某研究堆寿期后控制棒取样过程中的辐射防护

分析了某研究堆寿期后控制棒的源项及取样过程中存在的辐射危害,制定了操作过程中的辐射监测和防护方案。监测结果表明,整个取样过程中,操作人员个人累积剂量最大为61 μSv,集体剂量为229 人·μSv,采取的辐射防护措施有效地保证了取样过程中工作人员的辐射安全。     

DMC2000S电子个人剂量计校准装置的建立

依托DMC2000S型X、γ电子个人剂量计专用照射测读软硬件设备,建立了现场级别的DMC2000S电子剂量计校准装置,用于该型电子剂量计的现场校准。该校准装置采用标准仪器传递法,以校准的方式实现了量值溯源。校准装置的测量范围为10 μSv～100 mSv,扩展不确定度为9.2% (k=2),符合该校准装置的使用目的需求,能满足JJG 1009—2006《直读式X、γ辐射个人剂量当量(率)监测仪》所要求的相关校准或检验项目的执行。     

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。     

10 MW高温气冷实验堆升功率运行阶段辐射水平监测

通过对10MW高温气冷堆从装料前到满功率运行期间工艺流、工艺间、流出物、厂区环境的放射性核素含量、个人剂量水平进行的系统监测,了解了反应堆在不同功率下运行时对环境和工作人员的辐射影响,为反应堆安全运行和验收评价提供依据.监测结果显示,除反应堆堆顶距堆芯最近处中子剂量率最高为3.1 μSv/h外,其余点和工艺间均小于2.5 μSv/h(贮留因子T＞1/4)的剂量率控制值,厂区环境γ剂量率处于本底水平,烟囱流出物中没有检测到放射性核素(低于方法探测限).     

中国原子能科学研究院同位素研制与生产人员的个人剂量监测与评价(1993～1998)

本文报道了中国原子能科学研究院 1993～ 1998年同位素研制与生产人员的个人剂量监测结果。外照射个人监测结果表明 ,1993～ 1998年 ,受监测人数共计 2 35 3人 ,受监测人员的集体有效剂量为7.0 3人· Sv,年人均有效剂量为 2 .99m Sv,年有效剂量超过 15 m Sv的人数为 94人 ,占总监测人数的4 .0 % ,其中有 7人超过了 5 0 m Sv,占总监测人数 0 .3%。各年度集体有效剂量在 0 .78～ 1.6 4人· Sv之间 ,年人均有效剂量在 1.91～ 4 .19m Sv之间 ,从 1993到 1996年 ,年人均有效剂量逐年下降 ,从 3.4 2 m Sv下降到 1.91m Sv,从 1997年开始又有所上升 ,1998年上升到 4 .19m Sv。在内照射个人剂量监测方面 ,1993～ 1998年 ,共监测了 10 4 8人次 ,发现内污染者 6 6 8人次 ,占总监测人次的 6 3.7%。内照射剂量估算结果表明 ,1993～ 1998年间 ,受监测人员的年人均待积有效剂量为 8.9× 10 -2 m Sv,总监测人数为 86 4人 ,集体待积有效剂量为 7.7× 10 -2 人· Sv。各年度工作人员所受年人均待积有效剂量在 1.8× 10 -2 ～ 2 .2×10 -1m Sv范围内 ,年集体待积有效剂量在 2 .9× 10 -3 ～ 2 .4× 10 -2 人·Sv范围内     

鉴别式热释光个人剂量计的性能及参加国际比对的概况

介绍了鉴别式热释光个人剂量计的性能。包括剂量计结构,实验方法,体模反散射,能量响应和角响应以及能量鉴别和剂量刻度。用此剂量计参加了由ＩＡＥＡ／ＲＣＡ组织的个人剂量监测国际比对,在两个比对阶段中均获得了满意的结果。到目前为止,国内已有近５０个个人剂量监测单位拥有该剂量计。     

一种用于个人剂量当量Hp(0.07)监测的剂量计研制

鉴于目前国内生产的个人剂量当量H_p(0.07)剂量计对低能β辐射响应较差,以及对β、γ混合场中H_p(0.07)剂量测量误差较大的问题,基于LiF:Mg, Cu, P热释光探测器,结合模拟计算,研制了一种ZF-P7型H_p(0.07)剂量计。其性能指标测试结果表明：对于最大能量为225 keV～2.274 MeV的β射线,响应在0.67～0.95之间;对16 keV～1 250 keV的X、γ射线,响应在0.66～1.45之间;在剂量100μSv～1.2 Sv范围内,剂量线性在0.91～1.10范围内;在入射角为0～±60°,对65 keV X射线的角度响应在0.99～1.09范围之内,对⁸⁵Kr β射线角度响应在0.94～1.11范围之内。经实验验证,ZF-P7型H_p(0.07)剂量计的各项指标均满足行业标准EJ/T 1178—2005和检定规程JJG(军工)37—2014要求。由于该ZF-P7型剂量计性能优良,特别是对不同能量的X、γ、β辐射响应较好,可解决混合辐射场作业人员H...     

比值法在热释光个人剂量计中的应用

目前广泛使用的个人剂量计不具有能量鉴别能力,在混合辐射环境、复杂辐射环境和未知能量的辐射环境中使用可能有较大的误差,为解决此问题,将比值法应用在了热释光个人剂量计。使用MCNP程序模拟计算能量响应、在标准辐射场进行实验验证并参加了全国比对。实验结果和比对结果表明,应用了比值法的剂量计能大幅度提高监测结果的质量。论文相关的剂量计设计合理、能够有效区分光子能量,在混合辐射场、复杂辐射场和未知能量辐射环境中的个人剂量监测工作中有很好的应用前景。     

X、γ音响个人剂量计

X、γ音响个人剂量计是一种个人监测仪,用于从事核工业,辐射研究,放射性同位素应用和放射医学等工作的个人受辐照剂量的监测。目前个人辐射剂量监测常用的方法有胶片法,电离室型个人剂量计法,热释光剂量计法等。胶片法是一种最古老的方法,虽然它佩带方便,但不能即时读数。电离室型个人剂量计虽然佩带方便又能即时读数且能量响应好,但电离室由于要求高绝缘,其漏电问题使稳定性和可靠性难于达到设计要求,而且制造工艺复杂。近年来随着大规模集成电路的发展,电离室与I/f变换器结合成一     

基于Si-PIN的手部定向剂量当量率实时测量技术研究

研发了一款佩戴在手指上用于实时测量人员手部剂量率和总剂量的皮肤定向剂量当量率仪,实现了对能量范围8~250 keV、剂量率范围1 μSv/h~1 mSv/h的X/γ射线的实时测量,同时还具有超剂量阈值报警功能。剂量率仪包括探头、中继器和主机部分,探头包括Si PIN探测器和电荷灵敏前置放大专用集成电路,主机包括控制电路、显示屏和报警器。通过实验和理论计算研究了基于Monte Carlo模拟的补偿片设计,实现了尺寸为2 cm×1 cm×05 cm的微型探头,能直接佩戴在手指上实现实时测量。在国防科技工业电离辐射一级计量站核工业放射性计量测试中心开展了校准和检验,实验结果表明能量响应、剂量率线性范围满足相关规程的要求。     

131 Ⅰ治疗分化型甲状腺癌的辐射防护

分化型甲状腺癌(DTC)患者甲状腺全切或近全切术后常需要对患者行¹³¹I治疗,¹³¹I单次治疗剂量超过400 MBq时,需住院隔离。随着DTC患者的不断增加,¹³¹I应用越来越广泛,应用量越来越大,辐射防护问题受到人们的广泛关注。本文从病房环境防护、患者自身防护、医护人员防护及周围人群防护等几方面介绍了¹³¹I治疗后患者住院期间及出院后应该采取的防护措施及应注意的一些事项,可以更好地保护患者、医护人员及公众的健康。     

甲癌患者131I治疗出院标准及时间研究进展

¹³¹I治疗是分化型甲状腺癌患者术后安全、有效、重要的辅助治疗方式,同时有可能产生辐射危害。为了减少其辐射危害,甲状腺癌患者行大剂量¹³¹I治疗后需住院隔离治疗,其体内放射性活度、周围当量剂量率的高低等因素决定了患者需住院隔离时间的长短。本文介绍甲状腺癌患者¹³¹I治疗后出院标准、体内活度估算、辐射剂量的监测、住院隔离时间以及其预测因素等研究进展,为临床工作中实施规范、合理的出院标准以及进一步开展相关研究提供参考。     

中国核动力院外围空气中7Be、40K、60Co、131I、137Cs分布特征及所致公众年有效剂量评价

基于2015—2017年中国核动力院外围空气中⁷Be、⁴⁰K、⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs监督性监测数据,对综合楼、南坝工会和木城水厂监测点附近居民组三种途径的有效剂量进行了粗略估算。结果表明:随距核设施距离增加,⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs平均年摄入量和所致年有效剂量减小;综合楼附近居民组中成人、青少年、儿童、幼儿、婴儿经吸入⁷Be、⁴⁰K、⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs平均年摄入量分别为29.25、26.48、20.16、11.49、6.79 Bq/a;综合楼附近居民组中青少年、儿童、成人、幼儿、婴儿,经吸入、浸没和地面沉积途径⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs所致年有效剂量分别为133.58、130.98、128.61、120.20、118.61 nSv/a,⁶⁰Co所致剂量分数达到95.6%,其次是¹³⁷Cs;地面沉积途径所致剂量分数达到54%,其次是吸入;综合楼附近居民组中青少年组成员⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs所致有效剂量最大为133.58 nSv/a,但此有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.25 mSv)的1‰以下。由此可以得出,核基地核设施正常运行工况下,⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs对核基地外围空气的影响很小。     

Measurements of 134Cs and 137Cs in urine and estimation of the inter nal dose of an adult exposed to the Chernobyl Accident

To estimate the internal dose of a Chinese visiting scholar internally contaminated because of the Chernobyl Accident, the contents of 134Cs and 137Cs in urine were measured using a Ge（Li） γ-spectrometer. The internal doses were calculated based on data from the ICRP Publications. The effective doses from ^134Cs and ^137Cs were estimated to be 61 μSv and 98 μ Sv, respectively. The sum of 159 μSv was lower than the total effective dose （310 μSv）, from the inhalation and ingestion of natural radionuclides. The dose of ^131I was also reviewed referring to the UNSCEAR 2000 Report. The equivalent effective dose of ^131I was estimated to be 2.9 mSv, 18 times more than the amount of ^134Cs and ^137Cs. Therefore, it is considered that the earlier estimation of internal doses of ^131I is important in evaluating radiation injuries from a nuclear reactor accident.     

工业脉冲X射线发生装置放射防护检测与评价方法研究

目的探讨利用热释光剂量计对工业脉冲X射线发生装置进行放射防护检测与评价的可行性。方法分别用热释光剂量计和AT1123型X/γ辐射剂量率仪测量脉冲X射线发生装置的辐射剂量,通过对测量结果的分析和比较验证热释光剂量计测量脉冲X射线的有效性,通过对周围环境中年累积剂量的估算来评价试验人员和公众的受照剂量是否满足辐射防护要求。结果1号脉冲X射线发生装置曝光4次,2号脉冲X射线发生装置曝光10次,热释光法测得不同距离处的累积剂量符合距离平方反比衰减规律,实际检测结果与理论推算值较为吻合。两个X射线发生装置现有的工作负荷下,工作人员和公众的年累积剂量均在辐射防护控制目标值内。结论热释光法得出检测结果与理论推算值较为吻合,能够满足工业脉冲X射线发生装置放射防护检测需求。     

土壤中238U、226Ra、210Pb、210Po在3种蔬菜中的转移及食用后剂量估算

研究了广东地区受铀矿污染的土壤中生长的芥菜、大白菜、苋菜的根、茎、叶中²³⁸U、²²⁶Ra、²¹⁰Pb、²¹⁰Po的含量分布情况,其中根为主要富集部位;3种蔬菜的转移系数皆在10^-3~10^-2水平,芥菜的²³⁸U和²²⁶Ra的转移系数之间存在相互影响,大白菜的²¹⁰Pb和²¹⁰Po的转移系数之间也存在相互影响关系;对公众每食入1 kg蔬菜所产生的待积有效剂量做了初步估算,²³⁸U贡献的剂量为0.001~0.105 μSv,²²⁶Ra为0.004~0.576 μSv,²¹⁰Pb为0.019~0.646 μSv,²¹⁰Po为0.010~1.30 μSv。     

核电厂技术规格书冷却剂放射性比活度运行限制条件确定方法研究

本文通过对西屋标准电厂技术规格书中一回路冷却剂放射性比活度限值的研究,揭示了限值制定的背景及含义,有助于对技术规格书中相关规定的深入理解和后续的执行。通过AP1000电厂与西屋标准技术规格书的比较可知,AP1000电厂技术规格书用剂量等效¹³³Xe比活度限值替代了西屋标准技术规格书中的总放射性比活度限值,剂量等效¹³¹I比活度和¹³³Xe比活度限值均基于设计基准0.25%燃料包壳破损率计算得到,屏蔽设计、三废处理系统设计和事故后果分析等所采用的源项是一致的。最后,结合国内标准要求给出了可以对技术规格书中碘尖峰时比活度限值进行调整以及剂量等效¹³¹I和¹³³Xe比活度限值可以根据0.25%燃料破损率计算数据进行调整的建议。     

分化型甲状腺癌患者行131I治疗辐射防护的知信行现状调查

为了解分化型甲状腺癌患者¹³¹I治疗辐射防护知信行现状及其相关影响因素,我们采用自行设计的辐射防护知信行问卷对某三甲医院核医学科2018年3—6月期间行¹³¹I治疗的330名甲状腺癌患者进行现场调查。结果提示,分化型甲状腺癌患者¹³¹I治疗辐射防护知识、态度、行为百分制平均得分分别为(58±17.88)分、(90.28±7.48)分、(72.13±7.83)分,三者两两正相关,学历是影响患者辐射防护知识水平的主要因素。甲状腺癌患者¹³¹I治疗辐射防护态度积极,但防护知识水平和行为不足,应注重出院后的防护措施指导,并重点关注低学历患者。     

一种基于薄塑料闪烁体探测器的定向剂量当量率监测仪研制

基于薄塑料闪烁体探测器,采用MC模拟优化了定向剂量当量率监测仪探头组合结构。研制的用于弱贯穿辐射监测的定向剂量当量率仪,在10 μSv/h～100 mSv/h范围内,相对固有误差＜± 6%;⁸⁵Kr的β辐射场中,-60°～60°范围内角度响应好于± 40%;β辐射平均能量在60 keV～800 keV内,能量响应变化在-24%～49%范围内;变异系数小于2%。实验测量结果表明,该定向剂量当量率仪辐射性能满足GB/T 4835.1—2012要求。     

干馏法从铀的裂变产物中分离131I

¹³¹I是一种重要的医用放射性同位素,但因湿法分离技术上的缺陷,使得从铀裂变产物中获取¹³¹I的工艺具有环境污染严重、提取效率低的缺点。因铀裂变产物中¹³¹I的产额较高,为拓展¹³¹I的获取途径,提高铀裂变产物的利用效率,开展铀裂变产物中¹³¹I分离的新工艺研究十分必要。与传统湿法分离工艺不同,本工作采用了干馏法进行铀裂变产物中¹³¹I的分离。为了得到高的¹³¹I分离效率,将分离过程分为低温粉化、高温干馏和中低温保温三个阶段,并研究高温干馏阶段温度对131I分离效率的影响。实验发现：当干馏温度高于950 ℃时,¹³¹I的分离效率≥98%。此外,研究结果还表明,在该干馏温度下,碘和¹⁰³Ru 均可挥发出铀靶片,但产物收集液中却仅含有碘。为了解释这一现象,对碘的分离过程进行分析,结合实验结果和理论计算,推测挥发物中碘和¹⁰³Ru分离的原因为：¹⁰³Ru与氧反应生成挥发性RuO₄,从铀的裂变产物挥发出;因加热管内温度较高,RuO₄在迁移过程中发生了分解,生成RuO₂沉积在加热管内部。因此,利用干馏法从铀的裂变产物中分离¹³¹I时,为了得到放化纯度高的碘产品,不仅要合理规划分离过程,还需科学设计加热管的长度。