马如维
- 作品数：27 被引量：59H指数：4
- 供职机构：中国辐射防护研究院更多>>
- 发文基金：国防科技技术预先研究基金更多>>
- 相关领域：医药卫生核科学技术环境科学与工程机械工程更多>>
- 仿真人体模型制作方法
- 本发明涉及一种人体模型的制作方法。该方法将配制好的组织等效材料浇注至模具内，然后对模具进行烘烤和冷却，其中，组织等效材料的成分包括聚四氢呋喃、甲苯二异氰酸酯、二鄰氯苯胺甲烷、磷酸三(2－氯乙基)酯，每100克聚四氢呋喃对...
- 毛永樊耀国韩月琴马如维
- 文献传递
- 中国核工业总公司职业性照射个人剂量数据微机管理系统被引量：12
- 1996年
- 本文介绍中国核工业总公司职业性照射个人剂量数据微机管理系统ＩＤＭＳ。文中主要叙述了该系统的数据库结构、主要功能和特点。该系统是在总结多年个人剂量数据管理工作经验的基础上，根据新标准《核工业职业性照射个人剂量数据采集格式》（ＥＪ７２６－９２）及《辐射工作人员个人监测管理规定》（ＥＪ９４３－９５），采用最新关系型数据库语言ＦＯＸＰＲＯ２５开发的。系统经初步试用检验，结果表明符合ＥＪ７２６－９２和ＥＪ９４３－９５要求，能满足核工业职业性照射个人剂量数据管理工作的要求。
- 杨连珍马如维
- 关键词：微机管理系统
- 仿真人体模型制作方法
- 本发明涉及一种人体模型的制作方法。该方法将配制好的组织等效材料浇注至模具内，然后对模具进行烘烤和冷却，其中，组织等效材料的成份包括聚四氢呋喃、甲苯二异氰酸酯、二邻氯苯胺甲烷、磷酸三(2-氯乙基)酯，每100克聚四氢呋喃对...
- 毛永樊耀国韩月琴马如维
- 文献传递
- 氚化水摄入量-尿氚浓度换算因子的估算
- 1990年
- 对10名氘化水摄入者的观察结果表明,单位摄入量所致的体内氚滞留量R^I(t)可用两项指数函数之和来描述,即R^I(t)=0.987exp(-0.693(t/10))+0.013exp(-0.693(t/42))。假定人的体水体积为42L,体水氚浓度与尿氚浓度相同,则可推导出摄入量-尿氚浓度换算因子c_u^I(单位摄入量所致的尿氚浓度,以下简称摄入量换算因子),即c_u^I=[0.987exp(-0.693(t/10))+0.013exp(-0.693(t/42))]/42。在摄入后早期,上式给出的摄入量换算因子与ICRP第54号出版物给出的换算因子是一致的。但随着摄入后时间的推移,二者之间的差异将越来越明显,在摄入后第100天,前者较后者高约3.5倍,第200天时高约500倍。因此,在缺乏摄入后早期(约40天)的尿氚监测资料情况下,采用两个指数项之和的滞留函数来估算摄入量更为合适。
- 马如维金月如张秀珍
- 关键词：摄入量
- 一例钚超剂量内污染者医学观察被引量：2
- 1995年
- 一例钚超剂量内污染者医学观察李爱筠，孙世荃，马如维，茹雪，齐汝全，陈齐鸣，周亮钚致人体肿瘤效应研究是放射医学领域中的重要课题。为确定肿瘤的病因，作者结合一例钚超剂量内污染者医学观察结果，采用ＰＣ计算方法，综合临床分析，判定肿瘤的病因。１污染情况及病史...
- 李爱筠孙世荃马如维茹雪齐汝全陈齐鸣周亮
- 关键词：钚肿瘤病因
- 放化分离α谱分析在钚内照射个人剂量监测应用中的探讨
- 2018年
- 目的 探讨尿钚放化分离结合α谱分析的监测方法作为职业人员吸入钚所致内照射个人剂量监测的适宜性，为核工业职业卫生管理和钚设施单位开展尿钚监测提供参考。方法 以美国能源局（DOE）核设施单位的钚化合物组成为例，使用模拟计算的方法，分别推导了急性和慢性吸入钚化合物致个人有效剂量分别为1 mSv时的尿钚水平，并与放化分离后α谱分析的典型探测限进行比较，分析尿钚监测用于个人剂量估算的适用性。结果 仅对于吸入M类钚化合物后10 d内使用放化分离α谱分析进行尿钚监测可以满足1 mSv探测限要求。结论 制定人员尿钚内照射个人剂量监测计划，须考虑监测方法的探测限，必要时通过工作场所监测结合受照时间等对工作人员的职业受照进行评价。
- 王秀琴姜霞周文明战景明杨凯刘占旗马如维
- 关键词：内照射个人剂量监测
- 采用新和旧代谢模型估算放射性参考工作人员摄入难溶性 ^(239)PuO_2 所致剂量
- 1998年
- ＩＣＲＰ５６、６０、６６、６７、６９、７１和７２号等一系列出版物，推荐了新的剂量限值、呼吸道模型和体生物动力学模型。为此，按ＩＣＲＰ２６、３０和５４号出版物的推荐而导出的摄入量换算因子、剂量系数和年摄入量限值将会随之而改动。本文以放射性参考工作人员食入和吸入难溶性２３９ＰｕＯ２为例对该问题进行了讨论。
- 夏晓彬金月如马如维
- 关键词：代谢模型
- 花岗岩近表层^(134)Cs活度直接测量被引量：4
- 1997年
- 核素在岩石裂隙中迁移时，一方面随裂隙水对流弥散，另一方面吸附在岩石裂隙表面并向岩石中扩散。因此，除了测量裂隙出口端流出液浓度外，还需测定裂隙近表层的放射性活度分布。文章描述了岩石裂隙近表层１３４Ｃｓ活度直接测量装置和测量方法，并给出１３４Ｃｓ在花岗岩裂隙近表层活度分布测量结果。
- 李春江倪世伟马如维陈式
- 关键词：高放废物铯134放射性
- 黄土包气带中核素二维迁移的试验研究
- 2000年
- 为了研究黄土包气带中放射性核素在垂直和水平方向上的二维迁移 ,在野外试验场的 C坑 (天然条件 )和 F坑 (人工喷淋条件 )进行了取样测量。将 85Sr、13 4Cs和 60 Co三种核素与黄土均匀混合 ,制成示踪源 ,埋置于坑底中心位置 ,距地表 1m,两坑示踪源层尺寸均为 5.5cm× 0 .6 cm。分别于埋置示踪源层后的第 783d(F坑 )和 10 72 d(C坑 )进行解体采样。使用专门制作的采样定位环 ,分层、分环采样。垂向分层 ,每层厚 1cm;水平方向分环 ,环的直径为 3～ 2 7cm,分 9种尺寸。在 C坑和 F坑分别采土样 2 4 1和 2 13个。用 Na I(Tl)γ谱仪测量土样中85Sr、13 4Cs和60 Co的活度 ,得到两坑中三种核素的比活度分布曲线。结果表明 ,13 4Cs和 60 Co的比活度峰在两试验坑中垂向迁移距离均小于 1cm,但也有一小部分迁移距离较大 ;而 85Sr的比活度峰在人工喷淋条件 (喷淋强度 1.5cm/d)的 F坑 ,向下迁移了约 13cm,在天然条件的 C坑 ,比活度峰仍在示踪源层 ,但在上、下二个方向上明显展宽。另外 ,还发现在水平方向上径向距为 11.3cm(F坑 )和 12 .8cm(C坑 )
- 张秀珍金月如马如维樊耀国韩月琴夏晓斌毛永郭彩萍胡遵素田中忠夫向井雅之
- 关键词：放射性核素黄土包气带核素迁移
- 黄土包气带中核素迁移的直接测定被引量：1
- 2000年
- 野外试验场核素迁移试验通常采用的方法是在示踪核素投放后不同时间在试验坑取土样 ,测定不同深度处的核素比活度分布。本文介绍了为中国辐射防护研究院野外试验场包气带土壤中核素迁移而开发的直接测定方法 ,主要介绍测量原理、装置、刻度及部分测定结果。试验所用的示踪核素源层为布放在地表下 1m深处体积为 55mm× 6 mm的85Sr、13 4Cs、60 Co与黄土的混合物。直接测量装置包括测井用探头 [ 50 mm× 30 mm的 Na I(Tl)探测器及其铅屏蔽体 ]、探头升降及深度测读部分、数据获取系统和测井四部分。文中给出了在天然条件 (C坑 )和人工喷淋条件 (F坑 )下示踪核素投放后不同时间的85Sr的垂向活度分布曲线。试验结果表明 ,F坑中示踪核素投放后第 2 6 4天 85Sr峰位向下迁移了 5cm左右 ,第 4 30天已向下迁移了约 8cm;而在 C坑 ,在约 2年试验期内85Sr的峰位几乎仍在原处。本方法所得结果基本上与采集土芯样测量的结果相符。
- 金月如马如维樊耀国郭择德张秀珍夏晓彬毛永韩月琴胡遵素神山秀雄下冈谦司
- 关键词：核素迁移土壤测定黄土包气带
