核工业系统职业性照射个人剂量监测(1991～2000)

本文介绍了中国核工业系统1 991～2 0 0 0年职业性照射个人剂量监测情况和主要结果。这1 0年中,除铀矿冶系统以外的核工业职业性照射的被监测总人年数为49899,工作人员所受外照射集体有效剂量为98.48人·Sv ,年人均有效剂量为1 .97mSv。内照射个人剂量监测结果表明,各有关厂、院的年人均待积有效剂量均低于5mSv。还简要介绍了铀矿山、水冶厂个别年份的职业性照射个人剂量监测结果。最后对核工业系统个人剂量监测结果做了初步评价。     

中国原子能科学研究院放射性工作人员个人剂量监测（1985—1990年）

本文介绍了中国原子能科学研究院1985—1990年放射性工作人员个人剂量监测情况。6年内,工作人员所受的外照射累积剂量当量为17.64人·Sv,人均年剂量当量为2.2 mSv。同时还给出了~3H、~(125)I、~(131)I 及其它裂变核素的内照射剂量数据。     

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     

2012-2018年度重庆市某医院放射诊疗工作人员职业照射个人剂量监测与评价

采用职业性外照射个人剂量常规监测方法,对重庆某医院放射诊疗工作人员职业性外照射个人剂量进行了监测。监测结果显示,该院2012—2018年度放射诊疗工作人员职业性外照射人均年有效剂量为0.3～0.8 mSv,远低于国家标准中职业照射人员的年剂量限值规定;职业类别年有效剂量,介入放射学>放射治疗>核医学>放射诊断。     

同位素研制与生产人员内照射个人监测及剂量估算

对中国原子能科学研究院1995～2000年同位素研制与生产人员进行了内照射个人监测和剂量估算.监测结果表明,各年度工作人员的集体待积有效剂量当量为2.9×10-3～9.8×10-2人·Sv,年人均待积有效剂量当量为1.8×10-2～8.0×10-1mSv.1995～2000年6年间接受监测的总人数为873人,累积集体待积有效剂量当量为1.6×10-1人·     

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%。     

某医院2019—2021年放射工作人员个人剂量监测结果分析

目的 了解空军军医大学第二附属医院核医学科放射工作人员职业性外照射个人剂量情况。方法 以该院核医学科全体工作人员为研究对象,对其2019—2021年间所受外照射个人剂量进行监测并分析。结果 (1)2019、2020、2021年人均年有效剂量分别为1.04、1.22和1.19 mSv/a,其中,医师为0.85 mSv/a...     

核工业总公司职业性辐射照射个人剂量数据库的数据存储

一、前言核工业总公司所属各厂、院、所职业性照射个人剂量监测工作已有三十多年的历史。各单位的安防部门在监测工作中积累了大量数据。使用电子计算机将这些数据统一管理,对提高个人剂量监测工作的质量,进行大人群的剂量数据的统计,并进一步为辐射     

北京市从事^125I工作的人员甲状腺中^125I的监测及剂量估算

为了控制工作人员的内照射剂量水平，我们对北京从事＾１２５Ｉ工作的人员甲状腺中的＾１２５Ｉ进行监测，并估算了工作人员所受的内照射剂量。共监测８个单位，７９人，其中７８人有明显的＾１２５Ｉ内污染。所测到的甲状腺中＾１２５Ｉ滞留量为０．０１－６．３２ｋＢｑ。人均待积剂量当量为０．３５ｖＳｖ。总的集体待积剂量当量为２７．７人．ｍＳｖ。     

广东大亚湾核电站1994～1998年职业性照射个人剂量监测结果

本文介绍了广东大亚湾核电站１９９４￣１９９８年放射工作人员个人剂量监测的主要结果。５年中，被监测工作人员所受到的外照射集体剂量当量为７．０人．Ｓｖ，人均年剂量当量为０．５８ｍＳｖ。     

北京市消化道造影检查所致受检者的剂量

本文介绍北京市消化道造影检查所致受检者剂量的实验研究结果。文中主要叙述了体模实验的典型照射条件、实验测量结果和剂量估算方法;给出了各种消化道造影的器官剂量转换因子;并采用 Drexler 等人给出的权重因子,估算了食道、上消化道、下消化道和全消化道造影的加权剂量当量,其值对男性受检者分别为2.00、14.70、12.00、和13.70mSv,对女性受检者分别为4.10、14.50、10.80和15.20mSv。     

大亚湾核电站1994～2002年职业性照射个人剂量监测和评价

本文总结了大亚湾核电站1994～2002年辐射工作人员职业性照射个人剂量的监测和评价结果.九年中,大亚湾核电站工作人员(包括参加核电站机组检修和为核电站提供各类支持服务的承包商人员)所受到的外照射累积集体剂量为11.6人·Sv,归一化集体剂量为0.879人·Sv/GWa,没有发现大于年摄入量限值1%的内沾染人员;年人均有效剂量为0.56 mSv,单年度个人剂量超过20 mSv的仅有4人,最大值为36.3 mSv.     

大茶园矿氡及其子体监测方法和工人的受照剂量

本文简要介绍了大茶园矿氡及其子体浓度的监测方法,由近五年1967对监测数据,得到的平衡因子 F 均值为0.33。根据对22名采掘工人连续6个月的工时调查工作场所的氡及其子体浓度和γ照射量率监测数据,采用 ICRP 第32号出版物中推荐的剂量换算因子,算得由吸入氡子体和γ外照射引起的采掘工人的人均年有效剂量当量分别为0.042Sv 和0.0027Sv。     

研究性重水反应堆厂房内场所与个人中子、γ剂量当量的测定

本文报道中国原子能科学研究院研究性重水反应堆厂房内场所与个人中子、γ剂量当量的测量方法和结果。1985年度,堆运行4440h,平均热功率为11MW,堆厂房地下室、大厅、1—3楼走廊和实验室等区域,全年累积的场所中子、γ剂量当量分别为12.2、11.6、0.45和0.23cSv,任一工作区内,中子剂量当量的份额小于21%;堆厂房工作人员个人中子、γ年剂量当量约为0.49cSv,以γ剂量当量为主。对测量方法作了现场比较。     

大亚湾核电站1994～2002年职业性照射个人剂量监测和评价

本文总结了大亚湾核电站 1 994～ 2 0 0 2年辐射工作人员职业性照射个人剂量的监测和评价结果。九年中 ,大亚湾核电站工作人员 (包括参加核电站机组检修和为核电站提供各类支持服务的承包商人员 )所受到的外照射累积集体剂量为 1 1 .6人·Sv,归一化集体剂量为 0 .879人·Sv/GWa,没有发现大于年摄入量限值 1 %的内沾染人员 ;年人均有效剂量为 0 .5 6mSv ,单年度个人剂量超过 2 0mSv的仅有 4人 ,最大值为 3 6.3mSv。     

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。     

中国核工业总公司职业性照射个人剂量数据微机管理系统

本文介绍中国核工业总公司职业性照射个人剂量数据微机管理系统ＩＤＭＳ。文中主要叙述了该系统的数据库结构、主要功能和特点。该系统是在总结多年个人剂量数据管理工作经验的基础上，根据新标准《核工业职业性照射个人剂量数据采集格式》（ＥＪ７２６－９２）及《辐射工作人员个人监测管理规定》（ＥＪ９４３－９５），采用最新关系型数据库语言ＦＯＸＰＲＯ２５开发的。系统经初步试用检验，结果表明符合ＥＪ７２６－９２和ＥＪ９４３－９５要求，能满足核工业职业性照射个人剂量数据管理工作的要求。     

北京市医院核医学科工作人员内照射个人监测及剂量估算

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。     

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     

中国原子能科学研究院典型居民住宅室内氡浓度的调查及其所致居民剂量的估算

我们于1990年1—2月用固体核径迹探测器,抽样调查了原子能院80户居民住宅室内空气中的氡浓度。调查结果表明,我院居民住宅室内氡浓度的范围为16—209Bq/m~3,算术平均值为49Bq/m~3,中位值为38Bq/m~3,调查数据近似服从对数正态分布,几何平均值为41Bq/m~3。由此估算的我院居民因氡及其子体照射所致的个人年有效剂量当量的均值为1.4mSv。