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中国原子能科学研究院辐射环境质量评价

辐射防护 1989年第2期9卷 81-94页

作者：张永兴俞军谢建伦王化民孟宪亭易南昌中国原子能科学研究院

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... 详细信息

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。

关键词：环境监测辐射核素环境质量评价

中国原子能科学研究院地区地表水环境辐射容量

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原子能科学技术 1996年第5期30卷 385-391页

作者：岳维宏谢健伦中国原子能科学研究安防环保处

论述了环境辐射容量的含义及确定环境辐射容量的方法学。在收集有关中国原子能科学研究院地区气象、水文以及居民对环境的使用因子等基础资料，开发有关计算机程序等的基础上，计算了该地区地表水体的环境辐射容量（即容许的年排放量）... 详细信息

论述了环境辐射容量的含义及确定环境辐射容量的方法学。在收集有关中国原子能科学研究院地区气象、水文以及居民对环境的使用因子等基础资料，开发有关计算机程序等的基础上，计算了该地区地表水体的环境辐射容量（即容许的年排放量）。同时，对转移参数进行了灵敏度分析。

关键词：环境辐射容量地表水灵敏度分析

中国原子能科学研究院辐射加工技术开发和应用

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原子能科学技术 2000年第4期34卷 372-377页

作者：崔山陈桂成王家驹李涛张兆明中国原子能科学研究院核技术和计算机应用研究所北京102413

概述了中国原子能科学研究院辐射加工技术的发展过程 ,重点介绍了几台辐照装置的开发应用情况及经济效益 ,提出了进一步发展的建议。

关键词：辐射加工加速器中国原子能科学研究院

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中国原子能科学研究院的辐射生物实验研究

中国原子能科学研究院的辐射生物实验研究

球床式高温气冷堆精细化堆芯核素积存量计算方法研究

全国作物生物技术与诱变技术学术研讨会

作者：赵葵倪嵋楠隋丽郭继宇罗红兵孔辐全蔡明辉杨明建中国原子能科学研究院中国原子能科学研究院中国原子能科学研究院中国原子能科学研究院中国原子能科学研究院中国原子能科学研究院中国原子能科学研究院中国原子能科学研究院

＜正＞近几年,在中国原子能科学研究院的串列加速器国家核物理实验室开展了辐射生物研究。依托该实验室的HI—13串列加速器、Q3D磁谱仪及重离子扫描管道等大型设备,在以下两个方向开展了辐射生物研究。利用地面上的加速器来模拟空间辐...

＜正＞近几年,在中国原子能科学研究院的串列加速器国家核物理实验室开展了辐射生物研究。依托该实验室的HI—13串列加速器、Q3D磁谱仪及重离子扫描管道等大型设备,在以下两个方向开展了辐射生物研究。利用地面上的加速器来模拟空间辐射环境是研究空间环境辐射的重要手段。已有的实验表明,由于重离子具有大的传能线密度（LET）,在被辐照的生物样品中能沉积较多的能量,而且,在能量沉积过程中,在重离子射程末端存在着一个尖锐的能量损失峰（Bragg峰）,所以与生物体相互作用产生效应的区域是局部的、可控的和可选择的,在存活率较高的情况下可得到较高的突变率。

关键词：

来源： cnki会议评论

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原子能科学技术 2025年

作者：曹成昊陈海英王雯毅梁金刚佘顶曹建主清华大学核能与新能源技术研究院生态环境部核与辐射安全中心

球床式高温气冷堆多次通过的燃料管理方式和燃料球随机流动特性，为堆芯核素积存量计算带来挑战。传统基于集总参数的计算方法难以考虑源项计算中各因素的空间分布，也无法体现燃料球间核素积存量差异。本文基于堆芯功率分布和随机抽样... 详细信息

球床式高温气冷堆多次通过的燃料管理方式和燃料球随机流动特性，为堆芯核素积存量计算带来挑战。传统基于集总参数的计算方法难以考虑源项计算中各因素的空间分布，也无法体现燃料球间核素积存量差异。本文基于堆芯功率分布和随机抽样技术，提出一种精细到燃料球的堆芯核素积存量计算方法，即逐球抽样功率历史并进行燃耗计算，获得堆芯核素积存量及其空间分布。以高温气冷堆核电站示范工程为研究对象，本文比较了精细方法与传统方法的差异，并分析燃料球流速分布对堆芯燃耗分布的影响。结果表明，精细方法得到裂变产物总积存量略低于传统方法，堆芯平均燃耗略大，且不均匀流速模型与均匀流速模型相比，轴向燃耗梯度较平均，卸料燃耗分布更集中。本文方法为进一步提高堆芯积存量计算精度提供重要理论基础。

关键词：球床式高温气冷堆堆芯核素积存量堆芯燃耗分布卸料燃耗

中国原子能科学研究院职业性辐射照射个人剂量监测与评价(1991～2003年)

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中国原子能科学研究院职业性辐射照射个人剂量监测与评价(1991～2...

伤口摄入241Am内照射回顾性调查及剂量评价

全国职业照射个人剂量监测与评价学术研讨会

作者：何力华杜桂琴程友建中国原子能科学研究院

本文介绍了中国原子能科学研究院职业性辐射照射个人剂量监测(1991年～2003年)的情况,并对1991～2003年的个人剂量监测结果进行了统计分析,给出了全院各个年度工作人员的集体剂量当量,年人均剂量当量,剂量当量分布,人员分布和当年最大... 详细信息

本文介绍了中国原子能科学研究院职业性辐射照射个人剂量监测(1991年～2003年)的情况,并对1991～2003年的个人剂量监测结果进行了统计分析,给出了全院各个年度工作人员的集体剂量当量,年人均剂量当量,剂量当量分布,人员分布和当年最大的个人剂量当量。外照射个人剂量统计结果表明,1991～2003年,受监测人数共计14808人,受监测人员的集体剂量当量为25.55人·Sv,年人均剂量当量为1.73mSv。各个年度的集体剂量当量在1.32～2.45人·Sv之间,各年度年人均剂量当量在1.05～2.38 mSv之间。内照射剂量估算结果表明,1991～2003年间,共监测3416人,受监测人员的年人均待积有效剂量为2.4x 10mSv,集体待积有效剂量为8.2x 10人·Sv。各年度工作人员所受年人均待积有效剂量都小于1.4 x 10mSv。

关键词：个人剂量监测外照射内照射集体剂量当量年人均剂量当量原子能院

来源： cnki会议评论

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原子能科学技术 2019年第10期53卷 2092-2097页

作者：陈凌王薇邬蒙蒙中国原子能科学研究院辐射安全研究所

2002年某单位一名工作人员操作241Am固体放射源时,右手食指被螺丝刀穿刺扎伤,伤口摄入颗粒态241Am。2016年对人员伤口摄入241Am进行回顾性调查及剂量评价。对人员头骨中241Am的定量测量约为166Bq,头骨干重占全身骨干重约18.86%,人员全... 详细信息

2002年某单位一名工作人员操作241Am固体放射源时,右手食指被螺丝刀穿刺扎伤,伤口摄入颗粒态241Am。2016年对人员伤口摄入241Am进行回顾性调查及剂量评价。对人员头骨中241Am的定量测量约为166Bq,头骨干重占全身骨干重约18.86%,人员全身骨内241Am约为880Bq。结合伤口摄入241Am人体骨骼滞留函数,计算人员伤口241Am摄入量约为2630Bq,待积有效剂量约为0.85Sv。对人员伤口内现有241Am滞留量定量测量约为527Bq,结合伤口污染滞留函数计算伤口241Am摄入量约为5560Bq,待积有效剂量约为1.81Sv。综合两种剂量评价方法的结果,该人员伤口摄入241Am待积有效剂量应小于2Sv。对伤口现有241Am进行干预评估,伤口残留污染物手术切除可节省待积有效剂量约为170mSv。

关键词： 241Am 伤口摄入内照射剂量评价

康普顿成像系统角分辨影响因素的理论及模拟研究

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原子能科学技术 2019年第12期53卷 2471-2477页

作者：王薇李传龙吴建华李兴隆中国原子能科学研究院辐射安全研究所

为了对康普顿成像系统的结构设计提供参考,本文提出了一种理论与模拟计算相结合的对双层位置灵敏CZT晶体组成的康普顿成像系统散射角误差进行估算的方法,并利用该方法对康普顿成像系统散射角误差进行了研究。结果表明,对662 keV、1.33 ... 详细信息

为了对康普顿成像系统的结构设计提供参考,本文提出了一种理论与模拟计算相结合的对双层位置灵敏CZT晶体组成的康普顿成像系统散射角误差进行估算的方法,并利用该方法对康普顿成像系统散射角误差进行了研究。结果表明,对662 keV、1.33 MeV和2 MeV的入射光子,该成像系统的康普顿散射角误差分别为5.54°、4.82°和4.52°,散射角误差主要来自于探测系统位置分辨本领和能量分辨本领,探测材料多普勒效应引起的角误差相对较小。合理地限制康普顿散射角范围可有效改善成像系统角分辨能力,优化成像效果。

关键词：康普顿成像系统散射角误差位置灵敏CZT晶体

基于尿样测量的241Am内照射常规监测与评价技术研究

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原子能科学技术 2019年第6期53卷 1141-1146页

作者：娄海林李爱云卢瑛高嘉敏文富平中国原子能科学研究院辐射安全研究所

241Am属于极毒组α核素,吸入人体将产生内照射危害。尿样核素分析监测技术是工作人员内照射常规监测与评价的重要方法之一。本文通过研究241Am大体积尿样的前处理、分离纯化、电沉积等因素,建立了大体积尿样中241Am的分析监测技术,同时... 详细信息

241Am属于极毒组α核素,吸入人体将产生内照射危害。尿样核素分析监测技术是工作人员内照射常规监测与评价的重要方法之一。本文通过研究241Am大体积尿样的前处理、分离纯化、电沉积等因素,建立了大体积尿样中241Am的分析监测技术,同时考察了该分析监测技术在241Am内照射监测与评价中的应用。研究结果表明:建立的大体积尿样中241Am分析监测技术化学回收率为86.2%、精密度为3.88%、相对偏差小于10%;对Pu的去污系数大于1.0×10^3;探测限为31.8μBq/L。对于1.6L24h尿样,常规监测周期为360d时,最小可测待积有效剂量为0.13mSv,低于常规监测所规定的2mSv调查水平,表明该监测技术适用于工作人员241Am内照射的常规监测以及剂量评价。

关键词： 241Am 尿样内照射监测与评价