广东大亚湾核电站1994～1998年职业性照射个人剂量监测结果

本文介绍了广东大亚湾核电站１９９４￣１９９８年放射工作人员个人剂量监测的主要结果。５年中，被监测工作人员所受到的外照射集体剂量当量为７．０人．Ｓｖ，人均年剂量当量为０．５８ｍＳｖ。     

我国第一座研究性重水反应堆运行廿年的辐射防护评价

本文叙述了研究性重水反应堆运行20年来的辐射防护工作。工作人员所受集体剂量当量共计1537.59man·rem;平均每人每年受剂量当量0.62rem;反应堆运行1MWY 平均付出的集体剂量当量为34.63man·rem。释放到环境中的放射性物质低于容许限量。对工作人员全面医学检查结果,未见可资诊断的辐射损伤者。一回路磨损腐蚀产物活化生成的~(60)Co 是造成内外照射的主要核素之一。     

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     

北京市医院核医学科工作人员内照射个人监测及剂量估算

报道了１９９５年北京市部分医院核医学科工作人员的归照射个人监测结果，并简要介绍了监测方法和剂量估算方法。共监测了２０个单位的１５７人，占北京市该类人员应监测人数的３／４以上。总的集体待积有效剂量当量为１．４×１０＾－２人；Ｓｖ年人均待积有效剂量当量为８．９×１０＾－２ｍＳｖ。被监测的全部工作人员年待积有效剂量当量均在年剂量限值的１／１０以上。     

北京市放射工作人员内照射个人监测及剂量估算

本文报道北京市从事１２５Ｉ标记的工作人员和各类型医院从事核医学的放射工作人员的内照射个人监测及剂量估算方法和结果。共监测了２８个单位的２３１人，其中，从事核医学的放射工作人员１５２人，从事１２５Ｉ标记的７９人。监测结果表明，受到内污染者共１３８人，占总监测人数的５９．７％；受到污染的１３８名放射性工作人员的年个人待积有效剂量当量在２．２×１０－３～２．２ｍＳｖ范围内；被监测的全体人员的集体待积有效剂量当量为２．２×１０－２人·Ｓｖ；人均待积有效剂量当量为９．５×１０－２ｍＳｖ；被监测的全部放射工作人员年待积有效剂量当量均在２．２ｍＳｖ以下。     

切尔诺贝利事故释放的~(131)I所致牧草、奶类的污染水平及其变化规律

本文报道了苏联切尔诺贝利核电站事故释放的~(131)I对乌鲁木齐地区牧草、奶类的污染水平及动态变化规律。经估算,~(131)I经奶类所致成人(1.2μSv)和婴儿(120μSv)甲状腺最大待积剂量当量远低于我国放射卫生防护基本标准规定的年剂量限值,因此,对居民健康不会产生影响。     

晋中市放射工作人员个人剂量监测

个人剂量监测是评价放射工作场所放射防护状况的重要依据，也是获得放射工作人员职业外照射剂量水平的有效手段。本文报道了对山西省晋中市255个单位的旄生工作人员1998－2000年个人剂量监测结果：3年中，晋中市放射性工作人员个人剂量监测率基本稳定为85％，人均年有效剂量当量为2．56mSv/a，与全国平均相比，处于较高的水平。     

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。     

中放废液沥青固化设施安全评价

文章对中国原子能科学研究院研制的中放废液沥青固化设施作出了安全评价。该设施在热试验运行中,工作人员所受平均外照射月剂量当量为0.136×10~(-2)Sv,个人最大外照射月剂量当量为0.390×10~(-2)Sv;释放到环境中的放射性物质远低于允许限量;把操作温度严格控制在170℃以下,避免了沥青固化物的燃爆危险。文章还简述了该设施的结构特点、主要工艺流程以及辐射防护安全措施。     

研究性重水反应堆厂房内场所与个人中子、γ剂量当量的测定

本文报道中国原子能科学研究院研究性重水反应堆厂房内场所与个人中子、γ剂量当量的测量方法和结果。1985年度,堆运行4440h,平均热功率为11MW,堆厂房地下室、大厅、1—3楼走廊和实验室等区域,全年累积的场所中子、γ剂量当量分别为12.2、11.6、0.45和0.23cSv,任一工作区内,中子剂量当量的份额小于21%;堆厂房工作人员个人中子、γ年剂量当量约为0.49cSv,以γ剂量当量为主。对测量方法作了现场比较。     

研究性重水反应堆改建的辐射防护评价

本文叙述了研究性重水反应堆改建过程中辐射防护工作的计划和实践。改建期间(1978.12—1980.6)工作人员的集体剂量当量为168人·雷姆。每人每年平均所受外照射剂量当量为0.49雷姆。~(60)Co 是辐射的主要来源。稳定性钴在重水一次回路表面的分布是均匀的。反应堆内壳的放射性强度:~(60)Co 为24居里;~(65)Zn 为6.9居里,研究性重水反应堆改建的目的是:更换已运行二十多年的反应堆内壳,改变堆芯结     

中国原子能科学研究院辐射环境质量评价

本文用环境监测结果和模式计算相结合的方法评价了中国原子能科学研究院运行29年来对环境造成的辐影响。结果表明,对于周围的广大居民来说,多年平均最大个人有效剂量当量为6.8×10~(-5)Sv/a,关键核素是~(131)I,关键居民组是正北方位1km 处的幼儿,关键途径是食用当地产的牛(羊)奶。气态流出物对剂量的贡献约占99.9%。80km 范围内计975万人的集体有效剂量当量为1.9人·Sv/a。     

~(241)Am-Be源和~(226)Ra-Be源的中子注量-剂量换算系数

在中子剂量仪表刻度和中子剂量计算中经常遇到单位注量中子与比释动能、吸收剂量、剂量当量之间的换算关系。它们之间的数值关系通常称为中子注量-剂量换算系数。在《放射防护规定》中规定职业放射性工作人员最大容许剂量当量为每年5雷姆。同时又对2.5毫雷姆/小时对应的中子通量(中子/厘米~2·秒)进行了规定(见附表1第7栏)。国际辐射防     

苏州市食品和环境样品中总放射性水平、~(131)I和~(134,137)Cs含量调查及评价

报道了苏州市居民食品和环境样品中总放射性水平、~(131)I和~(134,137)Cs的含量及评价。监测结果表明:食品中总α为0.29～37Bq/kg(L),总β为0.67～597Bq/kg(L),~(131)I和~(134,137)Cs含量为0.01～0.1Bq/kg(L);环境水和饮用水中总α为10~(-2)Bq/L,总β为10~(-1)Bq/L,~(134,137)Cs为10~(-4)Bq/L;而雪水中~(134,137)Cs含量则高达10~(-2)Bq/L;近地空气中总α为10~(-4)Bq/m~3,总β为10~(-3)Bq/m~3,~(134,137)Cs含量则由切尔诺贝利核电站事故后3周的8.8×10~(-3)Bq/m~3降至1.98×10~(-4)Bq/m~3。公众居民(成人)因吸入和食入含~(131)I和~(134,137)Cs的空气和食品所致的最大年有效剂量当量为9.27×10~(-7)Sv,集体有效剂量当量为0.36man-Sv/a.     

贵州省放射从业人员受照剂量水平分析

介绍了１９８６－１９９７年期间贵州省放射工作人员受照剂量状况，并对受照剂量水平和工作场所的安全进行了分析，用ＬｉＦ（Ｍｇ，Ｃｕ，Ｐ）热释光剂量计对全省各地州市千余人次放射工作人员测量的结果表明，年均剂量当量值约为１．１７ｍＳｖ。其中剂量水平低于年限值的人次占总监测人次的９８％，高于年限值的占总监测人次的２％。     

苏州市食品和环境样品中总放射性水平、~(131)I和~(134,137)Cs含量调查及评价

报道了苏州市居民食品和环境样品中总放射性水平~(131)I和~(134,137)Cs的含量及评价。监测结果表明:食品中总α为0.29～37Bq/kg(L),总β为0.67～597Bq/kg(L),~(131)I和~(134,137)Cs含量为0.01～0.1Bq/kg(L);环境水和饮用水中总α为10~(-2)Bq/L,总β为10~(-1)Bq/L,~(134,137)Cs为10~(-4)Bq/L;而雪水中~(134,137)Cs含量则高达10~(-2)Bq/L;近地空气中总α为10~(-4)Bq/m~(-3),总β为10~(-3)Bq/m~3,~(134,137)Cs含量则由切尔诺贝利核电站事故后3周的8.8×10~(-3)Bq/m~3降至1.98×10~(-4)Bq/m~3。公众居民(成人)因吸入和食入含~(131)I和~(134,137)Cs的空气和食品所致的最大年有效剂量当量为9.27×10~(-7)Sv,集体有效剂量当量为0.36man-Sv/a。     

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·     

工作人员^131I体内污染测量及剂量估算

本文介绍了用人体计数器测量工作人员~(131)I 体内污染和用 Ge(Li)γ谱仪测量尿中~(131)I 放射性核素的活度。根据实测数据外推求其摄入量,并进行了剂量估算和评价。     

我国放射性物质运输概况

本文介绍了我国放射性物质运输概况(除台湾省外)。目前,全国放射性物质货包的年运输最约10万件,总放射性活度为1.8PBq,运输的放射性同位素主要是~(131)I、~(32)P 和~(198)Au 等。承运人员的年剂量当量是相当低的,一般小于5mSv。由于十分重视放射性物质的安全运输,所以没有发生过严重事故。文中还讨论了放射性物质运输中的防护问题。     

切尔诺贝利核电站事故释放量及其对中国公众造成放射学后果的初步估计

本文用三种方法估算了Chernobyl核电站RBMK-1000堆的事故释放量:1.与Windsccie反应堆的类比推算;2.按堆芯贮量估算;3.按波兰、芬兰等国的测量结果推算。估算结果:~(131)I释放量为(0.1～1.5)EBq,约占其堆芯贮量的4％～50％,~(103)Ru的释放量与~(137)Cs的相近,均约为~(131)I释放量的5％～10％;较易浑发核素~(99)Mo、~(103)Ru、~(132)Te、~(137)Cs的总释放量约为0.4EBq;其它难挥发核素的释放量约为0.2EBq;惰性气体及其它裂变产物的释放量约为10EBq,总释放量约为20EBq,占堆芯贮量的8％。放射性云团于5月初掠过我国,大气中~(131)I总量约为1.6PBq~(137)Cs约为0.3PBq;~(103)Ru约为0.2PBq。在国境内的沉积量:~(131)I约为3PBq,~(137)Cs约为0.1PBq,~(103)Ru约为0.3PBq。关键居民组个人所受有效剂量当量负担约为60μSv,群体有效剂量当量负担为1×10~4·人·Sv。