一例239Pu内污染者的剂量评价

ICRP66、67号出版物中对内照射剂量估算中使用的呼吸道模型和Pu在人体内代谢模式进行了较大的修改。本文应用ICRP66、67号出版筇的推荐的Pu在人体内的代谢模型及参数及新呼吸道模型,估算了一例^239Pu内污染者的摄入量和待积有效剂量。     

一种估算钚内照射剂量的方法

本文应用 ICRP 第30号出版物提供的库模型和钚的代谢资料以及 Langham 公式,提出了一种单次或连续均匀摄入情况下钚内照射剂量估算方法,从而把辐射防护中监测的量与待积有效剂量当量或待积剂量当量或摄入量定量地联系起来。     

氚内照射剂量评价方法在核电站的应用

应用氚监测及内照射剂量的估算与评价方法对田湾核电站大修期间的工作人员氚内照射剂量进行评价,并与大亚湾核电站的监测结果进行比较。结果表明,两个核电站氚监测结果有差异,通过分析认为引致差异的原因主要是两个电站冷却剂中氚产量的差异。     

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·     

与1990年ICRP推荐接轨的内照射剂量估算方法研究及其软件的开发

介绍用于估算个人内照射剂量的新一代计算机应用软件系统。该系统参照ICRP第56、66、67、68、69、71、78号等一系列出版物提供的代谢模型和参数,采用了适于在微机上实现的矩阵算法,使用VC 编制而成,可在Win95或更高版本的微软操作系统下运行。它可以将个人内照射监测量换算为摄入量、有效剂量和其它评价量,适用于职业受照人员的常规个人内照射剂量估算。本套软件采用了新的模型和参数,可以直接求解任何不循环的和循环的库模型。这使得它可用于与1990年ICRP推荐和1997年的国际电离辐射防护和辐射源安全的基本安全标准接轨的个人内照射剂量管理和估算。此外,本套软件在视窗操作系统下运行,图形界面使得它给用户的感觉更加舒服,使用更加方便。     

我国成年男子40K所致内照射剂量估算

接全身计数与K浓度测定的直接法和摄入量估算的间接法，采用更新的计算方法和参数，估算了我国成年男子^40K内照射剂量。直接法和间接法估算的年平均有效剂量分别为0.166mSv和0.145mSv。推荐直接法估算值0.166mSv暂时作为我国参考值，该值与世界参考值基本一致。但是其中按全身计数结果的估算值（0.170mSv）比按器官组织测定结果的估算值（0.140mSv）稍高，可归因全身计数测量年青受检人员比例过大。由此可推理。本文所提出的我国^40K所致内照射剂量参考值推荐值（0.166mSv）可能也有所高估，最后，就现有资料评估和信后研究建议进行了讨论。     

中国核动力研究设计院外围氚分布特征及所致公众年有效剂量评价

基于2014—2017年中国核动力研究设计院核基地外围环境空气中和水中氚的监督性监测数据,对周围关键居民组各种途径的待积有效剂量进行了粗略的估算。结果表明:地表水上游、下游和饮用水中氚活度浓度差异无统计学意义,表明地表水采样时间可能与液态流出物排放时间错位,或者排放口下游1 km处液态流出物中氚已稀释到本底水平;空气和雨水中氚活度浓度随距离核基地增加而减小。综合楼监测采样点附近居民组中成人、青少年、儿童、幼儿、婴儿经各途径的平均氚摄入量分别为1.52、1.44、1.05、0.681、0.562 kBq/a,待积有效剂量分别为0.027 4、0.026 1、0.024 2、0.021 1、0.026 9 μSv/a。成人组成员所致待积有效剂量最大为0.027 4 μSv/a,但此待积有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.25 mSv/a)的1‰以下。由此可以得出,核基地的核设施在正常运行工况下,对核基地外围环境的影响很小。     

用于内照射剂量估算的INDO计算机软件系统

本文主要介绍用于进行个人内照射剂量估算的一套计算机应用软件系统(简称 INDO)。该系统参照 ICRP 第30号和54号出版物提供的多库模型和参数,使用 FORTRAN 77程序设计语言,在MICRO VAX-Ⅱ计算机上编制完成。它可以将个人内照射监测量换算为摄入量、剂量当量和其它评价量。它既适用于意外摄入情况下的内照射剂量估算,也适用于职业受照人员的常规个人内照射剂量估算。     

核工业职业性照射个人剂统计与评价(1985—1990年)

本文介绍了核工业系统职业性照射个人剂量监测(1985—1990年)的概况和主要结果。统计结果表明,核工业各厂、院、所等单位放射性工作人员1985—1990年的外照射年集体剂量当量分别为29.88、26.95、19.16、14.26、9.08和9.22人·Sv;年人均剂量当量分别为4.98、4.66、3.65、2.79、2.40和2.27 mSv。对内照射个人剂量监测情况进行了简要介绍,给出了部分单位铀、钚、氚等核素的内照射剂量监测数据,各有关厂、院的年人均待积有效剂量当量均低于5.0 mSv。还概述了铀矿山职业性照射个人剂量监测结果。最后,对个人剂量监测数据作了初步的评价分析。     

秦山第三核电厂氚内照射辐射防护

重水堆核电站辐射防护的重点是氚内照射.秦山第三核电厂借鉴国外同类型电厂的经验,结合本厂运行和管理特点,初步建立了电厂的氚内照射辐射防护管理模式.本文从设计、运行过程、作业过程、工作人员防护等方面介绍秦山第三核电厂对氚的控制和防护措施,从场所监测、人员氚内照射剂量监测等方面介绍氚监测方法;给出了2003～2006年电站氚内照射剂量的监测结果,并与国外同类型电站进行了比较.