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     

DSA介入医师受照剂量评价及管理探讨

为规范DSA介入诊疗的职业照射评价,并为放射介入医师的个人防护提供依据。本文在介入手术过程中辐射水平实际监测结果的基础上,计算了不同防护用品情况下工作人员的躯干、眼晶体以及手部剂量。计算结果显示一般术者在正常手术量的情况下,全身年有效剂量一般5 mSv·a~(-1),眼晶体年当量剂量最高为32 mSv·a~(-1),手部年当量剂量为50mSv·a~(-1)—100 mSv·a~(-1)。介入医师的眼晶体及手部剂量偏高,建议手术过程中重视个人防护用品的使用,控制手术时间。     

大亚湾核电站1994～2002年职业性照射个人剂量监测和评价

本文总结了大亚湾核电站1994～2002年辐射工作人员职业性照射个人剂量的监测和评价结果.九年中,大亚湾核电站工作人员(包括参加核电站机组检修和为核电站提供各类支持服务的承包商人员)所受到的外照射累积集体剂量为11.6人·Sv,归一化集体剂量为0.879人·Sv/GWa,没有发现大于年摄入量限值1%的内沾染人员;年人均有效剂量为0.56 mSv,单年度个人剂量超过20 mSv的仅有4人,最大值为36.3 mSv.     

大亚湾核电站1994～2002年职业性照射个人剂量监测和评价

本文总结了大亚湾核电站 1 994～ 2 0 0 2年辐射工作人员职业性照射个人剂量的监测和评价结果。九年中 ,大亚湾核电站工作人员 (包括参加核电站机组检修和为核电站提供各类支持服务的承包商人员 )所受到的外照射累积集体剂量为 1 1 .6人·Sv,归一化集体剂量为 0 .879人·Sv/GWa,没有发现大于年摄入量限值 1 %的内沾染人员 ;年人均有效剂量为 0 .5 6mSv ,单年度个人剂量超过 2 0mSv的仅有 4人 ,最大值为 3 6.3mSv。     

2014—2017年中国散裂中子源建设调试期间放射性工作人员个人剂量监测

目的: 报道在中国散裂中子源建设调试期间(2014—2017), 对参加调试工作的放射性工作人员进行个人剂量监测的情况。方法: 采用OSL 4元件胸章式个人剂量计常规监测方法, 对参加调试工作的放射性工作人员进行个人剂量监测。结果: 2014—2017年, 中国散裂中子源放射性工作人员年人均有效剂量为分别为0.11、0.11、0.15、0.15 mSv, 个人年最大有效剂量为0.29、0.27、0.62、0.65 mSv。结论: 2014—2017年, 中国散裂中子源放射性工作人员年人均有效剂量远小于管理目标值(10 mSv/a)。     

2017年、2018年西安市某三甲医院职业外照射个人剂量监测

按照国家标准《职业性外照射个人监测规范》的要求,采用热释光个人剂量测量方法对西安市某三甲医院放射工作人员进行职业性外照射个人剂量监测。监测结果显示,2017年、2018年该医院放射工作人员年有效剂量均低于5 mSv/a的调查水平。     

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。     

核工业系统职业性照射个人剂量监测(1991～2000)

本文介绍了中国核工业系统1 991～2 0 0 0年职业性照射个人剂量监测情况和主要结果。这1 0年中,除铀矿冶系统以外的核工业职业性照射的被监测总人年数为49899,工作人员所受外照射集体有效剂量为98.48人·Sv ,年人均有效剂量为1 .97mSv。内照射个人剂量监测结果表明,各有关厂、院的年人均待积有效剂量均低于5mSv。还简要介绍了铀矿山、水冶厂个别年份的职业性照射个人剂量监测结果。最后对核工业系统个人剂量监测结果做了初步评价。     

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...     

2012-2018年度重庆市某医院放射诊疗工作人员职业照射个人剂量监测与评价

采用职业性外照射个人剂量常规监测方法,对重庆某医院放射诊疗工作人员职业性外照射个人剂量进行了监测。监测结果显示,该院2012—2018年度放射诊疗工作人员职业性外照射人均年有效剂量为0.3～0.8 mSv,远低于国家标准中职业照射人员的年剂量限值规定;职业类别年有效剂量,介入放射学>放射治疗>核医学>放射诊断。     

经口罩过滤后的铀矿尘颗粒物呼吸暴露剂量评价

铀矿尘中含有大量的长寿命α放射性核素,其对铀矿井下工人内照射剂量具有不容忽视的贡献。为研究经两种常用口罩过滤后的铀矿尘颗粒物的呼吸暴露风险,本文采用铀矿尘颗粒物的呼吸暴露风险评价模型和经两种常用口罩过滤后的铀矿尘颗粒物的粒径和浓度监测数据,对南方某铀矿井下工人进行了呼吸暴露风险评价,计算了铀矿尘颗粒物的呼吸暴露剂量和暴露风险指数。结果表明:1)在铀矿井下各典型作业场所中,独头巷道、采场和主风机房是铀矿井下工人所受呼吸暴露剂量较大的主要场所;2)佩戴纱布口罩和KN95口罩后铀矿尘所致剂量分别为0.14~2.01 mSv/a、0.03~0.53 mSv/a,佩戴KN95型口罩时的呼吸暴露剂量和暴露风险指数明显低于纱布口罩;3)当铀品位为0.01%～1%,铀矿尘质量浓度为0.01～0.2 mg/m³时,铀矿井下工人所受的铀矿尘颗粒物的呼吸暴露剂量及呼吸暴露风险指数都随铀矿尘质量浓度的增加而增大。     

Present status and practical issues on dosimetry for the lens of the eye at JAEA MOX fuel facilities

ABSTRACT

At Japan Atomic Energy Agency (JAEA) MOX fuel facilities, a worker usually wears a protective lead apron; therefore, the dose to the lens of the eye (lens dose) outside the apron is higher than that to the torso. To estimate the potential impact on the current facility operation of the International Commission of Radiological Protection (ICRP)-proposed lens dose limit reduction from 150 mSv/y to average 20 mSv/y, the authors carried out an analysis on the past dose records for the workers over the last 18 years. Of a total of 4,312 workers’ records analyzed, two workers’ annual lens doses exceeded the lowered limit of 20 mSv (23.3 mSv and 20.7 mSv), although the maximum effective dose was below 10 mSv in each case. These compiled dose data reveal that in the glovebox and related operations the lens dose will be a limiting factor in radiological control under the newly lowered dose limit. To ensure that the number of workers with an annual lens dose greater than 15 mSv (approximately 0.6% of the workers) is kept to a minimum, the implementation of an administrative control level for the lens dose is considered.     

积分法评估~(60)Co工业辐照装置卡源事故剂量

利用MCNP程序构建简单人体、辐照室、源井、板源模型,对进入辐照室过程中不同位置处工人的吸收剂量率进行了计算,按指数衰减律拟合出吸收剂量率随空间变化的曲线和函数,采用积分法对进入、滞留、撤离辐照室工人的受照剂量进行了计算。结果表明:工人进入、滞留、撤离辐照室总共花费时间为12.7 s,整个过程受照当量剂量为20.61 mSv,与中国辐射防护研究设计院对事故工人个人剂量计检测结果相吻合。该方法可有效地对随空间变化辐射场中的受照工人个人剂量开展评估。     

燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏影响分析

以核电厂燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏释放的放射性物质为分析对象,就放射性物质释放对组件修复的工作人员产生的累积有效剂量进行评估,对向环境释放的气态流出物的放射性总活度进行计算,并对气态流出物排放监测的影响开展分析。分析结果表明单根燃料棒损坏后,执行燃料组件修复的每位工作人员接受的累积有效剂量为12.2 mSv,低于GB 18871—2002规定的工作人员职业照射年平均有效剂量限值20 mSv;向环境释放的气态流出物中惰性气体与碘的放射性总活度分别为3.51×10¹¹ Bq和2.17×10⁸ Bq,远小于GB 6249—2011规定的年排放控制值6.0×10¹⁴ Bq和2.0×10¹⁰ Bq。燃料棒损坏后40 min烟囱排气惰性气体测量仪的读数小于1.0×10¹¹ Bq/h,核电厂无需进入应急待命状态。     

退役作业中一次异常事件及处理所致241Am内照射剂量的估算

根据某涉及镅的退役作业中一次异常事件及处理相关的4名工作人员尿镅的测量结果,采用多次摄入模式,对由241Am吸入所致的内照射剂量进行了估算.结果表明:最大个人待积有效剂量为9.4 mSv (241Am摄入量:349 Bq),低于年剂量限值(20 mSv)或年摄入量限值(740 Bq).     

Estimation of exposure dose for decontamination workers from contaminated soil at a nuclear decommissioning site in Korea

Assessment of the exposure dose for workers is crucial to protecting workers from the radiological risk.This preliminary study estimates the potential radiological exposure for a soil remediation worker at a nuclear decommissioning site contaminated with Cs-137 in Korea,and then calculates the maximum workable soil concentration to comply with the occupational dose constraint of 20 mSv per year.The Korean characteristic data,detailed exposure scenarios for workers by the type of work,and relevant exposure pathways were used in the dose estimation.As a result,the most severe exposure-induced work type was identified as the excavator operation with an annual individual dose of 5.92×10^-5 mSv for a unit concentration of soil,from which the derived maximum workable soil concentration was 3.38×10⁵ Bq/kg.Furthermore,dose contribution by each exposure pathway was found to be decreased in the following order:external radiation exposure,soil ingestion,dust inhalation,and skin contamination.The results of this study are expected to be used effectively to optimize radiation protection for workers and establish appropriate work procedures for future site remediation.     

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。     

Inspection of Gamma Projectors for Reloading and Transport

Abstract

The Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) manufactures¹⁹²Ir and ⁶⁰Co sealed sources used in industrial gamma radiography projectors. Most of these gamma projectors are also certified as Type B(U) packages. Before each source exchange, or in case of any irregularity verified by the user, these projectors are inspected at IPEN. The inspection of the projectors consists of verifying the general condition of the projector, monitoring the maximum radiation levels (MRL) on contact, monitoring the external non-fixed radioactive contamination of the projector, remote control and source guide tube, testing the exposure and retract movement to evaluate the projector–remote control–source guide tube assembly, and testing the source lock. Projectors that show problems regarding their general condition or in the remote control, or if they fail any of the 'GO–NO-GO' gauge tests, are not reloaded. After source reloading the MRL on contact and at 1 m are measured in order to comply with dangerous goods transport regulations. Data collected in the last 7 y, covering something like a thousand shipments, indicate that there are many packages that do not retain the required shielding characteristics for MRL of 2mSv h^-1 on contact for the approved maximum activity. Appropriate maintenance of the projectors is important, as there were cases of excessive channel and source capsule corrosion and source holder deformation.In conclusion, our experience has shown that there are radiography packages that remain safe to use even though their approval certificates have expired, supporting the grandfathering provisions in the regulations that allow the continued use of those packages. There are also packages that are unfit for continued use even though their approval certificates are still valid, which suggests either deterioration in use or, possibly, faulty manufacture.