摘要：辐射环境监测中的"取样环节",常常可以成为监测结果总变异性的重要来源,但"如何进行代表性取样"、"如何设计合理的取样方案",却是目前普遍没有受到应有重视的问题。本文在介绍国际辐射单位与测量委员会(IRCU)75号报告部分相关内容的基础上,结合我国目前的实际情况对环境取样的代表性和某些相关问题进行了讨论。旨在抛砖引玉,引起大家对环境取样代表性问题的重视,从而推动这方面工作的改进。

摘要：土壤中容许残留放射性水平是指导治理工程设计、实施、验收的重要基点之一,它直接涉及到安全、经济、技术可行性、社会影响等方面。本文简述了土壤中残留放射性与环境影响计算程序的物理模式及开发思想,结合实践进行了该程序实际应用计算,并作出简单分析。

摘要：本文中介绍的我们设计的 ADHLW 程序能计算高放废物固化体内放射性总活度和主要核素的活度,及其内、外剂量率随时间和空间的变化。本程序可为我国高放废物深部地质处置安全和环境影响评价提供源项参数。为验证本程序,以美国76—68硼硅酸盐废物玻璃固化体处置在深部地质中为例,用本程序进行了计算,并与美国 WAPPA 程序的计算结果和有关文献报道值进行了比较,结果在10—15%内符合。

摘要：本文介绍了用于固体放射性废物无损测量的 TGS图象重构技术的原理和方法 ,对 TGS装置的准直器材料、屏蔽层厚度、准直孔的形状及其长 /宽比的设计 。

摘要：国际放射防护委员会 (ICRP)的一系列建议书为各国际组织和国家制定辐射安全和防护标准提供了基础。随着人类核实践的不断扩大和深入 ,防护体系也需要不断完善和改进。目前 ,ICRP已着手开始对 1990年建议书的修订工作。本文扼要介绍了现有防护体系遇到的一些主要挑战和作者对体系修订提出的一些主要意见。

摘要：当已经发生或即将发生放射性核素急性大量摄入时,对于确定效应(或组织反应)剂量范围,需要一个能够快速估计敏感靶器官或组织在短时间内吸收辐射能量的技术手段或工具,从而能够基于国际原子能机构(IAEA)安全导则GSG-2进行核与辐射应急响应和其他响应行动决策,尽可能地减少受照射人员的急性大剂量照射、保护人员的生命健康。本文在系统研究国际放射防护委员会(ICRP)呼吸道模型、系统模型、消化道模型设计原理和参数建立依据基础上,编写^(241)Am为代表的超铀核素吸入后的滞留排泄份额m(t)计算程序,计算事故吸入^(241)Am后敏感靶器官的短期相对生物效应(RBE)加权吸收剂量AD(30)_(T)系数,并经验证确保计算结果正确。

摘要：采用蒙特卡罗通用程序MCNP对我国自行设计制造的第 1台车载式集装箱检测系统 (样机 )检测装载不同密度物质 (包括空载 )的集装箱时 ,对 30m× 30m、4 0m× 4 0m周界距地面高 1 5m处的空气吸收剂量率进行了模拟计算 ,并对集装箱空载时的空气吸收剂量率的模拟计算结果进行了实验验证。计算与实验结果在 4 0 %的误差范围内吻合。

摘要：①老红军邹盛栋重说当年长征事；②瑞金武阳桥是中央红军长征经过的第一桥（国画/张道兴作）③④矗立在松潘的红军长征纪念群集，艺术地展现了长征故事的红军精神。