复杂穆斯堡尔谱解谱程序的C^＋^＋转换

本文介绍了将在ＶＡＸ大，中型计算机上运行的非标准ＦＯＲＴＲＡＮ Ⅳ语言编写的Ｔｅｌｌｅｔ解谱程序，经过用Ｃ＋＋语言改写后，用于ＩＢＭ／ＰＣ型微机上可运作的解谱程序。改写中对程序进行了一定的优化，重写了绘图程序，使解谱速度大大加快。     

用高纯锗γ谱仪测量和分析连续γ射线能谱的方法

本文介绍了一种用高纯锗γ谱仪测量和分析连续γ射线能谱的方法。     

放射性核素发生器中若干参数间关系的计算机程序

一、引言目前国内外使用的发生器(~(99)Mo-~(99m)Tc,~(113)Sn-~(113m)In等)都是由生产厂家按自己的标准生产、供应的,不考虑用户的具体情况。厂家告用户:隔多久用多少体积多大浓度的某种淋洗液淋洗发生器柱体,就可获得多大量子体。这将会造成放射性物质的浪费、增大放     

^241Am火警源α能谱测量分析系统

按照＾２４１Ａｍ火警源发射的α能谱特点和使用者对α能谱的要求，研究了对这类放射源α能谱的测量分析方法，建立了适合于这种放射源的α能谱的半自动测量分析装置。经过近一年的试运行，证明该方法和新建装置完全能满足生产过程中对＾２４１Ａｍ火警源的α能谱测量和分析、发货前的α能谱质量检验、使用者对源的α能谱验收检验要求，是目前测量分析＾２４１Ａｍ火警源α能谱的一种较好装置。     

α谱的分析方法及应用

选取了２个能准确表达用半导体α谱仪的峰形函数。推荐了一种用二重峰α谱获取峰形参数的方法，采用麦夸脱方法计算非线性参数。建立了一个多重峰α谱分析程度ＭＵＬＴ，计算了＾２４４Ｃｍ和＾２４１Ａｍ在衰变中发射的α粒子辐射几率以及钚样品中＾２４０Ｐｕ与＾２３９Ｐｕ的原子数比。并用一个标准谱检验了它的分析准确度。     

宽共振核反应α谱的计算机模拟与硼的深度分布研究

本工作介绍了一种地＾１＾１Ｂ（ｐ，α）＾８Ｂｅ在Ｅｐ＝６７５ｋｅＶ强宽共振反应产生的α谱模拟计算方法。这种方法用于１９６ｋｅＶＢＦα＾＋分子离子注入硅和掺硼金刚石薄膜中硼浓度深度分布的研究，并取得了好的结果。     

基于扩展型多球中子谱仪的中子能谱测量

为了有效地测量加速器辐射场的中子能谱,论文通过FLUKA模拟的辐射场中子能谱和探测器能量响应选择出合适的扩展型多球中子谱仪、利用基于少道解谱理论的解谱程序来得到实验能谱以及积分注量统计。并通过计算与实验计数率的对比证明了该方法测量中子能谱的可行性,同时分析了实验的不足并给出了改进的建议。     

环境样品中锕系核素α谱的同时测定问题

本文分析了环境中有测量意义的锕系元素α衰变参数，介绍了同时测量环境中锕系α核素的化学分离、电沉积制源和谱分析方法，并对测量干扰和方法应用进行了分析。     

大面积低水平α放射性能谱源的制备和样品的测定方法

本文叙述了1400cm~2的α放射性能谱源制备工艺流程和样品中α核素的测定方法。通过样品处理,用超声波粉碎,在真空干燥箱中制成大面积源。湿颗粒度≤1μm,不均匀性<9.5％。牢固性满足要求,源分辨率为70keV(对70μg/cm~2,~(241)Am),制源流程半机械化。8小时可作一个样品。 样品在大面积α屏栅电离室中测量,绘成谱图,计算α核素的比活度,全程回收率为99.1±4.6％,方法下限为6.7×10~(-4)Bq/g(固体)。还测定了7种样品中α核素的谱图和比活度,并用IAEA标准参考物质进行比对。     

极低放废物处置研究进展

极低放废物是国际上近年来新提出的一种放射性废物,目前尚未形成公认的定义和处置方式。本文介绍了研究极低放废物比较早的几个国家对极低放废物的定义,概述了国际原子能机构(1AEA)和一些国家的极低放废物处置政策与方法,综述了极低放废物处置场的安全评价方法,比较了这些国家极低放废物的处置状况,指出了我国研究极低放废物的迫切性和研究方向。     

一台DMD—450型真空镀膜机低能X射线的剂量水平

本文主要介绍了西北电讯工程学院一台 DMD-450型真空镀膜机低能 X 射线的辐射水平,并测算出工作条件为11kV、125mA 时,人在观察窗外7cm 处观察1h 眼晶体所受到的吸收剂量为1.78mrad。如果在观察窗处使用5mm 厚的铅玻璃,可使剂量降为本底水平。     

关于中低放废物处置安全性研究的若干问题

本文概述了中低放废物处置安全性研究的进展、存在的问题和对今后安全性研究工作的某些设想。文中涉及到中低放废物处置多重屏障系统的理论与技术、安全评价方法学、安全性试验和辐射防护原则在安全性研究中的应用,井讨论了含长寿命放射性核素的中低放废物处置所带来的新问题。     

低中水平放射性废物浅地层处置安全评价方法研究

中国辐射防护研究院和日本原子力研究所合作开展了为期 5年 (1988年 1月～ 1993年 1月 )的“低中水平放射性废物浅地层处置安全评价方法研究”,以建立一套低中放废物浅地层处置安全评价技术和方法 ,包括参数、模式和程序。本文主要介绍在黄土包气带中核素迁移规律、水分运移行为研究及其相关参数测定的方法和试验结果 ,以及试验场址主要特征和开发的核素迁移模式与计算程序为开展现场核素迁移示踪试验和实验室核素迁移模拟实验 ,建立了野外试验场、喷淋试验大厅和环境模拟实验室 ;开发了现场核素迁移直接测量系统 ;研制了实验室模拟装置和原状土取样设备。包气带核素迁移示踪试验 ,从 1989年 5月开始到 1991年 8月结束 ,试验在天然 (试验期间年均降雨量为 4 38mm)和喷淋 (喷淋强度 15mm/ d,相当于降雨量 5.4 8× 10 3 mm/ a)两种条件下进行。实验室模拟实验 ,喷淋强度为 0 .796 mm/ d(4号土柱 )和 0 .6 56 mm/ d(2号土柱 ) ,历时约 1年。示踪核素为 60 Co、85Sr和 13 4Cs(或13 7Cs)。还与现场试验同步开展了试验场水分运移研究 ,及用 3 H作示踪剂的水分运移研究。得到以下主要结果 :(1)对 85Sr,喷淋条件下 2年的现场试验期内 ,浓度峰迁移了 13cm,天然条件下迁移约 2 cm;在 1年的实验室模拟实验期内 ,取     

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。     

我国煤中天然放射性核素水平

本文报告了用γ谱仪分析测定的我国24个省(自治区)的563个煤样品中天然放射性核素含量的结果,并与国内外同类工作进行了比较。我国原煤中~(226)Ra、~(232)Th 和~(40)K 含量按产量加权的平均值(括号内为范围值)分别为36(2—2300)、30(4—110)和104(5—750)Bq·kg~(-1)。本工作结果为我国能源环境评价工作提供了有价值的源项参数。     

核设施正常工况气载放射性排出物辐射后果计算程序比对

本文介绍了我国的核设施环境影响报告书主要编写单位在对某参考核设施正常工况下气态排出物辐射后果计算时程序比对的结果。尽管各编写单位使用的程序、模式和参数均有差异，但所计算的结果均在一个数量级的偏差范围内，这说明参加比对的各程序应用于基本平坦地形的厂址和此类（流出物中以８５Ｋｒ或惰性气体为主的）核设施在正常运行工况下的计算结果是基本合理的     

用于中低放废物浅地层处置安全评价的PRESDSA程序

ＰＲＥＳＤＳＡ程序是以本院野外试验场为假想处置库而开发的中低放废物浅地层处置安全评价计算机程序。该程序涉及源项释放，核素在地下水、地质介质及大气中的迁移，核素在食物链中的转移，以及剂量估算。评价方法采用目前应用较广泛的景象－后果分析方法；根据场址特征，选用了浸出和闯入两种释放景象。该程序采用了文件方式输入参数，用优化方法调整参数。根据实验现场资料，用国外同类程序与现场实验结果验证本程序的核素在地下水中迁移部分的计算结果，用计算方法验证了源项释放、食物链转移及剂量估算的结果。验证结果表明，本程序的计算结果准确、可靠     

放射性核素的毒性重新分组

本文参照国内外已报道的分组界取值和国内以往的分组经验,对国际原子能机构安全丛书第１１５号中列出的９４种元素的８５１种放射性核素进行了毒性分组,建立放射性核素数据库ＮＤＢＡＳＥ并编制了计算机程序ＣＴＯＸＩ。根据国际放射防护委员会第６０号和６６号出版物,对每一种核素,按它的吸收速率类别,共分组１４３５个核素次,其中极毒组占４．５％,高毒组占５．４％,中毒组占３８．０％,低毒组占５２．１％。     

用“干罐法”控制和监测高放废液玻璃固化罐内液位

高放废液的安全处置问题是发展核能工业必须解决的问题之一,目前认为较好的办法是将这种废液固化成玻璃后永久贮存。玻璃固化的工艺方法很多,其中设备简单、操作容易、需远距离维修少的方法是罐式法。 罐式法的主要工艺设备是固化罐。高放废液与玻璃形成剂在罐内蒸发、煅烧、高温化学