图解法和离散点近似法估算大气排放中γ放射性核素有限烟云所致外照谢...

在核设施大气排放中，根据烟云的尺度和烟云中的放射性分布，通常采用半限和有限烟云模式来估算γ放射性核素所致的外照射剂量。本文对采用有限烟云模式的图解法（Ｎｏｍｏｇｒａｍ）和离散点近似法（ＤＰＡ）估算单位原强γ放射性素所致的空气吸收剂量率进行了比较。计算结果表明，两种方法计算的γ空气吸收剂量率相当一致，约有８７％的计算结果的比值在２之内，９７％在３倍以内；在稍稳定天气（Ｅ类），计算结果的最大比值为６倍     

一种有限烟云外照射剂量计算方法——光子“射程”法

本文介绍了一种有限烟云外照射剂量计算方法－－光子“射程”法,该方法的特点是将受照者周围一个以光子在空气中平均自由程（文中简称为“射程”）的5倍范围内的烟云划分为一些体积来计算其外照射剂量（或剂量率）。计算的空气外照射剂量转换因子和空气吸收剂量率与有关文献给出的值或图解法、离散点近似法的计算结果相当一致。该方法适于与三维数值大气扩散模式配合使用。     

江西省修水县石煤矿区放射性环境调查与评价

石煤的开发和综合利用对环境有可能造成一定的污染,其中影响环境放射性水平增高和居民受照剂量增加等辐射方面的污染问题较为敏感以及突出。本次研究对江西省主要石煤资源区——修水县一处典型石煤矿的放射性环境进行调查,通过多介质采样分析以及现场监测γ辐射空气吸收剂量率和地面γ能谱相结合,综合研究该区放射性核素分布与环境γ剂量率之间的关系,利用公式估算石煤矿区居民辐射剂量并评价其环境辐射情况。结果表明,调查范围内的石煤矿区地面γ辐射空气吸收剂量率的平均值达到了662 nGy/h,该处铀矿主要形式为碳硅泥岩型,区内石煤、石煤渣、土壤、水样放射性核素测量值都高于省内相应介质的本底值,石煤矿的开采需接受专业的监管。     

One-fold Gold反演法计算空气吸收γ剂量率

介绍了基于One-fold Gold反演法求解空气吸收γ剂量率的计算方法。使用MCNP计算NaI(Tl)探测器的能量响应矩阵,将该矩阵和γ能谱数据代入One-fold Gold反演表达式,求得核素在单位时间内发射的某种能量的特征γ射线的数目,并代入建立的数学表达式,计算出关注核素产生的空气吸收γ剂量率。分别使用~(133)Ba、~(137)Cs标准点源对方法进行实验验证,结果显示,使用该方法计算出的空气吸收γ剂量率相对高压电离室测量值的偏差均小于10%。     

环境γ能谱测量方法研究及应用

环境γ能谱测量是电离辐射环境测量中高效、准确、经济的方法。本文详述了NaI(Tl)γ能谱仪在地表γ空气吸收剂量率测量中的仪器刻度、活度浓度和剂量率计算、数据处理和成图的方法技术。用中国核工业航测遥感中心的5个标准源模型对1台就地NaI(Tl)γ谱议进行了实验刻度,采用三元素法和总计数率法对广东珠海市110 km2的大面积环境地面1 m高处的吸收剂量率进行测量和计算结果表明,在满足半无限(2π)测量条件下,按γ能谱数据计算的地表1 m高处空气吸收剂量率与高气压电离室实测结果在±15%以内符合。     

就地HPGeγ谱仪校准系数的蒙特卡罗计算

本文采用蒙特卡罗方法和技术，建立了用于环境测量的就地ＨＰＧｅγ谱仪对点源的全能峰探测效率因子和角响应校正因子的ＭＣ计算数学模式，进而利用Ｂｅｃｋ公式，给出了理论计算就地ＨＰＧｅγ谱仪测量土壤中天然和人工放射性核素的比活度校准系数及其地面上１ｍ高处的空气吸收剂量率校准系数的方法。     

山林地陆地γ辐射空气吸收剂量率测量

介绍了NaI就地γ谱仪在海洋性气修山林地进行的陆地γ辐射空气吸收剂量率测量。用NaI探头的响应矩阵解析就地γ谱的方法，得到0.05-3MeV间不同能量的光子在空气中的注量率谱，进而求得空气吸收剂量率。同时，作为参考，用高纯锗γ谱仪对就地测量点的土壤进行核素分析，间接估算γ剂量率，通过比较，就地测量值是可信的。     

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。     

山东省室外地层γ辐射水平与地质结构关系的探讨

地层γ辐射主要来源于地壳表层的岩石和土壤中的天然放射性核素。土壤中放射性核素的含量又主要取决于原始岩石中的放射性核素含量。我们于1983年调查测量了全省13个地(市)2149个测点的室外地层γ辐射空气吸收剂量率。     

人工核素~(137)Cs对我国陆地γ辐射剂量率的贡献

我国陆地１３７Ｃｓ沉积所造成的γ辐射剂量率,以均匀分布模式进行估算比较合理。以此得到,我国各省的１３７Ｃｓγ辐射剂量率的均值在（７—１８） ×１０－１０Ｇｙｈ－１之间,约占陆地总的γ辐射剂量率的１％－３％;考虑到人口的分布,全国的平均值约为９×１０－１０Ｇｙｈ－１,约占总γ剂量率的１．５％左右。但最高值可达 １．７ × １０－８Ｇｙｈ－１,与其它任一天然放射性核素的贡献相接近。与此相比较,如果用张弛长度为 ３ｃｍ的指数分布模式估算,１３７Ｃｓ γ辐射剂量率的贡献比用均匀分布模式约高 １倍。     

就地HPGeγ谱仪的刻度及应用

介绍了用于就地测量γ谱仪的刻度方法和技术,对一台可携式HPGeγ谱仪进行了刻度。给出了该谱仪用于就地测量的放射性核素比活度刻度因子(N_f/A)和空气吸收剂量率刻度因子(N_f/D),对刻度因子的不确定度进行了估计。在核设施周围环境中进行了就地测量并与其它方法的测量结果进行了比对。     

就地HPGeγ谱仪的刻度及应用

介绍了用于就地测量γ谱仪的刻度方法和技术,对一台可携式HPGeγ谱仪进行了刻度。给出了该谱仪用于就地测量的放射性核素比活度刻度因子(N_f/A)和空气吸收剂量率刻度因子(N_f/D),对刻度因子的不确定度进行了估计。在核设施周围环境中进行了就地测量并与其它方法的测量结果进行了比对。     

某废弃铀矿区环境放射性污染现状调查

介绍了在我国某废弃铀矿区开展的环境放射性污染调查,对γ辐射空气吸收剂量率、固体样(含铀矿渣)、土壤、水、底泥和生物中放射性核素及空气中氡等根据国家标准方法进行监测分析,同时对铀矿区居民所受年辐射剂量影响进行了评估.调查结果表明,该区域的放射性污染治理工作刻不容缓.最后根据该铀矿区污染源的特点,提出合理的辐射防护和治理手...     

ICRP第144号出版物《环境源外照射剂量系数》内容摘要

本出版物给出了发射光子和电子的放射性核素对公众成员环境外照射的器官和有效剂量率系数。这些数据是根据代表ICRP新生儿、1岁、5岁、10岁、15岁的男性和女性参考人计算体模计算出的。首先使用蒙特卡罗辐射传输程序PHITS计算了单能光子和电子源的环境辐射场、代表环境放射性核素照射的源的几何条件、包括在地面或地下不同深度的平面元(表示落下灰或天然陆地源对地面的放射性核素污染)、空气中的体积源(表示放射性烟云)和模拟污染水中均匀分布源。     

秦山核电厂实时剂量评价系统的设计,模式,参数与程序

本文介绍应用于秦山核电厂事故应急的实时剂量评价系统的设计、模式、参数与程序。该评价系统由实时数据采集系统、评价计算机系统和评价程序系统三部分组成。评价系统采用地形随动座标的质量守恒三维风场诊断模式来确定每小时的地面和低空风场；大气扩散计算采用变天气条件下的烟团模式，计算区域分近、中、远三区；烟团释放采用分阶段变长度方式，外照射剂量估算采用了半无限烟云与有限烟云两种模式，该评价系统可在输入数据后约１     

提高单板钴源剂量率MCNP计算效率的模拟研究

蒙特卡罗方法是目前准确的吸收剂量率计算方法,但其较长的模拟耗时阻碍了它在工业钴源辐射加工和辐照实验中的应用。模拟耗时、模拟精度以及模拟值与实测值的相对偏差是表征蒙特卡罗计算效率的重要指标。针对8.4 PBq的单板钴源辐照装置,讨论了并行线程数、记数方法、记数栅元尺寸、γ致电子的处理方式和截断能5种参数对蒙特卡罗程序MCNP吸收剂量率计算效率的影响。利用实验测量结合模拟试算的方法,给出了在保证一定精度和相对偏差前提下,使得模拟耗时最少的参数组合,提高了MCNP计算效率。结果如下:超线程模式下的并行计算、*F6记数方法、栅元边长为1 cm、γ输运模式、γ截断能为100 ke V。     

建筑材料对室内γ剂量率的贡献

在一幢砖混结构楼房建造过程中,实验测定了各层楼房地面、墙体和混凝土预制板等各部分建材对室内γ空气吸收剂量率的贡献。实测结果表明,由建材产生的室内γ剂量率主要来源于砖墙和地面,其它部分建材的贡献很小。对本文所介绍的这类墙体厚度为24cm左右的砖混结构楼房,按4π-无限厚介质模式计算室内γ空气吸收剂量率时,应乘以数值为0.52的系数进行修正。     

就地HPGeγ谱仪校准系数的蒙特卡罗计算(英文)

采用蒙特卡罗(MC)方法和技术,建立了用于环境测量的就地HPGeγ谱仪对点源的全能峰探测效率因子(N_0/φ)和角响应校正因子(N_f/N_0)的MC计算数学模式,进而利用Beck公式,给出了理论计算就地HPGeγ谱仪测量土壤中天然和人工放射性核素的比活度校准系数(N_f/A)及其地面上1m高处的空气吸收剂量率校准系数(N_f/D)的方法。采用自编的MC专用计算软件,计算了两台就地HPGeγ谱仪的(N_0/φ),(N_f/N_0),(N_f/A)的理论值并与它们的实验值进行了比较。在能量129kev～2.62MeV范围内,上述两台就地HPGeγ谱仪,(N_f/A)的计算值与实验值一般在±6％的相对偏差范围内吻合,最大相对偏差小于±9％。     

测量陆地γ辐射剂量率中扣除宇宙射线响应的方法误差估计

在用有能量补偿的闪烁型γ辐射剂量率仪测定陆地γ辐射剂量率D_γ时,需要从读数R中扣除对宇宙射线的响应。一般采用以下两种近似扣除方法:方法Ⅰ:D_(γ.1)=R-R_w(D_c/D_cw)方法Ⅱ:D_(γ.2)=R-(R_w/R_(wd))D_c式中,R_w 和 R_(w0)分别是闪烁型剂量率仪和高压电离室在邻近测点的大水面上的响应值;D_e和D_cw分别是在测点和水面处宇宙射线电离成分产生的空气吸收剂量率。本文从分析 R、R_w 和 R_(w0)所包含的各个分量着手,结合实用中测点和水面海拔高度之差△h 的范围和仪器本底剂量率、水面上方空气中氡、(气土)子体和水中γ核素贡献的剂量率、R_w/R_(w0)等参数的大小及范围,估计这两种扣除方法的方法误差及其随△h、D_o、R_w/R_(w0)等主要参数的变化情况。结果表明,在(?)=6.0×10~(-8)Gy·h~(-1)时,用方法Ⅰ,平均值(在海拔高度为1000—1500 m 范围内均匀布点情况下)的方法误差不超过2%。单点方法误差一般不超过3.5%;用方法Ⅱ,平均值的方法误差不超过1.5%,单点方法误差一般不超过2.5%。文中还讨论了两种方法在适用性上的一些特点。     

高通量堆NTD硅系统活化剂量计算

根据单晶硅及靶桶材料成分、测量的辐照孔道中子通量谱与辐照时间,采用点燃耗程序ORIGEN与蒙特卡罗程序MCNP耦合计算高通量堆中子嬗变掺杂(NTD)硅辐照系统活化后的外照射剂量当量率及各种活化产物放射性核素衰减变化情况,同时对各种活化核素剂量率贡献及相应衰减时间进行了分析。通过计算结果与堆厅γ电离室剂量率监测对比验证及堆厅屏蔽层厚度的保守估算,表明目前NTD硅系统转运过程屏蔽设计满足辐射防护要求,并提出有益建议。