个人剂量监测

1 外照射个人剂量监测 2001年,对全院辐射工作人员用TLD热释光剂量计进行了外照射个人剂量监测,结果列于表1。全年共计监测1034人,所受集体剂量当量为2.02人·希沃特,年人均剂量当量为1,95mSv,个人最大年剂量当量为47.9mSv。与2000年比较,2001年的监测人数增加了25人,年集体剂量当量减少13.3％,年人均剂量当量减少15.6％。 表2给出了全院各单位的外照射个人剂量分布。低于5mSv的人数占总监测人数的 89.1％,其中,低于0.1mSv的为28.7％:高于15mSv的人数占总监测人数的2.80％,高于15mSv的人群的集体剂量占总集体剂量的37.1％,无人超过国家规定的50mSv年剂量当量限值。 对操作β放射性物质的工作人员用TLD指环剂量计进行了手部剂量监测,监测结果列于     

中国核工业30年辐射环境质量评价

中国核工业自1955年建立以来,已形成一个完整的工业系统。核工业辐射环境质量评价于1981年着手工作,调查了各核设施80km范围内的人口分布、农作物分布、食物组成以及气象、水文、地质等资料,统计并分析了流出物和环境监测资料。辐射环境质量评价的计算采用Y3001计算机程序。计算结果表明,所有核设施周围的关键居民组所受的有效剂量当量小于国家规定的年剂量限值。80％的关键居民组所受的剂量小于天然辐射剂量(3 mSv·a~(-1)的10％。整个核工业(核设施周围涉及1.5亿人)总的年平均集体剂量当量为23人·Sv,低于天然辐射剂量的1×10~(-2)％,远低于非核工业或人为活动的危害值。根据我国核工业发展计划,预测到2000年时整个核工业产生的年集体剂量当量为59人·Sv。     

锶-90同位素放射源屏蔽结构设计

在~(90)Sr放射源结构设计基础上,利用Monte Carlo程序MCNPX计算~(90)SrTiO_3陶瓷源表面的轫致辐射能谱和放射源外空间的剂量当量分布情况,并计算和设计屏蔽层。结果表明,90SrTiO_3陶瓷放射源表面的平均光子通量率约1.2×10~(10)cm~(-2)·s~(-1),表面最小剂量当量率约20Sv/h;应用厚度为7cm的钨材料屏蔽后,表面和1m处最大剂量当量率分别约为1.35mSv/h和0.027mSv/h,满足放射源运输要求。     

中国核工业30年辐射环境质量评价

中国核工业自1955建立以来,已形成一个完整的工业系统。核工业辐射环境质量评价于1981年着手工作,调查了各核设施80km范围内的人口分布、农作物分布、食物组成以及气象、水文、地质等资料,统计并分析了流出物和环境监测资料。辐射环境质量评价的计算采用Y3001计算机程序。计算结果表明,所有核设施周围的关键居民组所受的有效剂量当量小于国家规定的年剂量限值。80%的关键居民组所受的剂量小于天然辐射剂量(3mSv·a~(-1))的10%。整个核工业(核设施周围涉及1.5亿人)总的年平均集体剂量当量为23人·Sv,低于天然辐射剂量的10×10~(-2)%,远低于非核工业或人为活动的危害值。根据我国核工业发展计划,预测到2000年时整个核工业产生的年集体剂量当量为59人·Sv。     

西安脉冲堆对环境的影响

应用厂址周围的人口与食谱调查资料以及反应堆参数 ,计算了该堆及其同位素生产线在正常运行及事故工况下厂址控制区边界的最大个人有效剂量当量和80km范围内的集体有效剂量当量。计算结果表明 :在正常运行时 ,厂址控制区边界最大个人有效剂量当量为6 0×10 -3mSv/a ,80km范围内的集体有效剂量当量为0 35人·mSv/a。反应堆最大假想事故事故下 ,所致厂址限制区外(500m)公众最大全身有效剂量当量为2 1×10-2mSv ,甲状腺剂量为3 8mSv ;事故持续30天后 ,80km范围内的集体有效剂量当量为0 14人·Sv(全身)和97人·Sv(甲状腺) ;正常运行工况和最大事故期间对本地区环境的影响都是可以接受的     

“职业辐射防护中新的眼晶体剂量限值的执行”技术会议介绍及其后续进展

正IAEA 2011年9月发布的BSS标准[1]中,眼晶体剂量的年当量剂量限值从150 mSv/a调整为连续5 a内不超过100 mSv,且任何单一年份不超过50 mSv,其值降低了近一个量级。为了确保新标准的有效性及其执行的连贯性,需要根据新的眼晶体剂量限值相应地制定一系列导则。目前有两个安全导则在制定中——《职业辐射防护中通用安全导则》与《电离辐射的医疗应用的辐射安     

5MW低功率堆运行的环境影响

本文评价了5MW 低功率堆(5MW LPR)放射性流出物对环境的影响。应用厂址周围的人口与食谱调查资料,以及计算模式和参数,估算了该堆在正常运行时,厂址边界1km 处的最大个人有效剂量当量为8.89×10~(-8)Sv·a~(-1),80km 范围内的集体有效剂量当量为7.17×10~(-4)人·Sv·a~(-1)。调查数据说明,该堆正常运行和假想事故期间对本地区的环境影响都是可以接受的。     

数字减影血管造影术施术者受照剂量的影响因素

探讨DSA术者受照剂量的影响因素,为优化辐射防护提供思路。介入手术施术者的受照剂量与手术难度、检查或治疗类别、手术熟练程度和工作量等诸多因素有关,透视时间与入射点空气比释动能和剂量面积乘积相关性较差。缩小照射野、降低脉冲频率、手动设定管电压均可有效降低施术者的受照剂量。穿戴个人防护用品虽能有效降低施术者受照剂量,但对眼晶体(特别是左眼)和手部的防护效果欠佳。因此,除进行针对性辐射安全培训外,还应常规监测这些部位的受照剂量。     

秦山核电厂气载放射性释放的环境影响

本文评价了秦山核电厂气载放射性流出物对环境的影响。应用现场及风洞大气扩释实验结果和厂址周围的人口与食谱调查资料,估算了秦山核电厂在正常运行和事故条件下释放的气载放射性流出物对公众产生的个人有效剂量当量和集体有效剂量当量。计算结果表明,正常运行时厂址边界(0.5km)处的最大个人有效剂量当量为2.7×10~(-2)mSv/a,该剂量的大部分来自~(137)Cs 的食入(主要由地表湿沉积引起);80km 范围内的集体有效剂量当量为1.1人·Sv/a,归一化集体有效剂量当量为3.7人·Sv/GW(e)·a。文中还给出了事故情况下剂量估算结果。     

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·     

压水反应堆核电站气载放射性流出物的环境影响及辐射剂量评价

在本地区某大型燃煤电厂原址及完全相同的环境条件下,作者对一个假想的发电容量为0.3GW的压水反应堆核电站气载放射性流出物的环境影响及公众辐射剂量进行了估算与评价。公众辐射剂量主要来自~(14)C的释放,主要照射途径为食物摄入内照射。其中,公众中年最大个人有效剂量当量为7.112×10~(-6)Sv·(GW·a)~(-1),厂区周围半径100km范围内公众年集体有效剂量当量为0.5974人·Sv·(GW·a)~(-1),均比原燃煤电厂的相应值低几十倍。如燃煤电厂的烟尘排空率由目前的24.6%降至1%,则两个工厂所致公众辐射剂量大致相当。     

压水反应堆核电站气载放射性流出物的环境影响及辐射剂量评价

在本地区某大型燃煤电厂原址及完全相同的环境条件下,作者对一个假想的发电容量为0.3GW的压水反应堆核电站气载放射性流出物的环境影响及公众辐射剂量进行了估算与评价。公众辐射剂量主要来自~(14)C的释放,主要照射途径为食物摄入内照射。其中,公众中年最大个人有效剂量当量为7.112×10~(-6)Sv·(GW·a)~(-1),厂区周围半径100km范围内公众年集体有效剂量当量为0.5974人·Sv·(GW·a)~(-1),均比原燃煤电厂的相应值低几十倍。如燃煤电厂的烟尘排空率由目前的24.6％降至1％,则两个工厂所致公众辐射剂量大致相当。     

某医院2019—2021年放射工作人员个人剂量监测结果分析

目的 了解空军军医大学第二附属医院核医学科放射工作人员职业性外照射个人剂量情况。方法 以该院核医学科全体工作人员为研究对象,对其2019—2021年间所受外照射个人剂量进行监测并分析。结果 (1)2019、2020、2021年人均年有效剂量分别为1.04、1.22和1.19 mSv/a,其中,医师为0.85 mSv/a...     

低水平医用 X 线长期照射对职业工作者健康影响的医学观察

本文对100例临床健康的 X 线工作者进行了医学观察。结果表明:在平均年剂量当量为2.6mSv,平均累积剂量为37.6mGy 的受照水平下,未见血液学指标、免疫功能、血浆 CAMP、血浆皮质醇和眼晶体混浊率改变,但可见淋巴细胞微核率、染色体型畸变率显著增高,且与累积剂量呈正相关。     

铅眼镜对介入手术中职业人员防护效果的研究现状

眼晶体剂量限值的降低,引起了人们对眼晶体剂量监测、评价和防护的关注。通过近期国内外的研究工作,本文从蒙卡计算、基于人体模型或临床实践的实验测量深入调查了铅眼镜的防护效果,强调了铅眼镜对介入手术中职业人员眼晶体防护的重要性。基于铅眼镜防护效果的研究现状,分析了防护效果的影响因素:通过铅眼镜和眼睛间隙的射线,是眼晶体剂量的主要来源;决定铅眼镜防护效果的并不是射线能量、铅当量厚度、镜片面积等因素,而是眼镜结构、佩戴间隙、投照角度、位置布局、人员姿态等几何条件。调研分析铅眼镜防护效果旨在为眼晶体防护研究和临床实践提供参考。     

四川省心血管介入应用及放射防护现状调查研究

对2015年四川省开展的心血管介入放射学情况进行了调查,内容包括开展该业务的各级医院构成、医护人员基本情况、所用设备以及应用状况,放射防护知识知晓情况,放射防护用品配备和使用情况等。在调查心血管介入施行的手术类型后,将心介手术划分为5类,分别统计和计算相应的应用频率及有关分布,并进行个人剂量调查。2015年,四川省开展心血管介入放射学业务的医院有46 家(其中三级甲等医院占42家);拥有介入放射学设备65台。全省各医院共开展心血管介入诊疗69 968例,以冠状动脉介入为主,占67.2%,心介诊疗总应用频率为8.53人次/万人口。心血管介入工作人员放射防护知识知晓率为43.8%,自述未配备铅橡胶围裙、铅橡胶帽子、铅橡胶眼镜的心介工作人员分别达3.3%、20.5%和18.8%,铅橡胶帽子、铅橡胶眼镜和辅助防护设施的使用率分别为71.9%、63.2%和72.9%。2015年四川省铅衣内个人剂量均未超过国家规定的限值,但心介医疗机构均未按要求开展铅衣外和腕部个人剂量监测。四川省需努力落实放射防护用品的配备问题,完善个人剂量监测,提高心介医护人员放射防护知识知晓程度和防护用品使用情况。     

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。     

中国原子能科学研究院放射性工作人员个人剂量监测（1985—1990年）

本文介绍了中国原子能科学研究院1985—1990年放射性工作人员个人剂量监测情况。6年内,工作人员所受的外照射累积剂量当量为17.64人·Sv,人均年剂量当量为2.2 mSv。同时还给出了~3H、~(125)I、~(131)I 及其它裂变核素的内照射剂量数据。     

田湾核电站弱贯穿辐射调查与个人剂量监测

在田湾核电站两次大修换料期间,对1、2号机组开展了弱贯穿辐射调查,主要工作包括可能存在较高弱贯穿辐射风险场所的辐射剂量率监测、部分代表性工作人员受到的弱贯穿辐射剂量监测、防护用品的防护效果测试等。由弱贯穿辐射测量结果可知,田湾核电站各检修设备表面沉积的放射性核素基本一致,主要包含⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁹⁵Nb、⁹⁵Zr、⁵¹Cr、¹²⁴Sb、⁵⁴Mn、^110mAg、⁵⁹Fe等,其伴随发射的β射线能量主要集中在600 keV以下。其中测得主泵剂量率比值H·′(3)/H·^*(10)最大值为2.08,H·′(0.07)/H·^*(10)最大值为34.9;蒸汽发生器H·′(3)/H·^*(10)最大值为2.58, H·′(0.07)/H·^*(10)最大值为10.7;堆本体H·′(3)/H·^*(10)最大值为1.25,H·′(0.07)/H·^*(10)最大值为26.4;主泵之外其他泵类设备H·′(3)/H·^*(10) 最大值为3.80,H·′(0.07)/H·^*(10)最大值为55.6;阀门类设备H·′(3)/H·^*(10) 最大值为1.15,H·′(0.07)/H·^*(10)最大值为4.18;其他物项H·′(3)/H·^*(10) 最大值为1.53,H·′(0.07)/H·^*(10)最大值为2.16。检修人员弱贯穿剂量监测结果表明,H_p(0.07)/H_p(10)和H_p(3)/H_p(10)最大值分别为7.66和3.73,大修监测期间的个人剂量当量H_p(10)都在0.35 mSv以下,且这几次大修所有人员的个人剂量当量H_p(10)都小于2 mSv,由此可知H_p(0.07)和H_p(3)分别超过国家标准规定的个人剂量限值500 mSv/a及IAEA新限值20 mSv/a的可能性较小。根据弱贯穿测量结果,建议对主泵可抽取部件检修、反应堆水池清洁、KBA系统泵阀检修、放射性废物分拣等专项检修人员,开展眼晶体剂量和皮肤剂量监测。     

重庆市工业探伤和密封源应用辐射工作人员2006～2008年个人剂量监测

报道重庆市工业探伤和密封源应用辐射工作人员的2006-2008年个人剂量监测结果。监测结果表明：接受监测的辐射工作人员2006-2008年个人年有效剂量范围为0.01-6.77 mSv;工业探伤工作人员个人有效剂量范围为0.01-6.77 mSv,密封源应用工作人员个人年有效剂量范围为0.01-0.54 mSv。