环境陆地γ辐射水平的间接测量

本文介绍了由土壤样品中天然放射性核素浓度间接测量环境陆地γ辐射照射量率值的方法和结果。对514个测点与用闪烁剂量率仪直接测量结果比较,83.7%测点在±30%误差范围内一致。对本省514个测点土壤样品的核素浓度和陆地γ辐射直接测量值,采用多元回归拟合的单位比活度-1m 高处陆地γ照射量率系数,测得的陆地γ照射量率与用 Harold.L.Beck 提供的该系数所得结果相一致。     

蒙特卡罗法估算中子受照剂量

根据中国人人体特征和MIRD模型,构建符合中国成年男性人体特征的数学模型(CRHMIRD模型);然后基于MCNP 4C,利用CRH-MIRD模型,针对0-10 Me V的中子能量和不同照射方式,研究得到不同能量中子所致吸收剂量与人体24Na比活度的比值系数;应用中,根据照射情景查得中子所致吸收剂量与人体24Na比活度的比值系数,通过测量人体24Na比活度即可估算中子受照剂量。此方法适用中子能量范围广,应用便捷,可用于事故现场中子辐射损伤伤员的受照剂量估算,为伤员救治及时提供支持。     

天然靶制备 ~(153)Sm 照射条件研究

在重水研究堆和轻水游泳池反应堆中，对不同靶型天然丰度的１５２Ｓｍ靶照射条件进行了研究。实验结果表明：在游泳池反应堆宜于采用液体靶照射，１５３Ｓｍ的比活度比在重水研究堆中采用固体靶提高了２倍；天然钐靶照射后１５３Ｓｍ的核纯度大于９９％，满足临床治疗使用要求。     

建筑材料放射性限制标准的研究

本文报告了建筑材料中放射性限制量表达式的推算,提出了我国建筑材料中γ照射量率的检验标准和天然放射性核素比活度的限制标准。     

天然靶制^153Sm照射条件研究

在重水研究堆和轻水游泳池反应堆中，对不同靶型天然丰度的＾１５２Ｓｍ靶照射条件进行研究，实验结果表明，在游泳池反应堆宜于采用液体靶照射，＾１５３Ｓｍ的比活度比在重水研究中采用固体靶提高了２倍，天然钐靶照射后＾１５３Ｓｍ的核纯度大于９９％，满足临床治疗使用要求。     

关于建筑材料辐射控制的问题

本文主要介绍建筑材料控制的3个参数(比活度、γ射线照射量率和氡的体活度)的确定和评价,同时列出了有关的数据。     

放射性照射下高分子聚合物分解气体生成量理论计算

以放射性废物高分子聚合物包装袋为研究对象,用聚丙烯编织袋包装以²³⁹Pu污染物为主的比活度较高的低中放砂土废物,计算在α射线持续照射下高分子聚合物分解的气体生成情况,并对其结果作分析评价。     

152Eu标准溶液的研制

为了保证HPGeγ谱仪的能量校准和效率刻度的准确性,研制152 Eu标准溶液十分必要。在本工作中,152 Eu标准溶液的研制包括:152 Eu原始溶液的获取及核纯度鉴定;标准溶液的配制及其放置陈化和分装;标准溶液均匀性和稳定性检验及其比活度定值等主要步骤。按取样规则取样品数,最小取样量为10～40mg溶液。用4πβ(PPC)-γ法进行比活度测定,测量数据经方差分析法检验,证明标准溶液是均匀的。存放1a后,再经测量和检查,证明标准溶液是稳定的。采用4πβ(PPC)-γ符合测量方法定值及8家实验室比对定值2种定值方式对所研制的152 Eu标准溶液的比活度进行定值。通过比活度比对定值验证了本实验室绝对测量方法4πβ(PPC)-γ符合法的可靠性,同时又实现了152 Eu标准溶液比活度量值的传递和统一。最终的定值结果为4家实验室采用6种绝对测量方法测量的比对测量结果,即152 Eu放射性标准溶液的比活度为499.1(1±0.5%)kBq/g(α=0.05,参考时刻2007-04-01-零时)。     

~(125)I,~(139)Ce等七种核素溶液的比活度测量

简述了125I,139Ce,88Y,57Co,60Co,137Cs和134Cs放射性核素的衰变特性及采用符合法、4πγ电离室法、γ谱仪法、合峰法测量其比活度的测量原理。给出了比活度测量结果,并与中国计量科学研究院的测量结果进行了比较,两者在不确定度范围内有较好的一致性。     

41Ca的AMS测量

本实验在HI-13串列加速器的AMS装置上对~(41)Ca进行高灵敏度测量。其中~(41)Ca用高纯钙同位素化合物~(40)Cao(~(40)Ca的纯度为99.9％)在中国原子能科学研究院重水研究堆上照射988 h合成,照射后的比活度约为2.22×10~5Bq/g(6μCi/g)。测量样品的化学形式为CaH_2,其制备过程主要有两     

Calculation of the parameters of the field of a cylindrical absorbing radiator in the direction of the generator

The problem of determining the parameters of the field of a cylindrical absorbing radiator in the direction of the generator was solved for the case where the detection point lies outside the cylindrical surface of the radiator. A program of integrating the expression obtained numerically was developed. The results of calculations of the position of the dose rate isolines were presented for two radiators with relative heights 1 and 10. The maximum error was determined for the chosen numerical integration parameters relative to the exact solution: this error was found to be no greater than 2% for the interval of relative heights of the radiator 0.01–10. It was shown that the proposed scheme for obtaining the integral expression is much mor accurate than the scheme used previously for calculation of the parameters of the field in a range falling within the height of the radiator, 5 figures, 5 references. Affiliate of the North-West Civil Service Academy. Translated from Atomnaya énergiya, Vol. 88, No. 2, pp. 88–92.