241Am-Be中子源测井的辐射剂量估算与防护措施探讨

目的 调查研究²⁴¹Am-Be中子源测井过程中操作人员所受辐射剂量,探讨测井中子源的管理及防护对策。方法 通过对某公司操作现场观摩和现场测量,获取中子源表面γ剂量率、中子剂量率以及取源、运输、装源等过程的操作时间和距离等参数,计算²⁴¹Am-Be中子源测井过程中操作人员所受到的辐射剂量,分析操作人员所受个人有效剂量的来源和占比。结果 一次源罐检查、搬运和检测过程中的中子照射和γ射线照射的有效剂量分别为94.17μSv和2.72μSv,一次装源和取源的中子照射和γ射线照射的有效剂量分别为36.66μSv和24.08μSv,中子源一次测井全过程的中子照射和γ射线照射的有效剂量分别为130.83μSv和26.80μSv;按每年测井100次估算,则中子源测井总的年有效剂量为15.78 mSv。结论 某公司²⁴¹Am-Be中子源测井过程中操作人员所受剂量主要为中子照射剂量,需要加强中子源管理和采取有效的中子辐射安全管理与防护措施。     

测量审核样品中氚测量结果的不确定度评估

目的 为了对测量审核样品中氚测量结果的不确定度进行评估。方法 根据分析方法,建立了数学模型。结果 列出涉及不确定度评定的实验中使用的计量器具、标准物质和仪器设备,分析各项不确定度来源,分别评定每个来源的不确定度,合成不确定度,计算出扩展不确定度。结论 对放射性水平较高的测量审核样品,对不确定度贡献最大的是探测效率,依次是测量重复性、样品放射性计数测量、和样品质量。利用此方法可对测量审核样品中氚测量结果进行评估。