1.2m 回旋加速器检修时的辐射防护评价

本文报道了一台运行十七年的1.2m 回旋加速器在停机两个月后各主要活化部件的感生放射性水平和主要的感生放射性核素;给出了历年来检修人员所受剂量情况及检修工具、防护手套的污染水平,进而提出要重视对加速器检修过程中的剂量监测和检修时间的择选,以及对检修工具、防护用品的合理使用和管理。     

医用电子加速器迷宫内的X射线剂量当量率的测量和估算

使用ＦＡＲＭＥＲ２５７０／１Ａ型和ＦＪ－３４７Ａ型两种电离室剂量仪测量了能量为６，８，１８ＭＶ的７个医用电子加速器迷宫内的Ｘ射线剂量当量率，结果表明迷宫内Ｘ射线测量当量率在迷宫内入口处最高，当迷宫内入口到等中心的蹁小于５．２ｍ时，该迷宫内入口中心处的Ｘ射线测量当量率与等中心处用束Ｘ射线吸收剂量率的比值大于５．５×１０＾－５，随距离增加，剂量率减小，进入迷宫巷道后，Ｘ射线剂量当量率一般不超过等中心有     

西安脉冲堆对环境的影响

应用厂址周围的人口与食谱调查资料以及反应堆参数 ,计算了该堆及其同位素生产线在正常运行及事故工况下厂址控制区边界的最大个人有效剂量当量和80km范围内的集体有效剂量当量。计算结果表明 :在正常运行时 ,厂址控制区边界最大个人有效剂量当量为6 0×10 -3mSv/a ,80km范围内的集体有效剂量当量为0 35人·mSv/a。反应堆最大假想事故事故下 ,所致厂址限制区外(500m)公众最大全身有效剂量当量为2 1×10-2mSv ,甲状腺剂量为3 8mSv ;事故持续30天后 ,80km范围内的集体有效剂量当量为0 14人·Sv(全身)和97人·Sv(甲状腺) ;正常运行工况和最大事故期间对本地区环境的影响都是可以接受的     

加速器感生放射性的环境影响估价

叙述了加速器大厅感生放射性气体浓度的计算方法。给出了加速器生放射性气体在周围环境的浓度分布以及辐射剂量的估算方法。讨论了估算方法的适用范围。     

医用电子直线加速器的测量

本文概要介绍了加速器的一般知识和测量准备工作，较详细地介绍了对加速器吸收量，百分深度剂量，射线能量，射野离轴比，射野均坦度等几个主要项目的测量和计算方法，并重点强调了对加速器进行正确可靠的剂量，是放射治疗质量保证和质量控制的重要环节。     

浙江省石煤开发利用对环境的放射性影响

本文报道了石煤开发利用中产生的对环境的放射性影响问题。石煤中U、~(226)Ra含量高,在其生产和利用过程中,如无任何控制措施,可以导致环境放射性污染。调查结果表明:浙江省石煤开发利用区土壤中~(238)U 和~(226)Ra 含量分别比对照区高2.4和2.1倍;陆地γ辐射水平比对照区高44%;石煤渣砖建房室内γ辐射剂量率比对照区高80%;石煤渣砖建房室内氡及其子体浓度最高分别可比一般砖建房高35和42倍,室内氡子体所致居民年附加有效剂量当量为41.2mSv;并导致钱塘江冰系某些局部江段中~(238)U 和~(226)Ra 浓度增加了一个数量级。     

加速器驱动的放射性洁净核能系统

叙述了核能发展到的主要问题，介绍了国内外对加速器驱动的放射性洁净核能系统的研究计划、特别阐述了钍资源在这一领域中的应用。     

2 用于放射性核束设施驱动加速器的100MeV强流H^-回旋加速器

北京放射性核束装置，简称为BRIF，是一个新的基于放射性核束装置的加速器工程。该工程由以下几个部分组成：100MeV回旋加速器、在线同位素分离系统、现有的串列加速器注入器改造、超导直线增能器、各种不同的物理实验终端和一个同位素生产研究靶站。作为驱动加速器，100MeV的H^-回旋加速器能够提供75～100MeV、200～500μA以上的质子束流。对于最终能量不高于100MeV，束流强度低于lmA的回旋加速器，选择紧凑型磁铁，采用加速H^-、剥离引出的技术路径，将使得加速器结构更小，也更便宜。     

对核应急放射性沉降监测中一些问题的探讨

针对核应急放射性沉降监测的特点,本文分析了地面剂量率监测和环境介质中的放射性活度浓度测量中存在的一些问题,探讨了基于谱仪测量地面放射性污染面活度以确定剂量率的方法。     

兰州重粒子加速器感生放射性的辐射防护

采用FLUKA蒙特卡罗程序计算了兰州重粒子加速器所产生感生放射性核素的种类及其活度,研究了其活度随时间的变化关系,使用γ谱仪测定了冷却后加速器腔壁中长寿命放射性核素的γ能谱图,分析了感生放射性对放射性工作人员和公众的影响,提出了相应防护措施的建议。     

中国核工业三十年辐射环境质量评价

本文主要介绍我国核工业三十年环境辐射影响评价的内容、方法及其主要结果。总的来说,我国核工业对环境的辐射影响是很小的。各单位关键居民组所受剂量均小于5mSv/a;且在关键居民组所受剂量中,有77.1%的单位·年低于0.25mSv/a;核工业对其厂址周围半径80km范围内居民所致的集体有效剂量当量低于天然辐射的万分之一。但矿山、水冶厂产生的集体剂量占整个核燃料循环中总集体剂量的比例较高,达91.5%。     

秦山核电站首炉燃料组件生产对辐射环境影响的初步分析

本文对秦山 30万 k W核电站首炉燃料组件生产所致环境影响进行了初步分析。结果表明 ,在正常运行工况下 ,放射性流出物对厂区周围公众造成的年最大个人有效剂量当量为 2 .96× 10 -7Sv,关键核素是 2 34 U,关键居民组是正东方位 1km处的少年 ,关键照射途径是吸入。气载放射性流出物对集体剂量的贡献约占 89.7% ,半径为 80 km范围内的集体有效剂量当量为 1.73× 10 -2人·Sv/a     

环境辐射影响评价方法学

在本世纪40年代核计划开发的初期就开始了对大型核设施向环境释放放射性物质的评价。但早期的“评价”主要侧重于监测。辐射影响评价旨在定量估算放射性核素向环境释放对公众的影响。因此它是一门多学科的课题,包括:源项的确定,环境中的输运与弥散、生物链转移,内外照射剂量计算以及健康效应估计等。本文简要而全面地介绍了环境辐射影响评价方法学,并讨论了有关领域的发展动向。     

北京正负电子对撞机调束运行期间的环境辐射

本文主要介绍对北京正负电子对撞机(BEPC)调束运行期间环境辐射监测的方法和主要结果。在北京谱仪大厅(1厅)活动屏蔽墙(1m厚、6m高混凝土)内、外(监测点R-5、R-6)的中子剂量当量率分别为33和1.2μSv/h,γ剂量当量率分别为55和0.8μSv/h;在距1厅内的第一对撞点100m处的19环境监测站测得的中子剂量当量率曾达0.039μSv/h,γ为本底水平,经分析表明,此中子剂量主要来自对撞点聚焦磁铁接反(束流损失较大)情况下的天空反射。     

一个医用电子直线加速器调试室的屏蔽改造设计

本文介绍了一个原未考虑中子防护的医用电子直线加速器调试室的屏蔽改造设计。改造 后能较好地解决中子防护问题,可供高能医用电子直线加速器调试使用。文中对剂量估算和测量结果作了比较。     

中国原子能科学研究院辐射环境质量评价

本文用环境监测结果和模式计算相结合的方法评价了中国原子能科学研究院运行29年来对环境造成的辐影响。结果表明,对于周围的广大居民来说,多年平均最大个人有效剂量当量为6.8×10~(-5)Sv/a,关键核素是~(131)I,关键居民组是正北方位1km 处的幼儿,关键途径是食用当地产的牛(羊)奶。气态流出物对剂量的贡献约占99.9%。80km 范围内计975万人的集体有效剂量当量为1.9人·Sv/a。     

苏州某燃煤电厂气载放射性排出物环境影响评价

根据苏州某大型燃煤电厂烟尘排放所致周围环境近地面空气中天然放射性核素的浓度和地面沉积量及其分布,估算了该厂气载放射性排出物对厂区周围半径100km范围内公众居民经蔬菜、农作物食入,飘尘吸入和地表γ沉积的内、外照射途径所致的归一化人均有效剂量当量和归一化集体有效剂量当量。估算结果表明,最大污染浓度位于下风向SW-NW区间距烟囱1km处;归一化人均有效剂量当量是4.17×10~(-4)Sv/GWa;对厂区周围半径100km范围内2.1×10~7公众居民的归一化集体有效剂量当量是40man·Sv/GWa。     

四川大学五台加速器辐射防护情况的调查和测量

本文介绍了1982年4月“粒子加速器辐射防护规定编制小组”对四川大学五台加速器辐射防护状况调查与测量的主要结果,总结了防护设计和安全运行的经验教训,提出了改进与提高防护水平的建议。     

环境辐射影响评价方法讨论—另一种与源相关的评价模式

放射防护体系三原则中的个人剂量限值是与个人相关的量；环境辐射影响评价中估算的剂量值是与源相关的量。本文讨论了这两个量的关系，并对现有的环境影响评价方法中的基本概念进行了讨论，详细论述了用１ａ实践产生的剂量负担（或截尾剂量负担）来表示定常持续源的最终年剂量的原理及其应用的合理性，并给出了相应的剂量估算模式和参数。