放射性气溶胶监测与内照射剂量估算
累积式放射性气溶胶连续监测仪的实验运行数据处理
图２所示的累积式连续采样和同时进行累 积计数测量的放射性气溶胶监测仪，由于其采 样和放射性计数测量同时进行，要想实时地将 任一个时间段空气中的污染浓度区分出来，对 测得的放射性计数进行正确的数据处理是极 为重要的。以累积式运行的放射性气溶胶监测 仪为例只能给出两种数据信息，所设定的任一 时间段（Δt）内的总计数和所有时间段（∑Δt） 内的累积总计数。如设每次读取计数的时间段 为Δt，任何一个时间段Δ（t i）的相应的计数为 Ni，那么截止到第i个时间段终了的累积总计数 则为 ∑Ni。对这两种计数信息进行正确的数据 处理，进而实时地给出代表不同时间段的污染
将 ＣＡＭ－２ 型 放 射 性 气 溶 胶 监 测 仪 置 于 可 能存在长寿命α核素气溶胶 （主要由铀形成）的
傅翠明等：累积式放射性气溶胶连续监测仪的实验运行数据处理
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图４ ＣＡＭ－２型气溶胶监测仪在某核设施现场的α气溶胶监测结果 Ｆｉｇ．４ Ａｌｐｈａ ａｅｒｏｓｏｌ ｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ ｒｅｓｕｌｔｓ ｂｙ ＣＡＭ－Ⅱ ａｅｒｏｓｏｌ ｍｏｎｉｔｏｒ ｉｎ ａ ｗｏｒｋｐｌａｃｅ ｏｆ ａ ｎｕｃｌｅａｒ ｆａｃｉｌｉｔｙ
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辐射防护
第 ３１ 卷 第 ５ 期
图２ 累积式采样与测量的α／β气溶胶监测仪基本原理结构 Ｆｉｇ．２ Ｓｃｈｅｍａｔｉｃ ｄｉａｇｒａｍ ｏｆ ａｌｐｈａ／ｂｅｔａ ａｅｒｏｓｏｌ ｍｏｎｉｔｏｒ ｂａｓｅｄ ｏｎ ａｃｃｕｍｕｌａｔｉｏｎ ｓａｍｐｌｉｎｇ ａｎｄ ｍｅａｓｕｒｉｎｇ
应的数据处理方法如何实施，一直是研究和应 用这类仪器的人们所关心的问题［６—８］。本文将对 这类数据处理方法进行简要介绍，并根据 ＣＡＭ－２型监测仪在实际应用中所得出的实验 和监测数据，按不同的数据处理方法处理，并 对处理结果和相关问题进行讨论。
放射性工作场所气溶胶浓度与粒径分布
放射性工作场所气溶胶浓度与粒径分布拓飞;徐翠华;张庆;李文红;周强【摘要】Objective：To explore the general characteristics of the concentration and size distribution of aerosols in several typical radiation work places. Methods：In different types of radiation work places, the number and mass concentration together with the number and mass particle size distribution of aerosols were measured by TSI 3321 APS. Results：The number median diameter distribution were averaged to be 0.7 μm for the whole surveyed places, while the mass median diame ter of particle size distribution were around 1.0 μm, except for temporary storage pools of spent fuel rods at nuclear power plants. Both number and mass concentration in the room of processing unsealed radioactive source of C level were the highest. Conclusions：Concentration of aerosols varied with different work places and human activities significantly. The benchmark data established in this work may be useful when considering the dose contribution from inhaled radioactive particles.%目的：研究部分放射性工作场所内气溶胶的浓度和粒径分布特性。
不同粒度放射性气溶胶年摄入量限值前言根据《中华人民共相国职业病
不同粒度放射性气溶胶年摄入量限值前言根据《中华人民共相国职业病防治法》制定本标准。
原标准GB/T 16144-1995与本标准不一致的，以本标准为准。
本标准起草时主要依据GB4792-1984《放射卫生防护基本标准》，该标准中的放射工作人员的年剂量限值为50mSv。
按照现有IAEA 国际标准，该年剂量限值已变更为20mSv，国内也拟作相应变化。
但由于国内对此尚未作出正式变更，且本标准附录A表A.1所列气溶胶年摄入量限值(ALI)的数据量太大，一时无法作相应变化，故在使用时应予以注意。
今后使用时，应根据年剂量限值的变化，可按相应比例增减。
本标准的附录A是规范性附录。
本标准由中华人民共和国卫生部提出并归口。
本标准起草单位:北京放射医学研究所。
本标准主要起草人:叶常青、沈智渊。
本标准由中华人民共和国卫生部负责解释。
不同粒度放射性气溶胶年摄入量限值Annual limits on intakes for radioactive aerosol with different particle sizeGBZ/T 154-20021 范围本标准规定了放射工作人员的不同粒度放射性气溶胶年摄入限值(ALI)。
本标准适用于放射工作人员所在空间可能存在放射性气溶胶的工作场所，作为评价空气放射性气溶胶污染程度和估计人员内照射吸入危害的依据。
2 规范性引用文件下列文件的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。
凡是注明日期的引用文件，其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修订版均不适用于本部分，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。
凡是不注明日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。
GB4792 放射卫生防护基本标准3 术语和定义下列术语和定义适用于本标准3.1 气溶胶 aeroso1分散在气体中的固体粒子或液滴所构成的悬浮体系。
3.2 粒度 particle size气溶胶粒子的大小，又称粒径。
831自动控制原理-火箭军工程大学
火箭军工程大学硕士生招生考试初试业务课考试大纲火箭军工程大学研究生招生办公室二〇一八年八月目录351军事共同基础..................................................................................................................................... - 1 -442专业综合（军事指挥）..................................................................................................................... - 3 -442专业综合（军事装备）..................................................................................................................... - 4 -811原子核物理学..................................................................................................................................... - 5 -812炸药理论............................................................................................................................................. - 6 -813核武器辐射防护技术......................................................................................................................... - 7 -821电子技术基础..................................................................................................................................... - 8 -823 机械设计基础.................................................................................................................................... - 9 -831自动控制原理................................................................................................................................... - 10 -841计算机操作系统................................................................................................................................- 11 -842数字电子技术................................................................................................................................... - 12 -843数据结构........................................................................................................................................... - 13 -844信号与线性系统............................................................................................................................... - 14 -845通信原理........................................................................................................................................... - 15 -852管理学原理....................................................................................................................................... - 17 -861工程流体力学................................................................................................................................... - 18 -862飞行力学........................................................................................................................................... - 19 -863大学化学........................................................................................................................................... - 20 -864环境工程学....................................................................................................................................... - 21 -865工程热力学....................................................................................................................................... - 22 -866材料力学........................................................................................................................................... - 23 -351军事共同基础科目代码：351科目名称：军事共同基础适用专业：军事指挥、军事装备(专业学位)一、考试性质军事硕士专业学位统考是国家统一组织的、旨在招收培养我军高层次应用型指挥军官的选拔性考试，招生对象为国民教育序列大学本科毕业（一般应具有学士学位）、经军以上单位推荐的正连职及以上职级指挥管理军官。
核与辐射事故中受照人员的剂量估算201110
▪ 这些测量方法需要特殊的TL读出器，各种 样品的剂量学特性的研究也不是很完善。
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总
(5)中子感生放射性（临界事故的中子剂量） ▪ 中子激活各种环境介质。人体也是激活对象，产
生各种放射性核素如24Na,31P，39,41K,44Ca。 ▪ 24Na(T1/2 14.96h)通常用于评估中子剂量，因为
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*
• 人体模型
采用德国GSF参考人模型(EVA)数据,只考 虑含有红骨髓躯干、肢体上端及头颈部。躯 干（包括手臂）及头颈部为椭圆柱体，左右 肺均为半个椭圆球。将体模按人体解剖位置 沿 轴 线 等 分 为 17 层 ， 再 将 各 层 划 分 为 5cm×5cm×5cm的小立方体，整个体模共有 396个立方体（其中188个含有红骨髓）。
外照射 ✓生物剂量
-临床症状、染色体、微核等、ESR
✓物理剂量
-剂量计、现场模拟、MCNP模拟、TL、ESR、 中子（活化24Na等）
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1、生物剂量
➢ 生物剂量：
➢ (1)早期临床症状判断 ➢ 根据早期临床症状，可以粗略估算受照人员的
剂量，为进行受照射人员初期分类和实施个人 救治提供重要依据。最重要的早期临床症状有： 恶心、呕吐、腹泻、皮肤和粘膜红斑、颜面充 血及腮腺肿大等。
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✓记录这些症状及它们发生的时间、频率和 严重程度。
✓根据早期症状可把病人分成吸收剂量大于 和小于2Gy的两类。
✓应当注意到这种方法估计剂量的不确定度 受个体差异、心理因素和感染等因素的影 响。
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▪ （2）血细胞计数估算 ▪ 外周血淋巴细胞是对辐射最敏感的细胞系
之一，淋巴细胞绝对数降低是早期观察确 定受照水平有用的实验室检查方法。 ▪ 根据照后1-2天的淋巴计数，可以初步估计 受照人员剂量范围，区分出不同级别的急 性放射病。
什么是个人剂量监测
什么是个人剂量监测用辐射工作人员个人佩带的剂量计进行的测量或对其体内及排泄物中放射性核素种类和活度所作的测量，以及对测量结果进行的分析和解释。
监测的主要目的是对主要受照射的器官或组织所接受的平均当量剂量或有效剂量做出估算，进而限制工作人员个人接受的剂量，并且证明工作人员接受的剂量是符合有关国家标准的。
附加目的是提供工作人员所受剂量趋势和工作场所条件以及有关事故照射的资料。
个人剂量监测可分为常规监测、操作监测和特殊监测三种不同类型。
常规监测用于连续性作业，目的在于证明工作环境和工作条件是安全的，并且也证明没有发生需要重新评价操作程序的任何变化。
操作监测是当某项特定操作开始时进行的监测。
这种监测特别适用于短期操作程序的管理。
特殊监测是在异常情况发生或怀疑发生时进行的监测。
依据工作人员受照射的情况，个人剂量监测可分为外照射个人剂量监测和内照射个人剂量监测。
外照射个人剂量监测：根据工作人员的工作性质、接受剂量的大小、剂量计的灵敏度和衰退特性等确定外照射个人剂量监测周期。
对剂量计的基本要求是，应能对正常和异常操作情况下所有可能遇到的各种辐射、能量、剂量当量和剂量当量率都能以适当的准确度估算出所接受的剂量当量。
关于剂量计佩带的位置，若使用一个剂量计，则剂量计应佩带在代表躯干表面受照射最强的部位处。
四肢特别是手部受照剂量较大时，需要佩带附加的剂量计。
在高照射量率辐射场的短期照射时，工作人员要佩带几种个人剂量计，特别需要佩带报警剂量计。
为了执行辐射防护最优化纲要和及时防止意外照射，需要佩带报警的个人剂量计，进行即时监测。
用于监测B、X、Y辐射最常用的个人剂量计有胶片剂量计，辐射光致荧光玻璃剂量计和热释光剂量计。
袖珍剂量计和报警剂量计作为外照射个人剂量监测的辅助手段。
对于中子个人剂量监测，除热中子个人剂量监测外，中能中子和快中子个人剂量监测在技术和应用方面还存在一定的困难。
中能中子和快中子个人剂量监测目前采用诸如反照率中子个人剂量计，核乳胶快中子剂量计和固体径迹中子剂量计。
北京市医院核医学科工作人员内照射个人监测及剂量估算
北京市医院核医学科工作人员内照射个人监测及剂量估算
宋易阳;何力华;白家骧;李桂云
【期刊名称】《同位素》
【年(卷),期】1997(000)001
【摘要】报道了１９９５年北京市部分医院核医学科工作人员的归照射个人监测结果，并简要介绍了监测方法和剂量估算方法。
共监测了２０个单位的１５７人，占北京市该类人员应监测人数的３／４以上。
总的集体待积有效剂量当量为１．４×１０＾－２人；Ｓｖ年人均待积有效剂量当量为８．９×１０＾－２ｍＳｖ。
被监测的全部工作人员年待积有效剂量当量均在年剂量限值的１／１０以上。
【总页数】1页(P26)
【作者】宋易阳;何力华;白家骧;李桂云
【作者单位】中国原子能科学研究院;北京市卫生防疫站
【正文语种】中文
【中图分类】R14
【相关文献】
1.铁路X射线行李包安全检查系统放射防护及工作人员个人剂量估算监测分析 [J], 吴丰德
2.同位素研制与生产人员内照射个人监测及剂量估算 [J], 何力华;杜桂琴
3.同位素研制与生产人员内照射个人监测及剂量估算 [J],
4.同位素研制与生产人员内照射个人监测及剂量估算 [J], 何力华;杜桂琴
5.北京市放射工作人员内照射个人监测及剂量估算 [J], 何力华;宋易阳;白家骧;李桂云
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核和放射事故医学应急常用计算机剂量估算方法
间，其默认值为168h(一周)。将测量值填入相应的文本框后，按“开始计算”命令
键，即可得出相应的累积剂量当量。 方法2：需要测量地面上方1m处的平均周围剂量当量率(μSv/h)，平均剂量当量 率是指事故后7天内的测量均值，将平均测量值填入相应的文本框后，按“开始计算
”命令键，即可得出7天的累积剂量当量。若需估算其中某天的值，则仅需将这天的
下图是烟羽β外照射剂量重建的用户界面。这个界面主要包括烟羽惰性气体 、非惰性气体二种计算
在界面中的事故姓名、性别、编码和事件时间均由计算机按先前录入的
信息生成，用户不必再输入这些个文本框。 对图中烟羽惰性气体造成的剂量当量的计算模块，烟羽惰性气体核素可 选择Kr-85、Kr-85m、Kr-87、Kr-88、Xe-133和 Xe-135等6种核素。再输入近 地空气核素的时间积分浓度(GBq.s.m-3)和屏蔽因子后，按开始计算，便可得出 剂量当量值，并显示在相应的文本框中。 对图中烟羽非惰性气体造成的剂量当量的计算模块中，烟羽其他核素可选 择Sr-89、Sr-90、Zr-95、Nb-95、Ru-103、Ru-106、 Te-132、I-131、I-132、I133、 I-135、Cs-134、Cs-137、Ba-140、La-140、Ce-144、Np-239、Pu-241等 18种核素。再输入近地空气核素的时间积分浓度(GBq.s.m-3)和屏蔽因子后，按
核和放射事故医学应急常用 计算机剂量估算方法
一、概述
二、核事故剂量估算方法
三、光子外照射剂量估算方法
四、重粒子外照射剂量估算方法
五、电子及皮肤污染剂量估算方法 六、核事故内照射剂量估算方法 七、应急个人监测及剂量估算 八、食品水和气溶胶应急监测及剂量估算
一、概述