电子个人剂量计的进展及其在实际使用中应注意的问题

电子个人剂量计可给出实时的剂量和剂量率数据,可报警,监测下限也较其它类型剂量计低很多,已得到广泛应用。本文简要回顾了外照射个人剂量监测中的各种方法,重点介绍评述了电子个人剂量计的进展,详细介绍了多种电子个人剂量计及其性能比较,指出了电子个人剂量计在现场应用时应注意的问题。     

个人剂量监测

1 外照射个人剂量监测 2001年,对全院辐射工作人员用TLD热释光剂量计进行了外照射个人剂量监测,结果列于表1。全年共计监测1034人,所受集体剂量当量为2.02人·希沃特,年人均剂量当量为1,95mSv,个人最大年剂量当量为47.9mSv。与2000年比较,2001年的监测人数增加了25人,年集体剂量当量减少13.3％,年人均剂量当量减少15.6％。 表2给出了全院各单位的外照射个人剂量分布。低于5mSv的人数占总监测人数的 89.1％,其中,低于0.1mSv的为28.7％:高于15mSv的人数占总监测人数的2.80％,高于15mSv的人群的集体剂量占总集体剂量的37.1％,无人超过国家规定的50mSv年剂量当量限值。 对操作β放射性物质的工作人员用TLD指环剂量计进行了手部剂量监测,监测结果列于     

KF-606型个人剂量计在某铀矿的应用

铀矿山工人的个人剂量以前是通过区域监测来估算；1998年以来，核工业第六研究所将自行研制的KF-606型个人剂量计，应用于某铀矿工人的个人剂量监测，获得了常规应用的经验。     

β剂量仪和个人剂量计校准

介绍了国际标准化组织核能标准化委员会辐射防护分委员会(ISO／TC 85／SC 2)专门针对β剂量仪和个人剂量计校准编制的标准ISO 6980，主要包括三个方面内容：β粒子参考辐射的产生方法，即建立满足要求的β粒子参考辐射；有关表征辐射场基本量(称为参考吸收剂量)的准确测定；场所和个人剂量仪表校准和它们能量响应与角响应的确定。着重介绍表征辐射场基本量即定义在组织板型模体中深度为0．07mm处的组织吸收剂量的准确测定，以及用校准量即定向剂量当量H′(0．07，Ω)和个人剂量当量Hp(0．07，Ω)对β剂量仪和个人剂量计的校准程序。文中同时给出了用外推电离室测量吸收剂量的不确定度估计举例，以及剂量仪校准的合成标准不确定度的组成成分。     

浅谈个人剂量监测

国家法律、法规和相关标准都明确规定：放射工作人员要佩戴个人剂量计，接受经过国家认证、有资质的机构进行的个人剂量监测。作者就个人剂量监测的法规、目的和事故受照未接受监测的历史教训进行了扼要的讨论后，指出第三方规模性商业化的个人剂量监测是发展的必然趋势。     

1993～2005年秦山核电公司外照射个人剂量监测

介绍了秦山核电公司1993年～2005年外照射个人剂量监测工作的开展情况。着重从热释光个人剂量计的使用、监测方法及数据处理、质量保证和剂量数据评价等方面进行描述,指出存在问题,提出对今后个人剂量监测工作改进的一些想法和建议。     

几种过滤型鉴别式热释光个人剂量计性能探讨

鉴别式热释光个人剂量计在个人剂量监测中具有能量鉴别功能。对3种过滤型鉴别式热释光个人剂量计的能量响应、能量鉴别曲线、剂量响应等性能进行实验,结果显示选取实验的3种鉴别式热释光个人剂量计在上述性能方面有区别也有联系,均可在光子能量的鉴别上发挥一定的作用。     

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。     

晋中市放射工作人员个人剂量监测

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。     

中子反照率个人剂量计

１引言前面的文章〔１〕已对中子个人剂量监测做了较全面的介绍。从发展的观点看，作为记录个人剂量计，热释光／径迹蚀刻（ＴＬＤ／ＴＥＤ）组合剂量计或带辐射体的径迹蚀刻剂量计有着明显的优势。气泡剂量计以其灵敏度高也很具吸引力。但是反照率个人剂量计由于发展比较...     

Development of lightweight portable neutron survey meter

We have developed a lightweight portable neutron survey meter comprising a proportional gas counter containing a mixed gas of methane gas and nitrogen gas for measuring the ambient neutron dose equivalent H^*(10) up to about 20 MeV neutrons intended for use in nuclear power plants, and accelerator facilities. Since no heavy polyethylene moderator is used, the survey meter is only about 2.2 kg in weight causing a weight reduction of 70% or more compared to that of the conventional moderated-type survey meter. The spectrum-weight function, G(E) is adopted for dose conversion.

In order to evaluate the energy characteristics of the developed survey meter, mono-energetic neutron reference fields and continuous energy neutron reference fields were used. The evaluation was also carried out by the PHITS calculation. Although the neutron energy response to the mono-energetic neutron fields was highly deviated from the ambient dose equivalent H^*(10) in keV energy region, the response to H^*(10) showed very good agreement only within 25% to the continuous energy neutron fields which are close to the actual work-place neutron fields. The neutron energy response was also investigated for high energy quasi-mono-energetic neutron fields and showed much better results compared with those of conventional moderated-type neutron survey meters.     

西藏地区天然中子能谱测量

本文采用多球中子谱仪和中子周围剂量当量（率）仪分别对西藏地区的天然中子能谱和周围剂量当量率进行了测量,得到了西藏地区不同海拔处的室外天然中子能谱和周围剂量当量率。研究结果表明：该地区室外天然中子的能谱形状基本保持不变,其各能区的中子注量率随海拔的增加而增大,天然中子的总注量率和有效剂量率及周围剂量当量率均随海拔的增加呈指数规律增大;此外,天然中子的有效剂量率可用中子周围剂量当量（率）仪的测量结果乘以能谱 有效剂量转换因子得到。     

核设施β-γ混合场中定向剂量当量率(H)'(3)的现场监测方法

本文主要介绍核设施β-γ混合场中定向剂量当量率$\dot{H}$′(3)的现场监测方法。基于研制的ZF-D300型定向剂量当量率$\dot{H}$′(3)监测仪,利用γ标准辐射场、β标准辐射场、以及组合的β-γ标准辐射场,测量给出了监测仪器对γ射线和β射线的响应特性。结合周围剂量当量率仪、β谱仪和γ谱仪测量数据,给出了β-γ混合场中测量$\dot{H}$′(3)的数据处理方法。在实验室建立的标准β-γ辐射场中,采用本文中数据处理方法测量计算的$\dot{H}$′(3,45°)值,与标准装置给出的$\dot{H}$′(3,45°)约定真值相对偏差小于±1%。在某核电站大修期间,对该β-γ混合场中监测$\dot{H}$′(3)的方法进行了应用。     

Establishment of Simulated Neutron Reference Radiation Field for Workplaces of Pressurized Water Reactor

A simulated neutron reference field for typical workplaces of the pressurized water reactor was established with 14.8 MeV neutrons from T(d,n)⁴He reaction and a neutron moderating and scattering assembly. The neutron energy spectrum and ambient dose equivalent were measured with the assembly in different material combinations. Two typical neutron ambient dose rate meters were calibrated in this field. Calibration factors were compared with the results from the radionuclide neutron reference field. The results show that the calibration factors from the radionuclide neutron reference field are larger than the simulated neutron reference field, and different for two types of meters due to their energy responses. By contrast, the simulated neutron reference field is more appropriate to calibrate neutron dose meters which are used in reactor workplaces.     

压水堆工作场所模拟中子参考辐射场的建立

利用串列加速器T(d,n)⁴He反应产生的14.8 MeV中子,以及适当的中子慢化散射装置建立了目前国内唯一的压水堆典型工作场所模拟中子参考辐射场。对不同中子慢化散射材料组合下的中子能谱及中子周围剂量当量进行了测量,并校准了2台典型结构的中子周围剂量当量率仪。将模拟中子参考辐射场下的校准因子和放射性核素中子源参考辐射场下的校准因子进行比较,发现放射性核素中子源参考辐射场下的校准因子明显偏高,且仪表类型不同,偏高的程度也有所区别,这主要是由于不同类型仪表的能量响应不同。相比之下,模拟中子参考辐射场更适合用于反应堆工作场所的中子剂量仪表的校准。     

脉冲辐射场中子探测器死时间效应研究

以正比计数管为基础的中子剂量当量仪是实现反应堆和加速器等中子辐射场剂量水平实时监测的重要手段,而探测器的死时间效应问题直接关系到脉冲中子辐射场下量值的准确性。本文使用"双源法"实验测定了正比计数器死时间,使用蒙特卡洛模拟软件计算了中子探测器慢化体对中子的慢化时间,推导出加速器辐射场中计数率与修正因子的关系式,可以实现脉冲辐射场中子漏计数补偿。     

中子气泡探测器用于核测井中子个人剂量监测的研究

为研究国产中子气泡探测器在核测井中子个人剂量监测中的适用性,采用国内研制的中子气泡探测器对核测井运源车外表面、车内兼用储源仓周围等关注点的中子辐射水平进行监测,同时采用进口LB6411型中子周围剂量当量仪进行比对监测。实验结果表明,当运源车兼用储源仓内仅装载中子源时,中子气泡探测器与LB6411的测量结果无显著统计学差异,两者测量结果符合较好,中子气泡探测器的测量结果准确可信;当兼用储源仓分别装载中子源、中子-γ源时,两组中子气泡探测器的测量结果也无显著统计学差异,中子气泡探测器适用于中子-γ混合辐射场中子辐射剂量的测量。中子气泡探测器在运源车现场与在²⁴¹Am-Be源标准中子场中的剂量响应灵敏度因子间的相对偏差为7.4%,验证了其较好的能量响应特性,并显示了在核测井现场条件下用于中子个人剂量监测的适用性。     

Development of on-line reactivity meter for nuclear reactors

An online reactivity meter which has been developed for continuous monitoring of reactivity in the Pakistan Research Reactor-1 (PARR-1) is described. The theory of the kinetic technique of measuring reactivity, used by the meter, is described. The meter itself consists of hardware and software for online acquisition of neutron flux signals from plant instrumentation channels and high-level Fortran-77 real-time programming for the computation of reactivity by the solution of neuron kinetic equation. The PDP-11/23 plant computer is used to monitor the plant reactor with the time sharing of its regular data logging function. For the PARR-2 reactor the reactivity meter has been implemented with an IBM PC/AT personal computer. The response of both reactivity meters is fast enough to monitor safety-related reactivity and power excursions in the two reactors. The results of various reactivity measurements are described. The proper choice and location of nuclear detectors and system calibration are discussed     

中子能谱快速测量

为了实现中子能谱的快速获取,准确测量中子辐射场的剂量率,设计了一款一体化多球中子能谱仪。该系统能进行中子能谱的在线测量,实时显示中子剂量率。谱仪在Am-Be参考辐射场进行了验证,测量能谱与标准谱符合较好,转换后剂量率测量值与真值偏差<±7%。     

某矿山222Rn及其子体污染的调查

介绍了2005～2007年用DHZM-I型氡及其子体连续监测仪对某矿山的工作场所和生活区分别进行环境氡及其子体浓度的测量。监测结果表明,所监测的工作场所中,大部分监测点的氡及其子体浓度都在国家规定的限值范围内;在居民区,扣除本底后,未发现任何监测点的个人有效剂量当量超过国家规定的限值。笔者还对该矿山的平衡因子进行了分析研究,并给出了研究结果。