有效剂量当量在医疗照射剂量评价中的应用

自从国际放射防护委员会(ICRP)采用有效剂量当量(H_E)作为辐射防护基本限值量以来,H_E较好地解决了非均匀照射时的剂量表达问题。尽管对接受医疗照射的受检者使用 H_E 并不是 ICRP本来的意图。但是为了便于统一比较,把 H_E 谨慎地扩展应用到诊断检查的医疗照射剂量评价中又是可取的。本文以北京 X 线诊断的医疗照射剂量评价为例,说明用 Drexler,G.等给出的考虑性别差异的组织权重因子所计算的加权剂量当量与 H_E 的差别很小。     

~(60)Coγ射线外照射的有效剂量当量

由国际放射防护委员会(ICRP)提出,为辐射防护剂量学所用的有效剂量当量(H_E)概念,在目前,它的应用仍有困难。为简化确定 H_E,本文分别计算了~(60)Coγ射线外照射的器官剂量、H_E 与个人剂量仪佩带处吸收剂量的比值(DROP),同时也计算了与人体中心自由空气中照射量的比值。当放射源离人体中心的距离不同时,DROP 也随之改变。3m 远条件下算得的结果与 Maruya-ma 给出的平行线束结果符合得很好。     

光子和电子辐射外照射剂量当量的测定

光子和电子辐射外照射剂量当量的测定１引言多年以来，剂量当量就是辐射防护中的基本量。然而，在什么条件下来测定剂量当量却一直意见不一。１９７７年国际放射防护委员会（ＩＣＲＰ，１９７７）建议，对随机性效应的剂量限值应基于有效剂量当量ＨＥ来制定。国际辐射单位...     

有效剂量当量研究进展——X、γ外照射的H_B评价问题

本文论述了ICRP第26号出版物发表以来对X、γ线外照射有效剂量当量(H_E)的研究中的各类问题,主要述及的问题有H_E评价中的人体模型、有关组织、剂量当量计算法、个人剂量计的正确刻度和使用以及以照射量为基础的比较法等。由于辐射的能量和入射角度对H_E都有影响,欲自个人剂量计指示值推定H_E,就必须了解入射方向和辐射的能量分布,否则推定误差会很大(如低能辐射和PA方向)。H_E的研究涉及个人剂量评价、管理诸方面的所有内容,所以开展本项研究无疑会促进个人剂量评价的合理化。     

关于公众剂量当量限值的探讨

本文对公众成员的剂量当量限值及其制定的依据进行了调查研究。对我国新的辐射防护规定中关于公众成员的剂量当量限值提出了建议。     

外照射光子和电子辐射的剂量当量测量

1 测量方法 ICRU第39号报告给出了用于环境监测和个人监测的4个实用辐射量:周围剂量当量、定向剂量当量、深部个人剂量当量和浅表个人剂量当量,并建议用这些实用辐射量来校准辐射防护仪器。在提出这些新量的同时,ICRU已考虑到:除了对现有辐射防护仪器的标度名称及其刻度作必要的改变外,仍容许继续使用（或稍加修改）现行的辐射防护仪器的校准方法。目前的辐射防护仪器都是用空气比释动能、照射量或空气吸收剂量作为校准量进行校准的,为使其转化（或再校准）为所要求的剂量当量,就需要乘上一个合适的转换因子（亦称为转换系数）。 实际校准时,仍是沿用通行、常规的方法来确定仪器的校准因子N,即 N=H/M （1）式中M为在已知剂量当量H的校准辐射场中的仪器读数。这种校准是在特定的条件（如ISO推荐的辐射场）下完成的;但是其校准量通常不是剂量当量,因此要求利用所计算的转换因子来求得剂量当量。例如,当校准γ射线巡测仪时,最初的校准量可以是空气比释动能或照射量,那么由空气比释动能或照射量到周围剂量当量的转换因子就用来确定剂量当量。这个转换因子就是上面的校准因子N。     

中子巡测仪的适用性与定度

ICRU 39号报告定义了一个称之为周围剂量当量的辐射量,即齐向扩展场AP照射条件下ICRU球体(直径30cm,密度为1g/cm~3的组织等效球体)内10mm深度处的剂量当量,用符号H~*(10)表示。按此量定度的仪器,可用来定量地估计强贯穿辐射所致有效剂量当量H_E。可是,现有中子巡测仪或雷姆仪是按ICRP 21号出版物推荐的非球形受体中的最大剂量当量H_M定度的,此类仪器可否适用于周围剂量当量测量,这个问题尚须探讨。     

核电站职业性辐射防护的设计要求

本文分析了国外核电站正常运行期间职业性照射的特点及有关的防护标准;提出了与辐射防护基本原则对应的设计指标,建议采用的限值为:个人剂量当量2.5rem/y,人均剂量当量0.5rem/y,集体剂量当量500人·rem/1000MW_e·y;并以图示概述了减少核电站职业性照射的设计措施。     

关于核动力站放射性流出物排放限值的讨论

核动力站向环境排放的放射性物质在核工业排放量中占相当大的部分。本文收集了国内外关于核动力站对公众的剂量当量限值、压水堆电站排放量限值及实际排放量等方面的数据,试图推荐符合我国实际的、合理可行的排放量限值,为制订我国核动力站辐射防护标准提供依据。     

外照射辐射防护中的量

在外照射辐射防护中,国际辐射单位和测量委员会(ICRU)提出的四个新的辐射量对解决实用量的问题是一个重要进展。本文综述了四个量应用研究进展概况,并着重讨论了实用量与基本限值量的关系和实用量与现有防护监测仪表的特性的适应性问题。文中指出:目前对四个量的应用研究已积累了相当多的数据;由这些数据资料可以看出,新量在大多数情况下不会低估或过高地高估限值量;多数现有防护监测仪表基本上能满足测量新量的要求;但是还存在一些具体问题,如个人监测量[贯穿性个人剂量当量H_P(10)和浅表个人剂量当量H_S(0.07)]的刻度问题需要解决,新量体系的推广应用还有待时日。     

国际放射防护委员会第30号出版物“工作人员摄入放射性核素限值”简介

国际放射防护委员会(ICRP)第26号出版物是关于辐射防护的新建议书,其第109段指出:在摄入放射性核素而受到内照射的情况下,可以根据年摄入量限值来实施保护。第30号出版物就是对制定此限值的依据和推导方法的补充说明。一、基本标准 按 ICRP 的新建议书,辐射防护的目的是防止非随机效应发生,此时,对眼晶体的年剂量当量限值为0.3西弗,对其它器官为0.5西弗;以及,将随机效应的发生率     

肿瘤放射性粒子植入术后病区工作人员辐射防护的再认识

通过对不同距离与屏蔽条件下肿瘤放射性粒子植入后患者的放射性检测,实现辐射防护个体化与最优化。随机选择35例北京大学深圳医院微创介入病区并接受¹²⁵I放射性粒子植入的患者,植入术后2 h内使用x-γ射线检测仪在不同距离处检测未屏蔽、0.25 mmPb屏蔽、0.5 mmPb屏蔽条件下患者的剂量当量率,采用统计软件包SPSS19.0对结果进行t检验分析,并按照病区工作人员平均每人每日接触患者2 h计算相应的年剂量当量。未屏蔽时,0.5 m处工作人员所受的年剂量当量小于放射工作人员限值20 mSv,2 m处接近公众限值1 mSv,4 m处相当于病室内本底;在0.25 mmPb屏蔽下,尽管零距离处35位患者的平均年剂量当量小于公众限值,但其中有6位患者的年剂量当量大于公众限值;在0.5 mmPb屏蔽下,零距离处所有患者的年剂量当量已接近本底。结果表明,¹²⁵I粒子植入后病区工作人员的工作时间、距离、屏蔽防护中,重点要做好个体化的屏蔽防护。0.25 mmPb的铅胶布是最常使用的屏蔽物,对于粒子植入数量较多或植入部位表浅的患者必要时也应使用0.5 mmPb的铅胶布屏蔽,以实现辐射防护个体化和最优化。     

新防护量的换算函数

一、引言ICRU 39针对外照射辐射防护定义了4个新防护量。按这些量定度的仪器,可用来估计外照射辐射对人体产生的有效剂量当量和皮肤剂量当量。新防护量已引起普遍重视。欧洲共同体委员会与西德物理技术研究院,在ICRU赞助下于1985年3月联合组织了在西德布朗斯威克召开的“外照射辐射防护量”讨论会,专门讨论如何实施ICRU第39号报     

国际辐射防护委员会(ICRP)1985年巴黎会议声明

国际辐射防护委员会(ICRP)于1985年3月在巴黎举行会议。委员会审查了其下属各专门委员会和工作小组的工作,并批准公布一份用于制定统一的危害指数的数值依据的报告。委员会认定有四个论题需加以说明公众成员的剂量限值在委员会1977年建议书(ICRP26号出版物)中,关于公众成员的有效剂量当量限值的建议,曾提到过两个数值。使用每年5n Sv 的限值,虽仍被承可,但仅适用于 ICRP26号出版物之第120段到第128段中所描述的情况。对于其它的情况,委员会建议,根据一生的年平均剂量为1mSv 来限制照射量,应是慎重的。     

氡子体的行为和剂量学相关量

本文对氡子体的潜能摄入量I_P和氡的活度吸入量I_a作为氡子体的剂量学相关量进行了分析。从空气中氡子体的平衡方程出发,研究了平衡因数F,自由态份额f_P,以及H_E/I_P和H_E/I。随影响氡子体行为的参数λ_d,λ_a和λ_v变化的规律。对几种典型的通风和含尘状况给出了由氡的活度吸入量计算氡子体有效剂量当量的换算系数F_a。用不同方法对所得F_a值的可靠性进行了检验。     

压水堆乏燃料运输容器对工作人员的辐射剂量计算

根据NAC-STC型乏燃料运输容器基本参数,用MCNP程序构建乏燃料运输容器、17×17压水堆乏燃料组件和简单人体模型;分别对乏燃料运输容器卡车司机和侧旁工作人员的当量剂量进行计算。计算结果表明:距乏燃料运输容器前端木质减震器1 m处的司机当量剂量为1.82 m Sv/a,距乏燃料运输容器侧面2米处侧旁工作人员的当量剂量为1.78 m Sv/a,均小于(GB18871-2002)《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定的放射性工作人员剂量水平限值20 m Sv/a,乏燃料运输容器能够满足辐射屏蔽与安全的要求。计算结果将为受人工放射源照射的工人辐射剂量评估提供参考。     

一种新型中子周围剂量当量(率)测量装置的性能实验

本文介绍一种新型中子周围剂量当量（率）监测方法,搭接了一套单球多计数器的中子周围剂量当量（率）监测装置,利用蒙特卡罗MCNP4A程序模拟计算了中子注量的响应函数,借用“少道”解谱软件进行解谱并对一些辐射防护量进行了计算.通过对^252Cf和Am-Be两种中子参考辐射场的测试,表明对中子注量率、周围剂量当量率、单位注量平均周围剂量当量和剂量当量平均能量的计算结果与参考值相比,偏差均小于10%, 这种监测方法较好地解决了中子剂量仪表的能量响应问题.     

一种估算钚内照射剂量的方法

本文应用 ICRP 第30号出版物提供的库模型和钚的代谢资料以及 Langham 公式,提出了一种单次或连续均匀摄入情况下钚内照射剂量估算方法,从而把辐射防护中监测的量与待积有效剂量当量或待积剂量当量或摄入量定量地联系起来。     

“职业辐射防护中新的眼晶体剂量限值的执行”技术会议介绍及其后续进展

正IAEA 2011年9月发布的BSS标准[1]中,眼晶体剂量的年当量剂量限值从150 mSv/a调整为连续5 a内不超过100 mSv,且任何单一年份不超过50 mSv,其值降低了近一个量级。为了确保新标准的有效性及其执行的连贯性,需要根据新的眼晶体剂量限值相应地制定一系列导则。目前有两个安全导则在制定中——《职业辐射防护中通用安全导则》与《电离辐射的医疗应用的辐射安     

X,γ射线外照射有效剂量当量

国际放射防护委员会(ICRP)提出在辐射防护中采用有效剂量当量,本文对能量在62keV 至10MeV 范围内的 X、γ射线,在不同的照射几何条件下,计算了有效剂量当量与自由空气场照射量或个人剂量仪读数的比值,并讨论了有关的应用问题。