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铀矿山个人γ外照射剂量估算模式的研究与应用
铀矿山γ外照射主要来自矿石、废渣和放射性粉尘的放射性核素等,使铀矿山工作人员和周围居民遭受到放射性外照射.氡的2个短寿子体214Bi和214Pb是γ外照射剂量率的主要贡献者.
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我国非铀矿山工作场所γ外照射剂量估算
目的 估算非铀矿山工作人员经由矿石样品外照射途径所致γ外照射年有效剂量.方法 现场采集非铀矿山矿工工作场所矿石样品,利用γ能谱仪测量矿石样品中放射性核素活度浓度,进而估算采矿工作场所矿工所受年有效剂量.结果 在全国7个省区13个矿区共采集、分析了32个矿石样品,其中有2种矿石活度浓度较高,所致矿工的年有效剂量超过1 mSv.结论 γ能谱测量分析方法可以较好地应用于非铀矿山矿石放射性核素分析,其结果可用来估算矿工所受的γ外照射剂量.
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我国非铀矿山γ外照射剂量水平初步调查
在我国从事非铀矿山开采的工作人员中,井下的工作人员在无特殊防护条件下接受着天然辐射.根据对非铀矿山的大量测量数据表明,工作场所的γ外照射剂量值波动范围较大,从接近本底值的几十μGy/h到2 mGy/h,在开采富矿时,在矿体暴露表面及挖出的矿石堆附近的γ外照射剂量值更高些.
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新疆某医院PET/CT工作场所中辐射性水平及辐射安全管理
目的 通过实际测量调查,了解新疆某医院PET/CT工作场所中辐射性水平;提出相应的辐射安全管理对策.方法 使用Identifinder-N型X-γ剂量计和能谱仪、FH40G+ FHT752型中子剂量当量仪、BH3206型表面沾污仪进行工作场所监测.结果 部分工作场所γ外照射明显高于环境本底水平,其中加速器防护门γ辐射剂量率高达到7.92 μGy/h,机房外环境的中子剂量率为辐射环境本底水平,β放射性表面污染属于正常水平;估算出职业工作人员年均有效剂量为3.99mSv,符合5 mSv/a的管理限值.结论 应加强对PET/CT工作场所辐射安全管理,降低工作场所环境放射性水平,并提出相应的辐射安全管理对策.
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从一起γ外照射事故看职业健康管理的重要性
1 事故概述某无损探伤车间由于焊缝检测工作的需要,使用了多枚百Ci级60Co和137Cs放射源,并建设了临时性的射线防护工程,即野外作业用的γ探伤室.2008年8月16日约15时,探伤作业人员进行焊缝检测工作准备时,将一枚约3.22TBq(87Ci)的60 Co放射源通过播把系统,送进需探伤工件(该工件为近似圆柱体密封件,工质材料是低炭钢,壁厚约12cm,直径约3m)后离开该探伤室,于室外设置射线工作场所安全拉绳.
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某实验室放射性水平调查及辐射安全管理初探
目的 通过实际测量调查,了解某生物实验室放射性同位素标记的放射性污染水平.方法 使用Iden-tifinder -N型X、γ剂量率仪、BH3206型表面沾污仪进行工作场所监测.结果 部分工作场所环境γ外照射明显高于环境本底水平,β放射性表面污染属于正常本底水平.结论 加强对同位素工作场所辐射安全管理,降低工作场所环境放射性水平.并提出相应的辐射防护.
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云南某铅矿放射性核素水平及矿工所受γ外照射剂量估算
目的 调查铅矿石中放射性核素活度浓度并估算矿工接受年有效剂量.方法 现场调查采集铅矿井下工作场所矿石样品,利用γ能谱仪测量矿石样品中放射性核素比活度,从而估算矿工接受的辐射剂量.结果 在分析的13份矿石样品中,天然放射性核素226Ra、232Th、40K活度浓度均值分别为41.8、20.2和44.0 Bq/kg,估算所致矿工年有效剂量约为0.09 mSv.结论 铅矿井下工作人员接受天然γ辐射水平较低.