矿产企业排放废水中228Ra及210Po/210Pb测定及剂量评估

通过对11个矿产企业的不同地点13个废水进行取样,按照相关规定对废水中~(228)Ra及~(210)Po/~(210)Pb等放射性核素分析测量,获得矿产企业废水中~(210)Po、~(210)Pb及~(228)Ra核素活度浓度推荐值浓度分别为80 mBq/L、35 mBq/L和140 mBq/L;有的企业废水中放射性核素含量比均值高2～3个数量级。采用保守估算方法估算,在下游5 km地方食入推荐值浓度排放废水导致的内照射剂量为0.012 mSv/a,按照最高值估算,内照射有效剂量可达0.88 mSv/a。     

杭州地区大气210Pb与210Po水平及所致公众剂量评价

大气中的²¹⁰Pb与²¹⁰Po,主要来自地表土壤氡的衰变,是铀系最后两个长寿命子体。为测量大气²¹⁰Pb与²¹⁰Po水平,研究建立了以²⁰⁶Pb为载体、离子交换为分离手段的²¹⁰Pb方法,以及以²⁰⁹Po为示踪剂加α能谱的²¹⁰Po方法。运用所建立的分析方法,对杭州地区开展了大气气溶胶²¹⁰Pb与²¹⁰Po水平分析。2012年连续监测结果表明,杭州地区大气²¹⁰Pb年平均水平为(1.31±0.69)mBq/m³,范围为0.12～2.74 mBq/m³;²¹⁰Po年平均水平为(0.29±0.18)mBq/m³,范围为0.06～0.89 mBq/m³。杭州地区大气²¹⁰Pb与²¹⁰Po水平与国内其它城市较为一致,比欧美约偏高一个量级。根据监测结果,对大气²¹⁰Pb与²¹⁰Po以吸入方式所致公众待积有效剂量作了初步估算,公众剂量水平为1.5～13.8 μSv/a,平均剂量为7.0 μSv/a。     

土壤中238U、226Ra、210Pb、210Po在3种蔬菜中的转移及食用后剂量估算

研究了广东地区受铀矿污染的土壤中生长的芥菜、大白菜、苋菜的根、茎、叶中²³⁸U、²²⁶Ra、²¹⁰Pb、²¹⁰Po的含量分布情况,其中根为主要富集部位;3种蔬菜的转移系数皆在10^-3~10^-2水平,芥菜的²³⁸U和²²⁶Ra的转移系数之间存在相互影响,大白菜的²¹⁰Pb和²¹⁰Po的转移系数之间也存在相互影响关系;对公众每食入1 kg蔬菜所产生的待积有效剂量做了初步估算,²³⁸U贡献的剂量为0.001~0.105 μSv,²²⁶Ra为0.004~0.576 μSv,²¹⁰Pb为0.019~0.646 μSv,²¹⁰Po为0.010~1.30 μSv。     

环境中的210Pb

摘要介绍了环境样品中（210）↑Pb?A的监测方法,报道了（210）↑Pb?A在土壤、空气和食品中的含量,以及（210）↑Pb?A由大气向表层土壤的累积沉降水平和（210）↑Pb?A在湖中的沉积速率。最后对各种环境介质中（210）↑Pb?A的子体（210）↑Bi?A对(90)↑Sr分析的干扰进行了分析。     

用于内照射剂量估算的INDO计算机软件系统

本文主要介绍用于进行个人内照射剂量估算的一套计算机应用软件系统(简称 INDO)。该系统参照 ICRP 第30号和54号出版物提供的多库模型和参数,使用 FORTRAN 77程序设计语言,在MICRO VAX-Ⅱ计算机上编制完成。它可以将个人内照射监测量换算为摄入量、剂量当量和其它评价量。它既适用于意外摄入情况下的内照射剂量估算,也适用于职业受照人员的常规个人内照射剂量估算。     

颅骨^210Pb含量测量与锡矿工氡子体所致肺剂量估算

颅骨~(210)Pb含量测定法对氡子体剂量估算犹如长效个人剂量计,是值得推荐的一种方案。本文综述了我们的研究工作,包括测定技术的改进,刻度模型和方法的解决,能谱扣本底技术的发展和氡子体肺剂量估算的理论计算。     

一种估算氚的内照射剂量的方法

为了估算内照射剂量,国际放射防护委员会(ICRP)推荐了多种放射性核素的参考人的生物动力学模型及其参数.ICRP还建议,若受照个体的剂量接近或大于个人年剂量限值时,应尽可能多的获得受照个体内照射监测资料,以便更准确地估算剂量;当受照个体接受了促排等医学处理,应采取个体的代谢资料估算剂量.本文以事故性过量摄入氚化水,且接受了促排医学处理的内污染为例,通过尿氚浓度的大量监测结果分析,得出了该受照个体的代谢资料.按此代谢资料估算的待积有效剂量为25.5 mSv,与国际原子能机构IAEA最终给出的参考值25.8 mSv仅相差1%.为了比较,也按照ICRP推荐的参考人的代谢资料估算了待积有效剂量,其结果为38.6 mSv,与参考值相差了48%.     

内照射累积有效剂量当量的近似估算方法

本文对连续摄入放射性核素所产生的累积有效剂量当量提出了一种近似的估算方法。从定期的尿分析可以推导出个人在相应日期的体负荷的一系列数据。根据这些数据并利用 ICRP 第30号出版物附编中提供的比有效能量的数值,可以换算出截至所选定的某一天为止的累积有效剂量当量。文中还讨论了从尿中排泄量估算体负荷的方法。     

核燃料元件厂职业内照射个人剂量估算

针对元件厂的实际情况,假定了两种放射性核素的摄入模式:一种是持续且以恒定的速率摄入;另一种是不同速率下的随机摄入,这种情况下所有的摄入均可以监测周期的中点单次摄入来代替。对应于连续摄入模式下的两种假定类型,建立了两种摄入量和剂量估算方法:监测周期中点单次摄入法和均匀摄入法,并对估算结果进行了分析与修正。相对而言,均匀摄入法是比较细致的估算方法,尤其是对于一年的监测周期里生产过程中有停产的情况,应用该法估算剂量可能更可信。     

ICRP新框架计算的内照射剂量系数

辐射剂量中的内照射剂量无法直接测量,只能根据活度测量结果由生物动力学模型、剂量模型及相关参数计算获得。自从19世纪80年代以来,涉及内照射剂量计算领域的“剂量学计算模式与参数”、“生物动力学模型及参数”、“核衰变相关参数”等已发生变化,由此形成新的计算框架。自2015年的130号出版物开始,ICRP发布了一系列报告(目前还未完结),给出了“新计算框架”下的剂量系数,及根据活度测量结果可直接求得待积剂量的Z(t)函数等有关生物样品测量解释的最新结果,用于替代ICRP 30、68、54以及78号出版物。本文选取了32种常见核素,对原有数据与ICRP新的计算结果进行了比较。可以看出,新出版物给出的各种核素的剂量系数基本都有所变化,同时对吸收类型的划分更为丰富。     

Sr树脂在气溶胶~(210)Pb、~(210)Bi和~(210)Po联合分析中的初步应用

气溶胶中~(210)Pb、~(210)Bi和~(210)Po的活度浓度处于不平衡状态,本工作对3种核素联合分析进行了方法设计,并采用标准溶液对方法进行了验证。方法验证了Sr树脂对Pb-Bi-Po的分离。依据三种核素的回收率~(210)Bi(约97%)~(210)Po(约93%)~(210)Pb(约89%)、PbSO_4中~(210)Bi的生长曲线及BiOCl的衰变曲线,可以确定Sr树脂对3种核素的分离效果较好。Sr树脂在气溶胶~(210)Pb、~(210)Bi和~(210)Po中的联合分析应用研究,可以应用于探究气溶胶中Pb-Bi-Po不平衡现象,为气溶胶分析提供技术方法。     

食品及加工品中~(210)Po含量测定及内照射剂量估算

采用同位素示踪法对常见的18种食品及加工品中~(210)Po含量进行了测定,并对其所致内照射剂量进行了估算。结果表明:茶叶、香烟中~(210)Po比活度较高,分别为(16.1±0.5)、(29.9±1.0)Bq/kg(干重),表明这两种加工品对~(210)Po有较强的浓集作用;其余16种食品的可食部分中~(210)Po比活度约为0.029~4.78Bq/kg(鲜重)。依据测定的数据,估算出我国居民由食品摄入~(210)Po所致的年待积有效剂量约为95μSv/a,贡献相对较大的是粮食(37.7%)、蔬菜(28.8%)和水产品(27.1%)。     

~(60)Co γ射线水吸收剂量量值传递方法初步研究

60Co γ射线水吸收剂量是放射治疗体系的基础物理量,在辐射治疗中发挥着重要作用。开展60 Coγ射线水吸收剂量值传递方法研究,可为我国γ射线水吸收剂量量值体系的建立提供重要技术支持。以PTW-30013电离室、PMMA水箱及三维移动平台为基础,建立量值传递标准装置;结合IAEATRS398报告的要求开展60 Coγ射线水吸收剂量量值传递方法的初步研究。经量值传递后,PTW-30013电离室60 Coγ射线水吸收剂量校准因子的扩展不确定度为0.90%(k=2),辐射计量中心(IAEA次级标准计量实验室)60 Co参考辐射γ射线水吸收剂量的扩展不确定度为1.4%(k=2)。结果表明,该量值传递方法可有效降低次级标准剂量实验室60 Coγ射线水吸收剂量的测量不确定度。     

黄海五类典型海产食品中~(210)Po水平

对我国黄海海域典型水产品中~(210)Po的水平进行了调查研究。2016年在山东荣成和江苏连云港两个重要渔产区采样,用"三酸湿灰化法"、银片自沉积和半导体α谱仪分析测量了5大类22种典型可食用海产品中~(210)Po水平,探测下限为2.2×10~(-2) Bq/kg(鲜)。结果显示:不同海产品可食用部分中~(210)Po比活度范围为1.17×10~(-1)~6.58×10Bq/kg(鲜),总体上看贝类普遍高于15Bq/kg(鲜),其次是甲壳类均值为13.2Bq/kg(鲜);头足类、鱼类不同物种之间存在较大差异,但一般低于10Bq/kg(鲜);不同采集地海产品中~(210)Po水平存在明显差异。2016年秋季黄海各类海产品中~(210)Po水平(除头足类)高于UNSCEAR 2000年报告建议的全球代表性水平约1倍。与1977—1978年海产食品~(210)Po水平调查结果相比,本次调查~(210)Po水平总体略低。     

氚的内照射剂量转换系数研究

不同的生物动力学模型给出的氚的摄入量滞留函数和剂量转换系数存在明显的差别。Crawford-Brown模型在氚化学形态转化描述和年龄段剂量转换系数分析上具有独特优势,本文在比较不同模型研究进展的基础上,重点对Crawford-Brown模型进行计算,给出不同年龄段的氚滞留函数和剂量转换系数,并同其他模型计算结果进行了详细的比较。结果显示,除了成人摄入氚水情况,Crawford-Brown模型计算给出的不同年龄段人群摄入氚水和有机氚的剂量转换系数都会比ICRP模型的高。随着年龄的减小,氚水和有机氚的相互转换愈发明显,剂量转换系数上的差别愈发明显。成人氚水摄入量滞留函数的比较表明,几种模型在100 d内的滞留函数曲线几乎完全相同,只在长期滞留项上存在显著差别。     

伤口摄入241Am内照射回顾性调查及剂量评价

2002年某单位一名工作人员操作241Am固体放射源时,右手食指被螺丝刀穿刺扎伤,伤口摄入颗粒态241Am。2016年对人员伤口摄入241Am进行回顾性调查及剂量评价。对人员头骨中241Am的定量测量约为166 Bq,头骨干重占全身骨干重约18.86%,人员全身骨内241Am约为880 Bq。结合伤口摄入241Am人体骨骼滞留函数,计算人员伤口241Am摄入量约为2 630 Bq,待积有效剂量约为0.85 Sv。对人员伤口内现有241Am滞留量定量测量约为527 Bq,结合伤口污染滞留函数计算伤口241Am摄入量约为5560 Bq,待积有效剂量约为1.81 Sv。综合两种剂量评价方法的结果,该人员伤口摄入241Am待积有效剂量应小于2 Sv。对伤口现有241Am进行干预评估,伤口残留污染物手术切除可节省待积有效剂量约为170 mSv。     

^11C-Carfentanil的质量控制

^11 C标记的卡芬太尼（^11 C-Carfentanil）中载体^（12 C-Carfentanil）的含量对该药物的安全使用至关重要。利用高效液相色谱系统测量^11 C-Carfentanil注射液的化学纯度和放化纯度;液质联用方法测量比活度;应用快速内毒素检测器PTS检测产品中内毒素含量。结果表明：合成产品为无色透明澄清^11 C-Carfentanil溶液,放化纯度大于98%,比活度为1.69×1014 Bq/g,内毒素含量小于5EU/mL。以上结果表明：^11 C-Carfentanil注射液的质量符合药用要求,可满足实验和临床安全使用要求。     

α能谱法测量222Rn/220Rn气体活度浓度过程中的拖尾修正

α能谱法是环境中²²²Rn/²²⁰Rn气体活度浓度测量的重要方法之一。吸收层及探测器能窗等导致的α能谱低能拖尾是影响²²²Rn/²²⁰Rn活度浓度准确测量的重要因素。为修正α能谱法对²²²Rn/²²⁰Rn气体活度浓度的测量结果,本文从原理上探讨了拖尾形成的原因及其对²²²Rn/²²⁰Rn气体活度浓度测量的影响。结合商用测氡仪,实验修正了²²²Rn/²²⁰Rn气体活度浓度的测量结果,对修正前后的结果进行了实验比对。研究表明,经准确刻度后的修正因子和刻度因子能很好地用于修正²²²Rn/²²⁰Rn气体活度浓度的测量结果,保证了测量结果的准确性。建议在对α能谱法测量²²²Rn/²²⁰Rn气体活度浓度的仪器进行刻度检定时,必要情况下需对拖尾修正因子和刻度因子进行适当刻度。     

萃取色层法从加速器辐照的镉靶中提取111In

采用质子回旋加速器通过natCd(p,xn)111In 核反应制备111In 。为实现从加速器辐照的天然Cd靶中提取111In ,建立使用二（2-乙基己基）磷酸萃淋树脂（CL-D2EHPA ,75~120目）色层柱法从Cd靶溶解液中提取111In 的工艺。根据In3+、Fe3+、Cu2+、Zn2+和Cd2+在盐酸或硝酸体系与50%的 CL-D2EHPA之间的分配系数,确定了使用CL-D2EHPA色层柱从天然Cd靶和靶内含有杂质核素中提取111In 的工艺：首先用 7 mol/L 硝酸将Cd、Cu、Zn穿透,再用3 mol/L 盐酸解吸111In 并收集。111In 的放化回收率大于96%,用天然Cd靶制备的111In 核纯度大于96%,化学杂质小于2 mg/L。     

Development of Three-Dimensional Numerical Model for 222Rn and its Decay Products Coupled with a Mesoscale Meteorological Model I. Model Description and Validation

A three-dimensional Eulerian numerical model for ²²²Rn and its decay products coupled with a mesoscale meteorological model has been developed and applied to the reproduction of the daily and monthly variations of ²²²Rn concentration, the monthly variation of ²¹⁰Pb deposition in Japan and the temporal variation of gamma dose rate after the cold front passage in the coastal area of the Japan Sea for the verification of model capability. The results are as follows: (1) The model reproduced the monthly variation of surface ²²²Rn concentration in remote islands, but underestimated inland concentration due to a coarse vertical resolution near the surface of the model. (2) The model reproduced the seasonal variation of the observed and the long-term yearly averaged ²¹⁰Pb depositions as long as precipitations are predicted precisely. (3) The model reproduced the rise of gamma dose rate in precipitation accompanied by the cold front passage. In particular, ²²²Rn decay products in melted snow and graupel contributed the rise of gamma dose rate.