中国林业辐照中心屏蔽室大体积混凝土测温试验分析

由于该工程在放射性使用上的特殊要求,故采用模拟现场实际施工状况对大体积混凝土进行测温试验分析,以确保在现场施工状况下浇筑的大体积混凝土不因温差过高产生裂缝,造成放射性物质的泄露。

提高上海辐照中心辐照装置的利用效率

为了提高辐照装置的利用效率,我们做了6个方面的研究工作。 1.动态辐照条件下产品的静态辐照工艺研究。静态辐照产品分布在源室四周。从实验中。

南京辐照中心落成剪彩

5月21日,南京辐照中心落成剪彩。江苏省领导同志孙颌、凌启鸿,中国农业科学院院长卢良恕等参加了剪彩仪式。南京辐照中心整个工程投资543万元,建筑面积6000多平方米,设计源强容量为5×105Ci,现按装10×105Ci。整个60Coγ辐射源装置均为国内自行设计、加工和安装。配有悬挂输送链微机控制、电视监视、光电报警、物理化学剂量测试等先进设备。

某γ辐照中心首次装源过程中的辐射监测

为保障在装源过程中工作人员和公众的辐射安全,按既定的装源程序对外环境、贮源铅罐和个人进行辐射剂量监测。结果表明,由于辐照中心设计合理,严格遵守装源程序,操作准确熟练,监测数值均符合国家辐射防护相关标准,未对外环境及公众健康造成影响。

某新建钴-60辐照中心放射防护检测结果分析

目的检测某新建钴-60辐照室周围工作场所放射性水平,保障放射工作人员和周围公众的健康安全。方法用6150AD6/H型辐射剂量当量率仪进行现场检测,用GMX出40P4-76型高纯锗γ谱仪和BL-4型低本底α、β测量仪检测分析贮源井水放射性水平,通过检测结果估算放射工作人员和公众受照剂量,依据管理目标值对结果进行评价。结果该辐照中心选址与布局均合理,辐照室二楼周围剂量当量率水平高于当地天然辐射本底水平,所检测的其他工作场所周围剂量当量率水平均在当地天然辐射本底水平范围内。贮源井水钴-60活度浓度和总β放射性水平均低于本实验室γ能谱仪和低本底α、β测量装置的探测下限。在辐照装置正常运行状态下,放射工作人员和公众估算的受照剂量均低于年剂量管理目标值。结论该辐照中心在正常运行状态下,其对放射工作人员和公众的健康影响在可接受的范围内,不会造成额外的健康损害。辐照中心在运行过程中应定期进行安全检查和检测,保证辐照装置的安全运行。

昆明辐照中心周围环境放射性水平调查

目的调查昆明三家辐照中心环境放射性水平情况。方法采用FD-3013A辐射仪和FJ-427A1型热释光剂量仪分别测量辐照中心环境中γ辐射剂量率和辐射工作人员个人剂量;采用γ能谱仪和低本底α、β检测仪分别测量土壤中^(238)U、^(226)Ra、^(232)Th、^(40)K、^(137)Cs、^(60)Co活度和水体中总α、总β活度。结果三家辐照中心土壤中天然放射性核素^(238)U、^(226)Ra、^(232)Th、^(40)K的活度范围分别为8.2~23.6 Bq/kg、10.6~21.2 Bq/kg、15.1~29.7 Bq/kg、41.7~103.4Bq/kg,未检测出人工放射性核素^(137)Cs和^(60)Co;贮源井水总β活度分别为0.003 Bq/L、0.002 Bq/L、0.01 Bq/L;三家辐照中心空气中γ辐射剂量率均值分别为0.09μGy/h、0.10μGy/h和0.07μGy/h;工作人员人均年有效剂量当量分别为0.19 mSv、0.16 mSv和0.16 mSv。结论三家辐照中心辐射环境水平属于正常水平,没有放射性污染。

某^(60)Co辐照中心辐射防护效果评价

目的某辐照中心从英国引进60Co放射源,主要从事水果、脱水蔬菜、药粉、医疗用品等产品辐照灭菌加工服务。通过对该辐照中心周围环境γ剂量率及β表面污染进行监测,分析评价监测结果,确保职业工作人员和公众的健康。方法根据国家相关的放射卫生标准与方法。结果监测了辐照中心周边环境γ剂量率及β表面污染。结论该辐照中心基本落实了辐射安全管理制度和辐射安全防护各项措施,该项目对职业工作人员和公众人员是安全的,对周围环境产生的影响较小。

环境辐射监测实验项目开发初探

环境辐射监测实验目的是帮助核工程与核技术专业本科生理解环境辐射监测与评价的课程教学内容,锻炼实际操作监测仪器的动手能力,提高学生分析问题与解决问题的能力,综合提高理论与实践相结合的全面素质。该文通过实践,利用自搭实验平台、课程设计与实验相结合和联合辐照中心进行实验等手段,解决了实验项目开发中存在的环境辐射监测实验仪器匮乏、实验项目和教学内容结合不紧密等问题,最终开发了环境辐射监测实验项目的主要内容,使得环境辐射监测与评价课程更具有实践意义。

Calibrations of Amber Perspex-PMMA Dosimeter in the CDTN Gamma Irradiator Operational Conditions

This paper presents results of PMMA （polymethylmethacrylate） dosimeters calibrations that are used as routine dosimeters in CDTN （Nuclear Technology Development Center） Gamma Irradiation Laboratory. The study was carried out within the framework of the Facility Quality Assurance Program with the purpose of to determine the calibration curve and accuracy of the Harwell Amber Perspex 3042 W dosimeters. The irradiations of the dosimeters were made in operational conditions of a Gamma lrradiator at CDTN, an R ＆ D （research and development） institute connected to the CNEN （National Nuclear Energy Commission） （Brazil）. The values for estimate of the expanded uncertainties achieved are typical of a routine dosimetry system.