中国天然辐射本底水平和居民剂量估算

本文概述了我国天然辐射本底水平,并根据现有资料,估算了居民所受年有效剂量当量约为2.3mSv;其中原生γ辐射产生的约为0.54mSv,氡及其短寿命子体产生的约为0.8mSv。     

包头地区水体中天然放射性水平调查

本文报告了1984年包头地区水体中天然放射性核素浓度调查结果,黄河包头段的浓度范围分别是:U,13.8～80.5Bq·m~(-3);Th,0.30～1.72Bq·m~(-3);~(226)Ra,21.1～83.7Bq·m~3;~(40)K,99.6～114.1Bq·m~(-3)。其它水体中的浓度范围分别是:U,15.0～119.4Bq·m~(-3);Th,0.19～1.11Bqm~(-3);~(226)Ra,19.4～203.9Bqm~(-3);~(40)K,24.9～469.3Bqm~(-3)。     

香港地区土壤和建筑材料中天然放射性水平及天然辐射所致居民剂量估算

本文报道了香港地区土壤、常用建材及路基体中~(238)U、~(226)Ra、~(232)Th 和~(40)K 含量的测量结果,由此估算了空气γ吸收剂量率和室内氡浓度,并且与初步实测值进行了比较。最后估算出天然本底辐射所致香港居民人均年有效剂量当量为3.24 mSv。     

核燃料元件厂职业内照射个人剂量估算

针对元件厂的实际情况,假定了两种放射性核素的摄入模式:一种是持续且以恒定的速率摄入;另一种是不同速率下的随机摄入,这种情况下所有的摄入均可以监测周期的中点单次摄入来代替。对应于连续摄入模式下的两种假定类型,建立了两种摄入量和剂量估算方法:监测周期中点单次摄入法和均匀摄入法,并对估算结果进行了分析与修正。相对而言,均匀摄入法是比较细致的估算方法,尤其是对于一年的监测周期里生产过程中有停产的情况,应用该法估算剂量可能更可信。     

一种估算氚的内照射剂量的方法

为了估算内照射剂量,国际放射防护委员会(ICRP)推荐了多种放射性核素的参考人的生物动力学模型及其参数.ICRP还建议,若受照个体的剂量接近或大于个人年剂量限值时,应尽可能多的获得受照个体内照射监测资料,以便更准确地估算剂量;当受照个体接受了促排等医学处理,应采取个体的代谢资料估算剂量.本文以事故性过量摄入氚化水,且接受了促排医学处理的内污染为例,通过尿氚浓度的大量监测结果分析,得出了该受照个体的代谢资料.按此代谢资料估算的待积有效剂量为25.5 mSv,与国际原子能机构IAEA最终给出的参考值25.8 mSv仅相差1%.为了比较,也按照ICRP推荐的参考人的代谢资料估算了待积有效剂量,其结果为38.6 mSv,与参考值相差了48%.     

中国成年男子摄入原生放射性核素所致内照射剂量估算

本文依据近年来对膳食摄入量和人体器官组织含量研究结果和有关文献进展，采用直接法和间接法估算了我国当前成年男子摄入原生放射性核素(氡与子体除外)所致年待积有效剂量约为O．484mSv，比UNSCEAR世界估算值高约69％；^238u放射系的约为估算值的2．6倍；钍放射系的约为3．6倍。这些差异可归因于我国土壤铀、钍浓度都高于世界均值和特定膳食组成等因素。采用直接法估算40K年有效剂量为O．168Msv，接近于世界估算值(O．165Msv)。^z38U系和^232Th系核素按直接法和间接法估算值分别为O．22mSv和O．3mSv，都比UNSCEAR世界相应估算值高。这些结果为推荐我国天然辐射剂量参考值、我国参考人相应参数和辐射监测背景值提供了有用依据。最后，对我国今后研究提出了一些建议。     

辽宁省水体中天然放射性水平调查

本文介绍了1983—1984年辽宁省江河、12个城市40个自来水以及1981—1982年渤海、黄海近海岸海水中 U、Th、~(226)Ra、~(40)K 浓度的调查结果。结果表明辽宁省水体中天然放射性水平在本底水平范围内。     

我国饮水中天然放射性核素水平及评价

对我国28个省(除台湾省、海南省和贵州省外)、直辖市和自治区饮水中天然放射性核素含量水平进行了调查。给出了我国饮水中U、Th、~(226)Ra和~(40)K的含量水平、分布特点和地区性差异、并对居民受照剂量进行了估算。本调查共采集饮水样品1650个,其中自来水样为581个,井水样为670个,其余为其他水源水样。采用当前国内较先进的分析方法对上述水样的各核素进行分析测定。其结果U、Th、~(226)Ra、~(40)K的平均含量分别为3.2×10~(-2)、0.1×10~(-2)、1.2×10~(-2)和28.6×10~(-2)Bq/L。其分布特点是~(40)K>U>~(226)Ra>Th。地区性差异显示出东南沿海各省区放射性水平低于内地各省的放射性水平。饮水中上述四种核素的平均含量均接近UNSCEAR1986年报告的世界各国平均值水平。属正常本底范围。内剂量估算结果表明,我国居民经饮水摄入天然放射性核素所致内照射剂量低于UNSCEAR1986年报告的UNSCEAR估算值,而接近ICRP估计值。     

湘西金矿煤渣砖建筑物放射性水平调查与剂量评价

本文主要介绍湘西金矿煤渣砖建筑物内放射性水平的调查结果。该矿煤渣砖内~(226)Ra 含量较高。其建筑物内的γ贯穿辐射空气吸收剂量率(包括宇宙射线贡献在内)平均值为33.4×10~(-8)Gy·h~(-1)。居住在煤渣砖房内的约5248人,所受的人均附加年有效剂量当量为3.99mSv,附加年集体有效剂量当量为20.9人·SV。     

摄入事故释放的混合裂变产物后关键组织内照射剂量的简便估算方法

本文参照ＩＣＲＰ３０号出版物关于内照射剂量的估算方法，对核事故后任何时间摄入组分未知的混合裂变产物时，关键组织（呼吸道和消化道）待积剂量当量的简易估算方法进行了尝试。给出了计算通式和核事故后１－７ｄ内单次（或持续）摄入单位活度（１Ｂｑ）所致关键组织的待积剂量当量。     

北京某煤矿氡水平的调查及剂量估算

本文介绍了在１９９２年７月至１９９３年７月期间，用两种固体核径迹探测器对北京革煤矿氡水平进行的调查，“杯式探测器”可以同时测量氡浓度及平衡因子，布放于井下２３个监测点，测得井下氡浓度平均值为７０６±３８Ｂｑ／ｍ＾３，平衡因子平均值０．３４±０．０５，氡浓度的变化规律为秋冬季低，春夏季高，平衡因子则反之。另外，在“矿工”（下井时间较长）和“技术管理干部”（下井时间较短）两个人群各选择了１０名，胸前佩     

核电站事故时放射性释放量和照射剂量的关系

本文借助于核电站假想事故条件下的放射性释放量,按不同的核素组,分组计算了其经各种照射途径对周围居民造成的剂量;并考虑了气象资料的统计数据,使得因天气条件两低估剂量的可能不超过5%;从而得到了与事故过程(涉及释放的核素谱)和天气条件无关的释放量和照射剂量间的关系。文中还讨论了释放时间、风速、释放高度和停留时间等对上述关系的影响;以及各核素组、各种照射途径对照射剂量的相对贡献。     

粘土作为高放废物处置回填材料的可行性研究

本文以西北粘土为对象,对其压实行为、热传导、膨胀特性,以及吸附和渗透性能进行了初步研究,借以探讨西北粘土在高放废物处置中用作回填材料的可行性。试验表明,以西北粘土为基材,经过适当的热改性和吸附改性,在初始含水量约为9%,于70MPa 下成型,用作高放废物处置中的回填材料是可行的。     

北京市放射工作人员内照射个人监测及剂量估算

本文报道北京市从事１２５Ｉ标记的工作人员和各类型医院从事核医学的放射工作人员的内照射个人监测及剂量估算方法和结果。共监测了２８个单位的２３１人，其中，从事核医学的放射工作人员１５２人，从事１２５Ｉ标记的７９人。监测结果表明，受到内污染者共１３８人，占总监测人数的５９．７％；受到污染的１３８名放射性工作人员的年个人待积有效剂量当量在２．２×１０－３～２．２ｍＳｖ范围内；被监测的全体人员的集体待积有效剂量当量为２．２×１０－２人·Ｓｖ；人均待积有效剂量当量为９．５×１０－２ｍＳｖ；被监测的全部放射工作人员年待积有效剂量当量均在２．２ｍＳｖ以下。     

内照射个人剂量数据管理和评价程序

本文介绍一种用于内照射个人剂量数据管理和评价的实用程序（ＩＮＤＯＢＡＳＥ），包括程序的主要功能、数据库结构、内照射剂量估算方法和数据评价方法等。该程序经在２８６以上几种档次微机上运行测试，结果表明，其各项功能达到了设计要求，现已应用于中国原子能科学研究院内照射个人剂量管理工作     

高放废物处置库近场剂量场及温度场的耦合计算

计算了高放废物处置库固化体内外的辐射剂量场,并将之作为热源叠加到温度场计算方程,使剂量场与温度场耦合起来,在温度场计算中,不仅考虑了固化体内存在的剂量场对其的影响。而且考虑了固化体外存在剂量场的影响。模拟结果表明,固化体外存在的剂量场对温度场有一定影响的．     

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。