秦山核电厂运行前后苏州市环境放射性水平调查

秦山核电厂运行前后苏州市环境大气、水、生物和土壤中放射性水平的调查结果表明，位于核电厂主导下风向苏州市的环境辐射水平为天然本底水平。核电厂运行前后成人个体因摄入天然铀、天然钍和137Cs所致内照射的年有效剂量分别为1．43×10－3Sv和1．48×10－6Sv。

放射医学实验室废水管理

报道我院放射医学系大楼放射性实验区废水管理的基本原则、处理系统、监测、排放和^(147)Pm 废水的凝聚沉降处理。

太湖、苏南运河水系城市居民生活用水中放射性水平调查

１９８９年～１９９１年对太湖、苏南运河水系居民生活饮用水中放射性水平监测结果表明，该水系主要城市生活饮用水中年均放射性水平：总α２．１２×１０－２Ｂｑ／Ｌ，总β１．１９×１０－１Ｂｑ／Ｌ，４０Ｋ ８．１３×１０－２Ｂｑ／Ｌ，天然铀６．５６×１０－８ｇ／Ｌ，天然钍４．９７×１０－６ｇ／Ｌ。该放射性水平均低于地表水源和国家规定的限值标准。

材料表面放射性沾染的无水去污技术研究

作者研制的SMJ去污胶，对各种材料表面的放射性沾染有良好的去污效果，去污过程不产生放射性废液，固体废物量也远比液体去污时为少，具有明显的环境和经济效益。

安徽省凤台地区土壤中放射性核素测定及外照射剂量计算

用Ge(Li)γ谱仪测定安徽省凤台地区35个点的土壤样品,天然放射性核素的比活度分别为:^(225)Ra,31.00～49.63Bq.kg^(-1);^(223)Th,52.98～69.09Bq.kg^(-1);^(40)K,498.d～737.0Bq.kg^(-1)。rpv UNSCEAR 报告所估算的单位放射性活度离地面1m 处空气中吸收剂量率所计算的总的吸收剂量率为:81.0±5.2×10^(-10)Gy·h^(-1)。由此算得室外年有效剂量当量为99.3μSv 此值比UNCEAR 所估算的室外陆地外照射的年有效剂量当量70μSv 高42%。但与全国估算的均值相同。

苏州市区环境辐射水平的监测研究报告

苏州市距秦山直线约８５ｋｍ，１９９０～１９９２年，我们针对秦山核电站监测结果：（１）环境空气ｒ连续监测，正常情况下剂量率０．０９～０．１３μＧｙ／ｈ，１９９２年平均剂量率为１０．１×１０－８Ｇｙｈ－１；（２）１９９１年本市调查和估算结果室内、外ｒ辐射剂量率分别为１０１和６４ｎＧｙ·ｈ－１；室内、外宇宙射线电离成分（不包括中子）所致空气吸收剂量率分别为２６．０和２８．８ｎＧｙ·ｈ－１；宇宙射线、天然辐射和天然贯穿辐射所致居民人均年有效剂量当量分别为０．２４ｍＳｖ、０．５６ｍＳｖ和０．８ｍＳｖ；所致集体年有效剂量当量分别为０．１８．０．４２和０．６×１０３人·Ｓｖ；（３）大气气溶胶总ａ平均为４．５×１０－４Ｂｑ·Ｍ－３；总Ｂ为２．８１×１０－３Ｂｑ·Ｍ－３，α／β比值约０．１６；（４）１９９２年大气沉降约总β全年月平均为２．４８×１０７Ｂｑ·ｋｍ－２月－１；（５）环境水体除雪水（１９９０年）１３４，１３７Ｃｓ高出其他水体５０倍外，无异常发现；（６）土壤、食品中天然和人工放射性核素分析除个别偏高外，均属本底水平。

切尔诺贝利核电站事故后苏州市环境介质中^(134,137)Cs含量变化和剂量评价

切尔诺贝利核电站事故后,苏州市1986年5月14日～20日期间环境介质中^(134,137)Cs含量达最大值。3个月后逐渐降低并趋于本底水平。峰值期间由空气浸没外照射、空气吸入和叶类蔬菜摄入内照射所致居民个体(成人)有效剂量当量是1.6×10^(-7)Sv,该值为事故后第1年2.9×10^(-7)Sv/a的55%,接近正常年份值1.5×10^(-7)Sv/a,其中食入途径约占90%,吸入途径约占8.6%,外照射途径很小。

太湖和安徽、江苏运河水系放射性水平调查及评价

1984年调查太湖和安微、江苏运河水系水、沉渣、底质和湖鱼中总β、总α、^(40)K、^(90)Sr、^(137)Cs、^(226)Ra、^(210)Po、~3H、天然铀和天然钍的放射性水平.结果表明,水系不同介质的放射性监测指标水平均低于国家规定的有关限值。水环境内外照射途径所致公众居民个体的年均有效剂量当量是4.56×10^(-6)Sv/a,年均集体有效剂量当量是46.7man-Sv/a.

生物体内放射性物质动力学行为分析和内辐射剂量估算的计算机软件设计

介绍用于生物体内放射性物质动力学行为分析和内辐射剂量估算的2个计算机软件—DAS 和DCS,及其结构设计、运行环境和应用范围。

关于ISO 14000环境管理标准的初步探讨

介绍ISO14000环境管理系列标准出台的背景，环境管理体现的结构框架和运作要素，初步探讨该体系的特点及其对国际贸易将产生的影响。

人体组织样品中钋-210的测定

本文介绍钋-210的分析程序。人体组织样品在硝酸-高氯酸体系中湿式浸取,在盐酸浓度0.5mol/L、温度95±2℃、转速550±50r/min 条件下,在20mm 铜片上自沉积2h。全程回收率82.5±3.0%。

活性炭吸附法测定建筑物表面氡析出率

运用活性炭吸附建筑物表面析出^(222)Rn 通过高温解吸,真空转移技术,用FD—125氡钍分析仪测定^(222)Rn 析出率.测定苏州市民用建筑物144个测点。结果表明,^(222)Rn 析出率呈对数正态分布,中位数为2.8mBq·m^(-2)·s^(-1)。第25位和第75位百分位数分别为1.2和7.8mBq(?)^(-2)·s^(-1).还比较了不同材料地面、墙壁^(222)Rn 析出率的差别,以及地面、墙壁的涂层,装饰层对减少建材表面^(222)Rn 析出率的作用。

食品中的铀钍镭联合测定

本文介绍一种铀、钍、镭的联合测定法,并测定了一批食品样品,样品中的铀含量和用荧光法测定的结果进行了对比。该法程序包括:样品准备,铀和钍共沉淀浓集,N-235共萃取,7mol/L HCl 反萃取钍后,再用水反萃取铀。铀和钍均用铀试剂Ⅲ显色,差减法分光光度分别测定。合并共沉淀、萃取铀钍及洗涤的残留溶液,用铅钡硫酸盐共沉淀分离-α计数法测定总镭含量。

^(60)Coγ射线照射离体人血诱发淋巴细胞微核率与剂量之间的关系

在以淋巴细胞微核测定法作为辐射生物剂量计的研究中,由于各实验室采用的实验条件不尽相同,有关的微核测定结果有一定的差异。为了提高各实验室微核测定结果的可比性,本文根据以往的研究结果,除了选择合适的培养时间外,还对淋巴细胞的增殖水平加以适当的限定;在此基础上,探讨了^(60)Coγ射线照射离体人血诱发淋巴细胞微核率与剂量之间的关系。结果表明,在0～4Gy^(60)Coγ射线剂量范围内,淋巴细胞微核率Y(%)与剂量D(Gy)之间呈良好的二次曲线关系:Y=2.22D+0.76D^2。

宫内节育器X线透视体表照射量水平及其分布

用热释光剂量元件测定56人次 X 线透视检查宫内节育器所致受检查的体表照射水平及其分布,初步得出受检者入口体表照射量的相对分布及最大照射量的参考位置。