积分法评估~(60)Co工业辐照装置卡源事故剂量

利用MCNP程序构建简单人体、辐照室、源井、板源模型,对进入辐照室过程中不同位置处工人的吸收剂量率进行了计算,按指数衰减律拟合出吸收剂量率随空间变化的曲线和函数,采用积分法对进入、滞留、撤离辐照室工人的受照剂量进行了计算。结果表明:工人进入、滞留、撤离辐照室总共花费时间为12.7 s,整个过程受照当量剂量为20.61 mSv,与中国辐射防护研究设计院对事故工人个人剂量计检测结果相吻合。该方法可有效地对随空间变化辐射场中的受照工人个人剂量开展评估。     

~(192)Ir γ照相源的研制

本文描述了~(192)Irγ照相源的生产原理、生产工艺、质量控制和产品性能。~(192)Irγ照相源用金属铱粒或铱片作为靶材料,在高通量反应堆照射,通过~(191)Ir(n,γ)~(192)Ir核反应,生成高比活度~(192)Ir。照射过的铱靶经过在热室内加工处理后制成~(192)Irγ照相源。源的质量达到了规定的要求。     

医用~(192)Ir后装源的研制

本文主要研究医用铱-192后装源的研制方法。通过高通量反应堆照射铱丝制备源芯,采用氩弧焊密封源壳和源辫的方法制备铱-192后装源。并对制备的铱-192后装源进行质量检验,检验结果表明铱-192后装源密封性好,无泄漏,表面无污染,活度最大偏差在±5%以内。产品的性能指标均优于行业标准,达到国外同类产品水平。     

铱-192工业探伤源对典型居民区的剂量计算

根据中国原子能科学研究院铱- 192工业探伤源物理参数,采用蒙特卡罗方法程序(MCNP)计算了铱-192源在典型居民区的空间剂量分布和居民的吸收剂量率.结果表明:水平方向1200 cm处在“有”和“无”混凝土墙防护情况下的吸收剂量率分别为12.2000和2090.0000μGy/h,垂直方向吸收剂量率随位置呈指数衰减;铱-192源所存放2#居民楼3楼层以上住户的吸收剂量率低于USNRC限值.计算结果将为铱- 192放射源事故的评估和受照人群的医学治疗提供参考.     

射线探伤用192Ir、60Co源的防护管理

介绍了围绕放射性同位素^192Ir、^60Co源的应用开展的防护管理工作。首先是加强放射工作人员的培训，对源的使用执行严格的管理程序和规定；重点说明了在不同应用现场采取的具体防护及管理措施；最后，介绍了射线源的采购、废源处理和运输等相应的管理程序及辐射事故应急计划等。上述一系列的管理体系和规章制度，保证了源的安全使用，并创造了良好的经济效益。     

一起 ~(192)Ir 放射源超剂量运输事件及其分析

本文报导一起１９２Ｉｒ退役放射源超剂量运输事件及其分析，值得引起有关部门及人员的注意。     

江苏省后装近距离治疗机~(192)Ir放射源有效活度检测与分析

本文报告2004~2007年用两种检测方法(指型电离室和阱式电离室检测方法)对江苏省21台近距离治疗机192Ir源有效活度进行了检测。检测结果表明,21台设备中只有12个192Ir源有效活度相对标称值相对偏差在±3%以内。近距离治疗机有效活度质控检测工作的重要性和紧迫性,应引起卫生行政部门的重视。     

Cross Section Measurement for Reaction ~(193)Ir(n,2n)~(192m2)Ir at 14.7 MeV

The cross sections induced by neutron on long-lived radionuclides of importance in fusion reactor technology are measured by activation method for ~(193)Ir(n,2n)~(192m2)Ir reaction at 14.7 MeV. The neutron fluences are determined by the cross section of ~(93)Nb(n,2n)~(92m)Nb. The neutron energies in these measurements are determined by cross section ratios for ~(90)Zr(n,2n)~(89)zr and ~(93)Nb(n,2n)~(92m)Nb reactions.     

192Ir源辐射事故中受照人员的临床观察

对在华南地区某次192Ir源人为辐射事故中受照的50例患者进行了临床观察.结果发现,受照的全部患者均出现不同程度的临床症状,其中8例发生染色体畸变,临床诊断为1例亚急性轻(中)度放射病,1例先兆流产.结果表明人为辐射事故危害性极大,受照人员临床表现多样,需要及时诊断和治疗,同时需要长期随访观察.     

用示踪砂~(192)Ir定量评价水力压裂裂缝宽度

针对目前油田水力压裂产生人工裂缝的重要参数缝宽,利用示踪砂~(192)Ir对压裂裂缝宽度进行定量化实验研究。首先建立模拟裂缝模型进行理论推导与计算,得到裂缝宽度与~(192)Ir射线强度的线性关系。在此基础上,制备用于示踪实验的示踪砂~(192)Ir,并将示踪砂混入填满支撑砂的模拟裂缝中。在裂缝宽度实验装置中,使用测井仪进行检测,得到裂缝宽度与~(192)Ir射线强度的实验关系曲线;最后通过现场实验验证了使用示踪砂评价水力压裂裂缝宽度结果的准确性。     

~(241)Am-Be源和~(226)Ra-Be源的中子注量-剂量换算系数

在中子剂量仪表刻度和中子剂量计算中经常遇到单位注量中子与比释动能、吸收剂量、剂量当量之间的换算关系。它们之间的数值关系通常称为中子注量-剂量换算系数。在《放射防护规定》中规定职业放射性工作人员最大容许剂量当量为每年5雷姆。同时又对2.5毫雷姆/小时对应的中子通量(中子/厘米~2·秒)进行了规定(见附表1第7栏)。国际辐射防     

~(137)Cs源生产线操作箱室的去污

简要介绍了某137Cs源生产线操作箱室的去污工作,总结了作业实践的经验和教训。箱室去污后,热室前工作位置γ辐射剂量率从30~50μSv/h下降到6~8μSv/h;工作箱前工作位置从70~250μSv/h下降到小于10μSv/h;回收的去污废液总活度为247.9 Ci,去污效率为97.4%。     

~(60)Coγ射线外照射的有效剂量当量

由国际放射防护委员会(ICRP)提出,为辐射防护剂量学所用的有效剂量当量(H_E)概念,在目前,它的应用仍有困难。为简化确定 H_E,本文分别计算了~(60)Coγ射线外照射的器官剂量、H_E 与个人剂量仪佩带处吸收剂量的比值(DROP),同时也计算了与人体中心自由空气中照射量的比值。当放射源离人体中心的距离不同时,DROP 也随之改变。3m 远条件下算得的结果与 Maruya-ma 给出的平行线束结果符合得很好。     

一起~(60)Co源事故及受照射人员情况

【美国《保健物理》1986年11月号第601页报道】1973年12月17日,在捷克斯洛伐克境外的一个医院里,一名负责维修医用辐照装置的26岁的技术员 A 与他的同事 B一起,把一个110TBq 的~(60)Co 源装入远距治疗装置。在把源从运输容器滑入远距离治疗     

田湾核电站生物中~(137)Cs和~(90)Sr水平及公众内照射剂量评估

对田湾核电站1、2号机组周围15种生物中~(137)Cs、~(90)Sr放射性水平进行监测,并对所致的内照射剂量进行估算。结果表明:生物中~(137)Cs、~(90)Sr活度浓度范围分别为0.008~0.208 Bq/kg和0.007~1.010 Bq/kg。依据测定的数据,估算出核电站周围由膳食摄入~(137)Cs、~(90)Sr所致公众年待积有效剂量为:0.67μSv,其中贡献相对较大的是粮食和蔬菜。     

~(90)Sr+~(90)Y眼科治疗源治疗时眼球各部份的剂量

本文报道了用组织等效外推电离室测量人的新鲜眼球的主要结构如角膜、巩膜、晶状体和房水对~(90)Sr+~(90)Y放射源的吸收剂量的分布,确定了在用眼科治疗源进行治疗时不同深度处的剂量值,从而得出了作为对放射性敏感区的晶状体所受的剂量值,为放射治疗和辐射防护提供了有用的数据。     

核电厂排放的~(85)Kr的分析方法及剂量评估

分析了~(85)Kr的性质及其在环境中的迁移行为,对气态流出物和环境介质中~(85)Kr的测量方法进行了总结。研究表明,对核电厂气态流出物和空气、水样品中的~(85)Kr,需要经分离纯化进行样品制备,并在液闪谱仪上测量,以获得足够低的探测限。对~(85)Kr的剂量评估方法进行了研究,采用目前我国主流机型CPR1000、AP1000和华龙一号的排放源项进行估算,表明核电厂释放的~(85)Kr对公众造成的辐射剂量极小。     

两例~(60)Co源事故受照病人的剂量估计

1986年5月26日,河南省开封市辐照厂两名工作人员进入了正在照射的~(60)Co 源(～0.3PBq)辐照室。通过模拟试验、辐射场分布测量和受照者左裤袋内手表红宝石的辐射热释光信号的测定,确定了事故照射的几何条件和受照时间。估计了受照病人的全身剂量和器官剂量,其中全身剂量包括造血干细胞活存计权等效剂量、红骨髓计权平均剂量和全身平均吸收剂盈。这些剂量估计结果与染色体畸变分析所估计的剂量值符合得很好。     

两例~(60)Co工业探伤机事故照射病人的剂量估算

在一次~(60)Co 工业探伤机的事故中,两名工人在9天内受到多次全身不均匀照射。通过调查及模拟实验,确定了这次事故照射的物理条件,并估算了某些器官剂量和等效全身均匀照射剂量。     

从高放废液中除去(回收)~(137)Cs和~(90)Sr

在较早的方法的基础上,结合最近几年进展的情况,从沉淀、离子交换和溶剂萃取3个方面综述了从高放废液中除去(回收)~(137)Cs和~(90)Sr的方法,并进行了讨论.