测、防护用品的防护效果测试等。由弱贯穿辐射测量结果可知,田湾核电站各检修设备表面沉积的放射性核素基本一致,主要包含⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁹⁵Nb、⁹⁵Zr、⁵¹Cr、¹²⁴Sb、⁵⁴Mn、^110mAg、⁵⁹Fe等,其伴随发射的β射线能量主要集中在600 keV以下。其中测得主泵剂量率比值H’(3)/H^*(10)最大值为2.08,H’(0.07)/H^*(10)最大值为34.9;蒸汽发生器H’(3)/H^*(10)最大值为2.58,H’(0.07)/H^*(10)最大值为10.7;堆本体H’(3)/H^*(10)最大值为1.25,H...     

大亚湾核电厂弱贯穿辐射监测评价

在大亚湾核电厂换料大修期间,利用自行研制的场所辐射监测仪表和个人剂量计对不同工作场所的弱贯穿辐射进行了监测。本文介绍监测的方法和结果,对监测结果进行了初步的分析和评价,并就今后的弱贯穿辐射监测计划和防护措施提出了建议。     

长沙市环境外照射贯穿辐射剂量水平的测量与评价

一、引言天然辐射源可能是给人类带来照射的最大辐射源,从五十年代起国外就已开始研究天然辐射。为了更好地应用核技术和保护环境,本文测量了长沙市环境外照射贯穿辐射剂量,以期积累一些资料。由于中子成分在空气中产生的吸收剂量所占份额很小,故本文测量的贯穿辐射未包括此部份。二、方法居民所受天然外照射贯穿辐射包括:(1)建筑材料和地层γ辐射对居民性腺产生的剂量,其年吸收剂量D(mrad/y)可按下式计算。     

江西省环境天然贯穿辐射水平调查研究

本文主要报道江西省环境天然贯穿辐射水平的调查方法和结果。全省以10×10km 网格均匀布点,共布设网格点1360个,各类加密点460个。调查结果表明:(1)全省原野γ辐射剂量率(离地1m高处的空气吸收剂量率,下同)按点、面积和人口的加权均值分别是7.33、7.24和6.91×10~(-(?))Gyh~(-1);(2)全省道路γ辐射剂量率按点平均为7.36×10~(-(?))Gyh~(-1);(3)全省建筑物室内γ辐射剂量率按点和按人口加权均值分别为10.67和10.39×10~(-(?))Gyh~(-1);(4)宇宙射线电离成分所致空气吸收剂量率,室内按点和按人口加权均值分别是2.56和2.54×10~(-(?))Gyh~(-1),室外相应为2.95和2.92×10(?)Gyh~(-1);(5)天然贯穿辐射(不包括中子贡献)剂量率,室内按点和按人口加权均值分别为13.23和12.93×10~(-8)Gyh~(-1),室外相应的分别为10.28和9.83×10~(-8)Gyh~(-1);(6)江西省天然γ辐射、宇宙射线和天然贯穿辐射所致人均年有效剂量当量分别为0.58、0.23和0.81mSv;相应的集体年有效剂量当量分别为1.93、0.76和2.69×10~4人·Sv。文中还给出了江西各主要种类矿区的γ辐射剂量率,并指出部分非铀矿山周围的γ辐射剂量率比铀矿山的高,应引起重视。     

山西省放射工作人员外照射个人剂量水平调查研究

本文介绍山西省１９８７～１９９５年放射工作人员外照射个人剂量水平调查结果，采用ＬｉＦ：Ｍｇ，Ｃｕ，Ｐ热释光剂量计（ＴＬＤ）进行监测，以ＴＬＤ监测结果直接表示个人有效剂量用于评价，调查结果表明：在１９８７～１９９５年连续９年中，全省受监测人数共计１２４９４个年，受监测人员的年人均有效剂量为１．９３ｍＳｖ，从１９８７年的３．４９ｍＳｖ降至１９９５年的１．８０ｍＳｖ，以１９９０年监测结果为例，当年放射人     

中国国民剂量初步评价

在中国国民所受照射中天然本底辐射占９３．４％，其中氡子体产生的照射约占天然本底辐射照射的４８％。在人工活动所产生的照射中，最大的是医疗照射，约占总剂量的４．２１％；其次是职业性照射，约占总剂量的１．２５％；对公众产生的照射占１．１６％。在人工活动增加的照射中，以下几种实践和人群组是值得特别注意的：（１）医疗照射约占６０％；（２）地下矿工职业照射约占１８％；（３）燃煤产生的照射约为２０．９％；三者相加等于９８．９％。核工业产生的集体有效剂量仅占约４．９×１０－４。     

肢端剂量计和核设施弱贯穿辐射(主要是β辐射)的辐射防护监测

国际标准化组织核能标准化委员会辐射防护分委员会(ISO/TC85/SC2)最近编制了几个有关弱贯穿辐射监测的标准，其中ISO12794-2000规定了肢端和眼睛热释光个人剂量计的性能要求和试验方法；ISO15382-2002规定了核设施弱贯穿辐射特别是β辐射外照射监测程序及部分人体剂量的确定方法。本文概括介绍了这丽项标准的主要内容及一些相关问题。     

北京地区室内空气中吸收剂量率的测量

本文报道了对北京地区849座建筑物内吸收剂量率的测量结果。室内空气中吸收剂量率的平均值为8.29μrad/h,室内与室外平均吸收剂量率的比值为1.51。     

γ射线外照射条件下体模红骨髓剂量及剂量深度分布的蒙特卡罗计算

用蒙特卡罗方法,对0.025、0.05、0.11、0.30、0.661、1.25、3.0和6.OMeV等八种能量的平行宽束γ射线沿垂直于体模中心轴线方向的旋转照射,位于体模躯干下端离体模中心轴线的距离分别为50、100和200cm的1.25MeVγ点源对体模正面照射,1.25MeV平行宽束γ射线对体模正面、背面和侧面方向的垂直照射,以及当体模处于年龄为22.5小时的落下灰γ辐射场中时,计算了体模的红骨髓平均剂量D_m、干细胞活存率计权等效剂量D_(sw)和组织吸收剂量的深度分布。计算结果,除低能(<0.05MeV)γ射线和近距离(距体模中心2m以内)点源照射条件之外,D_m和D_(sw)在2％以内相符。对于在落下灰γ辐射场中测量人体红骨髓平均剂量的仪器,可用1.25MeVγ射线平行宽束旋转照射条件进行刻度。     

DETERMINATION OF SUPERFICAL ABSORBED DOSE FROMEXTERNAL EXPOSURE OF WEAKLY PENETRATING RADEATIONS

ＤＥＴＥＲＭＩＮＡＴＩＯＮＯＦＳＵＰＥＲＦＩＣＡＬＡＢＳＯＲＢＥＤＤＯＳＥＦＲＯＭＥＸＴＥＲＮＡＬＥＸＰＯＳＵＲＥＯＦＷＥＡＫＬＹＰＥＮＥＴＲＡＴＩＮＧＲＡＤＥＡＴＩＯＮＳＣｈｅｎＬｉｓｈｕ（陈丽姝）（ＣｈｉｎａＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＡｔｏｍｉｃＥｎ...     

外照射情况下有效剂量（E）与有效剂量当量（HE）的比较

ＩＣＲＰ第６０号出版物引入了对外照射辐射剂量学的几个重大变化,６０号出版物推荐的辐射加权方法和基本防护量的技术规格与２６号出版的推荐有很大的不同,本文依据ＩＣＲＰ第７４号出版物给出的数据和讨论,对在各种照射几何条件下对不同能量的光子,中子及电子辐射场计算的有效剂量（Ｅ）与有效剂量当量（ＨＥ）的数值差别作了评述。     

外照射辐射防护中的量

在外照射辐射防护中,国际辐射单位和测量委员会(ICRU)提出的四个新的辐射量对解决实用量的问题是一个重要进展。本文综述了四个量应用研究进展概况,并着重讨论了实用量与基本限值量的关系和实用量与现有防护监测仪表的特性的适应性问题。文中指出:目前对四个量的应用研究已积累了相当多的数据;由这些数据资料可以看出,新量在大多数情况下不会低估或过高地高估限值量;多数现有防护监测仪表基本上能满足测量新量的要求;但是还存在一些具体问题,如个人监测量[贯穿性个人剂量当量H_P(10)和浅表个人剂量当量H_S(0.07)]的刻度问题需要解决,新量体系的推广应用还有待时日。     

蒙特卡罗模拟法在辐射剂量计算上的应用

蒙特卡罗模拟为计算为不同辐射在观察点处产生的辐射剂量提供了有效的方法，本文介绍了ＩＴＳ和ＭＣＮＰ两个有用的蒙特卡罗软件，并用其计算了＾６０Ｃｏ的β和γ射线以及＾２４０Ｐｕ的中子射线在一定模拟条件下的剂分布。     

离体人血中子吸收剂量的估算

本文介绍了如何设计小体积离体人血样品的中子照射实验,以及计算中子注量、吸收剂量的方法,并给出了几个参考数据。