环境水平样品中放射性含量的γ能谱分析

通过理论和实验分析,对环境水平放射性样品中的天然放射性核素和人工放射性核素^238U、^232Th、^226Ra、^40K和^137Cs放射性含量的分析方法分别做了论述。主要描述了核素间γ能谱的相互干扰影响以及扣除干扰的方法。     

利用地面γ能谱测量评价钼矿区的放射性环境

为了评价银洞沟钼矿区的放射性环境以及给钼矿开采提供放射性含量的基础数据,通过地面γ能谱野外测量和室内数据处理,分析研究了钼矿区的放射性含量特征,认为测区是γ空气吸收剂量率中等地区,钼矿带以及含钼矿化的杂色泥质板岩与硅质板岩为γ空气吸收剂量率偏高地段。因此,钼矿开采阶段应对钼矿带及含钼矿化的杂色泥质板岩与硅质板岩进行重点控制,可避免或降低放射性物质对环境的影响。     

γ能谱技术鉴定放射性核素的应用研究

鉴别测量未知放射性核素在核保障中是十分必要的.论文介绍了用γ能谱法鉴别测量放射性核素的基本原理,探讨了定量测量的主要影响因素,鉴定分析了铝块样品中未知放射性核紊种类及其量.经一定时间间隔后,再次测量该样品的结果与理论推算值一致,验证了方法是可靠的.     

OLAM网络对环境样品γ能谱核素活度的计算

基于OLAM网络学习机制及解谱原理,构造了能分析γ能谱中核素活度的网络.为获取单质核素能谱用于网络训练,采用解谱软件所提供的刻度方程模拟核素的特征能谱,并用其训练网络.用训练好的网络计算环境土壤样品中238U、226Ra、232Th、40K、137Cs等核素的活度,并将计算结果与SPAS-G解谱软件计算结果相比较.结果显示,两者的平均相对偏差绝对值为2.24%,表明网络的构造及特征能谱的模拟是成功的.     

应用γ能谱法找金研究

本文介绍应用γ能谱法在山东某矿区找金的可行性研究。 从实测结果可知,放射性元素在不同岩性中的含量以蚀变带最高,混合花岗岩次之,石英(矿)脉中最低。在横穿各条矿脉的测量剖面上,都出现了与矿脉相对应的Th、K及Tc(放射性元素总含量)低值异常,三者各自的峰背比值分别为0.5—1.0、0.3—0.7和0.3—0.7之间,都能反映矿脉的存在。     

天然γ—γ能谱测量的理论及其初步应用

从理论上对建立在全谱测量基础上的天然γ－γ能谱测量技术进行了较为详尽的分析。模型实验及野外现场试验表明，这一测量技术不仅可以测定Ｕ、Ｔｈ、Ｋ的含量，还可给出有关岩性参数。该方法使用方便、工作安全，是一种切实可行的地面放射性测量方法。     

γ能谱解谱技术研究

在核弹头的辐射指纹比较研究中,发现现在流行的γ能谱解谱软件有很多缺点,这些缺点直接影响到辐射指纹比对的准确性。鉴于此,本文设计了新的解谱程序。并对一些典型的模拟核弹头γ能谱,分别使用本程序、ORTEC公司的GAMMAVISION软件、CANBERRA公司的GENNIE2000软件进行解谱比较,以说明本研究工作在γ能谱解谱方面的一些成果。研究结果不但可用于涉及核弹头的核裁军核查研究中,而且可用于涉及放射性测量分析的各个领域。     

全国环保系统环境γ辐射剂量率测量比对

全国环保系统于2002年在四川进行了γ辐射剂量率测量比对．比对结果表明．以高压电离室的测量结果平均值作为参考值．国产的BH型仪器测量数量大多偏低．国产JW型仪器测量数据大多偏高．手枪型小闪烁体剂量率仪测量结果的相对标准差较大。通过这次比对．基本摸清了全国γ剂量率测量仪的性能状况．为今后开展测量比对积累了经验。     

用γ能谱全能峰计数率测量辐射剂量率的方法研究

提出了通过γ能谱全能峰测量吸收剂量的方法,定义了全能峰角响应函数。采用蒙特卡罗方法计算了50 mm×50 mm NaI(Tl)探测器的平均角响应随射线能量的变化,用标准点源137Cs、60Co、152Eu、133Ba和参考辐射场137Cs、60Co、226Ra、241Am进行了实验验证。结果证明,在近似各向同性的条件下,对标准点源的测量结果与理论值相比误差小于2%,对参考辐射场的测量结果与电离室测量结果相差小于3%。该方法适合低能到高能的较宽能谱段剂量率测量,不仅能测出某种核素对总剂量率的贡献,且能同时分辨核素种类,无需实验刻度。     

单细胞凝胶电泳在辐射生物剂量估算与环境污染监测中的应用

单细胞凝胶电泳(SCGE)是一种快速、简便、灵敏、可靠的在单细胞水平上检测真核细胞DNA损伤与修复的技术。本文首先介绍了SCGE的原理、分析指标、硬件系统组成及自动分析软件,然后结合本实验室的工作,就该技术在辐射生物剂量估算、环境污染监测等方面的研究与应用情况进行了分析和讨论。     

东、南海近岸海域环境综合调查中γ能谱数据浅析

广东省环境辐射研究监测中心（GERC）能谱室 ，在1999年国家环境保护总局组织开展的东、南海近岸海域环境综合调查工作中，承担了13个测站共24个样品（沉积物9个，海水13个和海鱼2个）的天然放射性核素（238U，226Ra,232Th,40K)及人工放射性核素137Cs含量的测量工作，本文主要介绍测量结果及对数据的初分析。结果显示，对大亚湾核电站周围近海各类样品，本次测量结果与常规监测（1993年12月－1998年12月）结果及本底调查（1990年12月－1992年3月）结果之间，均没有发现显著性差异，且与广东省内其他测站的样品之间，也未见显著性差异。     

秦山核电厂运行前的环境放射性本底调查和运行期间的环境监测计划

本文主要介绍秦山核电厂运行前的环境放射性本底调查的方法和结果，同时简要概述了运行中的环境监测计划。文中着重叙述了运行前本底调查和运行初期环境监测计划的目的，原则以及调查方案，其中包括监测范围、项目、周期、测点布设和监测用的主要仪器和方法。同时还给出了一些重要测点上的主要测量结果。     

核和辐射环境影响评价及有关评价中一些问题的探讨

本文讨论了核和辐射环境影响报告书中值得注意的几个问题以及从综合环境评价观点看需要考虑的相关问题，值得注意的主要问题是：如何切实贯彻放射性废物管理的基本原则，辐射防护最优化和集体剂量，以及估算评价的不确定度，执行核和辐射环境影响评价报告书制度促进了核和辐射设施的环境保护工作，但是同时还有必要加强行业，地区，国家和全球的环境评价工作，为此，有必要发展定性和定量的评价方法学。     

武汉市环境陆地γ辐射剂量水平调查

本文介绍武汉市环境陆地γ辐射水平的测量结果,按面积加权,原野陆地γ辐射剂量率和天然贳穿辐射剂量率分别为5.78×10~(-8)和9.11×10~(-8)Gy·h~(-1);道路上陆地γ剂量率按测点平均为4.90×10~(-8)Gy·h~(-1)。     

我国辐射环境监测网络质量管理现状及发展对策

"十五"期间,环境保护部组建了全国辐射环境监测网络,在网络运行过程中,加强监测数据的质量管理至关重要,从而要求各网络成员单位从监测方法、仪器设备、分析试剂、人员素质、数据处理及信息管理等方面做好质量保证工作,使监测结果具有较好的科学性、代表性和准确性。本文简单介绍了我国辐射环境监测网络的建设过程,在总结我国辐射环境监测网络质量管理现状的基础上,通过分析其中存在的问题,提出了我国环境监测质量管理体系改进的建议和对策。     

浙江省环境陆地γ辐射剂量水平调查

本文报道了浙江省环境陆地γ辐射水平的调查方案、实施细则和调查结果。结果表明,浙江全省926个测点的陆地γ辐射剂量率按面积加权平均值为7.23×10~(-8)Gyh~(-1),按人口加权平均值为6.97×10~(-6)Gyh~(-1)。文中还给出了全省陆地γ辐射剂量率的地区分布,并指出本省石煤、磷矿的开采所引起的陆地γ辐射剂量率的增高情况,应引起足够的重视。     

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     

内照射个人剂量数据管理和评价程序

本文介绍一种用于内照射个人剂量数据管理和评价的实用程序（ＩＮＤＯＢＡＳＥ），包括程序的主要功能、数据库结构、内照射剂量估算方法和数据评价方法等。该程序经在２８６以上几种档次微机上运行测试，结果表明，其各项功能达到了设计要求，现已应用于中国原子能科学研究院内照射个人剂量管理工作     

环境辐射影响评价方法讨论—另一种与源相关的评价模式

放射防护体系三原则中的个人剂量限值是与个人相关的量；环境辐射影响评价中估算的剂量值是与源相关的量。本文讨论了这两个量的关系，并对现有的环境影响评价方法中的基本概念进行了讨论，详细论述了用１ａ实践产生的剂量负担（或截尾剂量负担）来表示定常持续源的最终年剂量的原理及其应用的合理性，并给出了相应的剂量估算模式和参数。