共查询到20条相似文献,搜索用时 0 毫秒
1.
北京市放射工作人员内照射个人监测及剂量估算 总被引:4,自引:1,他引:3
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。 相似文献
2.
本文根据14年个人剂量监测结果,对核动力装置工作人员的辐射剂量状况作了总体分析,提出了由年平均剂量H,单位功耗人均剂量h集体特征S,集体剂量分布比MR及中子剂量份额Pn组成的剂量评价指标体系,并对某些特征剂量参数的可靠性和正确性作了分析。 相似文献
3.
不同的生物动力学模型给出的氚的摄入量滞留函数和剂量转换系数存在明显的差别。Crawford-Brown模型在氚化学形态转化描述和年龄段剂量转换系数分析上具有独特优势,本文在比较不同模型研究进展的基础上,重点对Crawford-Brown模型进行计算,给出不同年龄段的氚滞留函数和剂量转换系数,并同其他模型计算结果进行了详细的比较。结果显示,除了成人摄入氚水情况,Crawford-Brown模型计算给出的不同年龄段人群摄入氚水和有机氚的剂量转换系数都会比ICRP模型的高。随着年龄的减小,氚水和有机氚的相互转换愈发明显,剂量转换系数上的差别愈发明显。成人氚水摄入量滞留函数的比较表明,几种模型在100 d内的滞留函数曲线几乎完全相同,只在长期滞留项上存在显著差别。 相似文献
4.
报道了1995年北京市部分医院核医学科工作人员的归照射个人监测结果,并简要介绍了监测方法和剂量估算方法。共监测了20个单位的157人,占北京市该类人员应监测人数的3/4以上。总的集体待积有效剂量当量为1.4×10^-2人;Sv年人均待积有效剂量当量为8.9×10^-2mSv。被监测的全部工作人员年待积有效剂量当量均在年剂量限值的1/10以上。 相似文献
5.
本文根据十多年个人剂量监测结果,对核动力装置工作人员的辐射剂量状况作了总体分析,提出了由年平均剂量H、单位功耗人均剂量h、集体剂量S、集体剂量分布比MR及中子剂量份额Pn组成的剂量评价指标体系,并对某些特征剂量参数的可靠性和正确性作了分析。 相似文献
6.
氚气(T_2、TH)内照射剂量监测的特殊性 总被引:1,自引:0,他引:1
通过对氚气接触者尿中氚水和有机氚的排泄规律的实验研究,评论了现行氚气内照射剂量监测方法的缺点。指出,如不考虑有机氚所致的约定剂量当量,则可造成偏低16%;而把有机氚所致的也当作氚水之贡献,则会偏高4倍。给出了有效的有机氚测量程序。对氚气内照射剂量监测方案提出了改进意见。 相似文献
7.
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%. 相似文献
8.
9.
秦山第三核电厂是我国首座重水堆核电站,其1、2号机组分别于2002年11月和2003年6月并网发电。本文根据2006年度秦山核电基地外围夏家湾、杨柳村、秦联、秦山镇、武原镇等5个居民点(取样点)环境样品中氚活度浓度监测数据,结合秦山核电基地外围居民的生活及饮食习惯等资料,估算由空气、饮水和食物途径所致居民氚(不包括有机结合氚)的年摄入量;采用ICRP72号出版物推荐的年龄别剂量系数,计算出氚致秦山核电基地外围各居民组中幼儿、少儿、成人经各种途径的年待积有效剂量。计算得到关键居民组(夏家湾居民点)中幼儿、少儿和成人经各种途径的氚的年摄入量分别为5.75、9.59、15.7kBq/a;年待积有效剂量分别为0.33、0.18、0.23μSv/a。其中幼儿组成员受氚待积有效剂量最大,为0.33μSv/a,但此待积有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.05mSv)的1%以下。由此得出,在秦山第三核电厂的正常、安全运行工况下,氚对秦山核电基地外围环境的影响目前还很小。 相似文献
10.
统计了2014—2016年秦山核电基地周围居民点环境介质中的氚活度浓度监测结果,基于统计的环境监测数据评价了秦山核电基地近几年氚排放所致周围公众的辐射剂量。评价结果显示近几年秦山核电基地氚排放所致西北西方位2.4 km处的秦联居民组婴儿、幼儿、少年和成人4个年龄组公众的年平均有效剂量分别为0.59、1.35、1.18和0.92μSv/a,远小于《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011)中规定的核动力堆释放的放射性物质对公众造成的有效剂量0.25 m Sv/a的管理目标值。可见,秦山核电基地氚排放稳定、受控,对公众造成的辐射剂量很小,对环境和公众的影响可接受。 相似文献
11.
本文概括介绍了放射性气溶胶监测在内照射剂量估算中的作用,介绍了放射性气溶胶监测中在个人空气取样和粒度分布测量方面中辐院历年来所做的研究和实际工作。最后介绍了气溶胶样品长寿命α活度快速测量的方法。 相似文献
12.
个人剂量监测是评价放射工作场所放射防护状况的重要依据,也是获得放射工作人员职业外照射剂量水平的有效手段。本文报道了对山西省晋中市255个单位的旄生工作人员1998-2000年个人剂量监测结果:3年中,晋中市放射性工作人员个人剂量监测率基本稳定为85%,人均年有效剂量当量为2.56mSv/a,与全国平均相比,处于较高的水平。 相似文献
13.
工作人员内照射个人监测--ICRP第78号出版物简介 总被引:1,自引:0,他引:1
简要介绍了ICRP第78号出版物的主要内容。其目的是为进一步了解放射性工作人员内照射个人监测的现状和发展动态。 相似文献
14.
液闪法直接测定尿中氚 总被引:4,自引:0,他引:4
介绍了用液闪法直接对氚操作人员的尿氚监测。制作了尿氚猝灭校正曲线,修正了尿中氚浓度的直接测量结果。方法具有足够的灵敏度,能简便地、快速地测量大量氚操作人员的尿氚浓度。 相似文献
15.
16.
为了保障核动力装置安全、可靠地运行,避免重大事故发生,对核动力装置开展状态监测技术的研究十分重要。本文以民用核动力装置为研究对象,对一回路系统典型故障进行分析,选取特征参数并提取其征兆信息;采用混合式状态监测方法开展状态监测与故障诊断研究,故障识别效果良好,可以为核动力装置的安全运行与决策提供借鉴。 相似文献
17.
18.
为探讨氚水染毒后小鼠外周血自细胞总数和骨髓嗜多染红细胞微核率的改变,小鼠腹腔注入不同初始量的氚水,2、4、6、10和28 d眼球摘除取血,处死后取两侧股骨,并计数外周血白细胞总数和骨髓嗜多染红细胞微核率.结果表明,随氚水初始注入量的增加,骨髓嗜多染红细胞微核率相应增高(p<0.05),外周血白细胞总数相应降低,但只有初始注入量为16.65×105Bq/g的剂量组差异有统计学意义.氚水初始注入量相同时,随注入后时间延长,骨髓嗜多染红细胞微核率持续增加,外周血白细胞总数第2天至第6天持续下降(p<0.05),第10天后已恢复.表明外周血白细胞和骨髓嗜多染红细胞微核,可作为氚水染毒后的早期辐射损伤指标. 相似文献
19.
本文给出了高通量工程试验堆(HFETR)运行十年的辐射工作人员内照射监测结果,并按照ICRP30号出版物和GB8703-88推荐的模式和参数,估算出个人摄入量和待积有效剂量当量,并对十年监测结果进行了分析和评价。十年最大摄入量和最大待积有效剂量当量分别为3.7×10^5Bq和10.37mSv,证明HFETR的运行对工作人员个人内照射的影响是很小的。 相似文献