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基于ICRP第60号出版物推荐的中子Q值的拟合函数和Wagner等人提出的统一的剂量换算函数,对ISO推荐的参考中子辐射计算了 -周围剂量当量换算系工就有关问题进行了讨论。 相似文献
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根据NAC-STC型乏燃料运输容器基本参数,用MCNP程序构建乏燃料运输容器、17×17压水堆乏燃料组件和简单人体模型;分别对乏燃料运输容器卡车司机和侧旁工作人员的当量剂量进行计算。计算结果表明:距乏燃料运输容器前端木质减震器1 m处的司机当量剂量为1.82 m Sv/a,距乏燃料运输容器侧面2米处侧旁工作人员的当量剂量为1.78 m Sv/a,均小于(GB18871-2002)《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定的放射性工作人员剂量水平限值20 m Sv/a,乏燃料运输容器能够满足辐射屏蔽与安全的要求。计算结果将为受人工放射源照射的工人辐射剂量评估提供参考。 相似文献
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基于ICRP第60号出版物推荐的中子Q值的拟合函数和Wagner等人提出的统一的剂量换算函数,对ISO推荐的参考中子辐射计算了注量-周围剂量当换算系数,并就有关问题进行了讨论。 相似文献
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本工作采用MCNP程序对探测器探头的主要参数进行了模拟计算和优化选择。提出了高灵敏度环境中子剂量当量仪的设计方案。最后通过实验验证,试验结果与计算结果基本吻合。 相似文献
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由放射源^137Cs和^60Co产生的ν射线参考辐射在辐射监测仪表的校准中起着重要作用。对于场所辐射监测仪表的校准,参考辐射需提供周围剂量当量H^*(10)的约定真值。本研究采用H^*(10)标准电离室法测定周围剂量当量H^*(10)的约定真值,利用MCNP4C蒙特卡罗模拟程序,提出了基于双金属补偿法的电离室结构设计方案。结果表明,在15~1500keV能量范围内,该电离室能量响应满足国际标准ISO4037—4的要求,该研究结果对H^*(10)标准电离室的建立具有重要的指导作用。 相似文献
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本文报道了根据国际辐射单位与测量委员会(ICRU)39号报告推荐的用于环境或工作场所监测的周围剂量当量H^*(d)的定义以及ICRU对其能量响应的要求所研制的球形电离室型周围剂量当量计,并对其主要性能进行了实验研究,刻度了响应因子。 相似文献
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辐射剂量仪表的准确测量是开展辐射防护工作的重要保障,根据ICRU中规定的实用量要求,需要在特定的参考辐射场中对其进行检定或校准。参考ISO 4037-1:2019,建立250~500 kV X射线窄谱系列参考辐射质,对所建辐射场的均匀性以及相应辐射质下的能谱进行研究。将由EGSnrc模拟的X射线能谱得到所建辐射质下的平均能量、分辨率以及实验测量得到的半值层值与ISO标准推荐值进行比较,结果均满足规范要求,表明新建辐射质准确可靠。利用A5电离室对新建辐射场中的空气比释动能进行测量,再根据X射线能谱信息计算得到的空气比释动能到剂量当量的转换系数,实现空气比释动能到周围剂量当量和个人剂量当量的转换,从而为各类辐射剂量仪表在该高能段的能量响应评价提供了测量条件,保证了量值的准确与可靠。 相似文献
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根据日本政府核事故应急指挥部公布的数据,对参与日本福岛第一核电厂乏燃料水池注水作业工作人员分别受圆柱形、链形、锥形、扇形、漫烟形、屋脊形6种典型烟羽模型照射的吸收剂量率进行了计算.结果表明:身着含铅防护服工作人员受圆柱形和漫烟形烟羽照射的吸收剂量率分别为最小值0.14×102 μGy/h和最大值5.35×102 μGy/h;在同种放射性烟羽模型照射下,工作人员身着含铅防护服时吸收剂量率值小于未着气衣时值.计算结果将为核事故应急受照工作人员的剂量评估和医学治疗提供参考. 相似文献
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适当的校准方法是保证中子周围剂量当量(率)仪测量结果准确可靠的重要因素。本文介绍了亚太地区首次中子周围剂量当量(率)仪校准比对APMP.RI(Ⅲ)-S1,以及韩国、澳大利亚、印度、中国台湾、中国大陆、日本和俄罗斯等国家和地区的计量院的放射性核素中子参考辐射场及比对结果。本文利用实验室建立的241Am-Be和252Cf中子源参考辐射场对两台比对传递仪器进行了校准,并将校准结果进行了比较。结果表明,本实验室采用影锥法和距离反平方法的校准因子与比对参考值在不确定度范围内一致。 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(11):977-987
The conversion coefficients from photon fluence to ambient dose equivalent, H* (10) and effective doses were calculated for photons up to 10 GeV. A Monte Carlo code EGS4 was used for these calculations and secondary particle transports were considered. The calculated ambient dose equivalents were compared to the calculated effective doses. The comparison shows that the ambient dose equivalents at 1 cm depth, H* (10) underestimate the effective doses at the energy above 5MeV. H* (10) is not suitable operational quantity since it does not provide reasonable estimation of effective dose. It is difficult to define the operational quantity which can be consistently used for photons from low energy to high energy above 10 MeV. Instead of operational quantities, the maximum effective dose in various irradiation geometries can be used for shielding design calculations. 相似文献
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241Am-Be中子源被广泛用于实验研究,为保护实验人员免受中子及γ射线照射,需要设计适当的屏蔽。利用蒙特卡罗方法计算中子透射不同材料后的能谱分布与剂量,优选各层屏蔽材料种类与厚度,设计一套241Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置。装置由内而外采用钨+聚乙烯+含硼聚乙烯+不锈钢进行防护,外表面周围剂量当量率H*(10)低于10μSv/h,满足辐射防护要求。同时对装置内部热中子、超热中子和快中子注量分布进行研究,确定装置快中子和热中子输出通道最佳位置。在辐照装置同时开放快中子和热中子通道进行实验测试时,需要设置距离大于130 cm的控制区,以保障操作人员安全。 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(3):224-232
In order to ascertain the accuracy and applicability of the method which was developed in the previous paper for evaluating the dose equivalent in a single-burst and mixed radiation field, a comparison with two other ones has been carried out. One is based on the measurement of the neutron energy spectrum with TOF system and the separate measurement of the absorbed doses with twin chambers. In the other, a tissue-equivalent proportional counter is used for measuring the LET distribution of the absorbed dose. The average quality factor has been evaluated in a pulsed and mixed field generated by an electron linear accelerator. A good agreement has been found among these methods. A problem about the experimental determination of the dose equivalent index has also been discussed. It was pointed out that the average quality factor as a function of the depth in tissue could be regarded as characteristic of the mixed radiation field. 相似文献
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医院中子照射器建成后,对分析室内及其屏蔽门外的γ剂量率和中子剂量当量率进行了测量,测量结果显示:分析室内局部γ剂量率与设计值相差较大,分析室屏蔽门外γ剂量率超过原设计监督区限值7.5 μSv/h,因此需对分析室内部及其屏蔽门进行屏蔽改造。根据蒙特卡罗程序模拟计算结果及实际使用情况给出最终屏蔽方案,即在分析室束流孔道所在墙面加装厚度为16 cm的铅屏蔽材料屏蔽γ射线,对四周墙面及屏蔽门内侧加装厚度为1 cm的含锂聚乙烯板屏蔽散射中子。改造后分析室剂量最高点γ剂量率下降277倍,中子剂量当量率下降5.8倍,屏蔽门外γ剂量率下降近90倍。 相似文献
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利用线性响应理论模型模拟C4007B、CC4007RH和CC4011器件受不同γ射线剂量率辐射时的总剂量效应。研究结果表明,辐射响应与吸收剂量成线性关系时,在实验室选用任一特定剂量率进行总剂量辐射和辐照后室温退火,可以通过线性响应理论模拟其它剂量率辐射下的总剂量效应。理论模拟结果与实际不同剂量率辐射实验结果符合得很好。 相似文献