研究性重水反应堆厂房内场所与个人中子、γ剂量当量的测定

• 作 者: 陈常茂 闻友勤 苏静玲 刘淑英 刘乃荣
• 机 构: 中国原子能科学研究院rrrrrrrrn,中国原子能科学研究院rrrrrrrrn,中国原子能科学研究院rrrrrrrrn,中国原子能科学研究院r
• 出 处: 辐射防护
• 发表日期: 1988年03期
• 关键词: 剂量当量 重水反应堆 工作人员个人 巡测仪 剂量计 操作区 天然辐射本底 辐射场 体模 剂量监测

本文报道中国原子能科学研究院研究性重水反应堆厂房内场所与个人中子、γ剂量当量的测量方法和结果。1985年度,堆运行4440h,平均热功率为11MW,堆厂房地下室、大厅、1—3楼走廊和实验室等区域,全年累积的场所中子、γ剂量当量分别为12.2、11.6、0.45和0.23cSv,任一工作区内,中子剂量当量的份额小于21%;堆厂房工作人员个人中子、γ年剂量当量约为0.49cSv,以γ剂量当量为主。对测量方法作了现场比较。

This paper reports the measurement methods and results of the dosage units and individual neutron, γ equivalent in the research institute of China Institute of Atomic Energy for heavy water reactor. In 1985, the heap run 4440h, the average thermal power 11MW, the reactor basement, lobby, 1-3F corridors and laboratories and other areas, the annual cumulative neutron, gamma dose equivalents were 12.2,11.6,0.45 and 0.23 cSv, in any work area, the share of neutron dose equivalent is less than 21%; pile neutron worker personal plant, γ dose equivalent of about 0.49cSv, mainly γ dose equivalent. On-site comparison of measurement methods.