ICRP94年人类呼吸道模型介绍

本文简要介绍了国际放射防护委员会（ＩＣＲＰ）１９９４年发表的用于辐射防护目的的人类呼吸道模型，与ＩＣＲＰ以往的模型进行了比较，还讨论了ＩＣＲＰ９４年人类呼吸道模型在实际中的应用。     

基于ICRP 141号报告的241Am吸入后滞留份额计算及新旧模型异同

采用Matlab Simulink建立一个基于ICRP 141号报告的超铀核素生物动力学模型(简称新模型)的滞留份额计算程序,用此程序计算了工作参考人(平均呼吸道速率1.2 m³/h)吸入AMAD 5 μm的镅气溶胶后的滞留份额,并对ICRP新旧模型进行了比较。新模型滞留份额计算结果表明:(1)不同镅吸收入血类型、不同AMAD粒径对肺、骨骼、肝脏滞留份额影响显著,内照射评价前需重点确认这两项源项参数;(2)S类镅气溶胶吸入后,1 000天以后主要滞留在肺部、骨骼;F类镅主要富集在骨骼、肝脏器官中;M类镅在早期肺部、骨骼、肝脏中滞留份额相当,因此对于不同吸收类型,内照射直接测量的重点应有所针对性。新旧模型的异同为:(1)对于肺部滞留份额,S类、M类镅气溶胶吸入后肺部滞留在短期(1 000天以内)接近,中长期(1 000天及以上)新模型的计算值显著高于(高数倍及更大)旧模型,长期滞留M类比S类的新旧模型差异更大;对F类镅从第一天开始新、旧模型计算的肺部滞留份额差异巨大。(2)对于骨骼、肝脏滞留份额,S镅气溶胶吸入后,中长期计算值新模型显著高于旧模型;短期计算值新、旧模型相近;对于M、F类镅,新模型计算的骨骼、肝脏滞留份额明显低于旧模型,且F类镅新旧模型差异比M类镅更显著。     

ICRP新呼吸道廓清模型的数学描述及计算机实现

采用线性链迁移模式，将气溶胶粒子在肺部各区间的廓清过程分解为一组无反馈的线性链，并用一组线性微分方程进行表述，根据该数学描述编辑了相应的廓清计算程序。计算结果表明，该程序可用于以ＩＣＲＰ新肺模型为基础的内照射危害评价计算。     

ICRP新肺模型沉积计算及其计算机程序ICRPDEP1

ＩＣＲＰ新肺模型沉积计算及其计算机程序ＩＣＲＰＤＥＰ１李玮博郑文忠张欣李钧（北京放射医学研究所，北京，１００８５０）１引言国际放射防护委员会（ＩＣＲＰ）肺模型工作组在ＩＣＲＰ第３０号出版物［１］现行肺模型的基础上提出了新的呼吸道模型（简称ＩＣＲＰ新肺...     

ICRP和美国EPA呼吸道模型的初步比较

比较了国际放射防护委员会（ICRP）和美国环境保护局（EPA）推荐的用于评价环境大气中污染物经吸入途径产生的人体危害的呼吸道模型。通过比较两种模型的生理分区、适用范围,以及污染物在呼吸沉积量的差异,认为ICRP的呼吸道模型可以兼容美国EPA的呼吸道模型。     

公众吸入混合裂变产物后内照射剂量的简便估算方法（以ICRP 1994年呼吸道模

作者前曾参照国际放射防护委员会第３０号出版物给出了摄入混合裂变产物后内照射剂量的简便估算方法。现根据ＩＣＲＰ１９９４年人类呼吸道模型,重新给出了这一估算方法。计算出衰变速率系数ｎ＝０．２－２．０时呼吸道与消化道靶组织所受的待积当量剂量及其所致的待积有效剂量。用１９９年呼吸道模型计算的结果低于１９７９年新肺模型的所得结果。     

ICRP新肺模型及其对现行ALI的可能影响介绍

本文简要介绍了ＩＣＲＰ新肺模型，同时给出了文献中给出的几类具有不同溶解特性的放射性核素化合物由新肺模型与现行肺模型算出的吸入单位活度的肺的待积当量剂量及待积有效剂量的计算结果。并由这些结果分析了ＩＣＲＰ新肺模型对当前内照射年摄入量限值的可能影响。     

基于ICRP141号报告模型计算吸入241Am后的排泄份额及剂量的对比分析

依据更丰富的受照人员实测数据,以国际放射防护委员会(ICRP)141号报告呼吸道模型及系统模型为代表的新模型及剂量转换系数相比旧模型及剂量转换系数具有更高可信度。对于目前超铀核素吸入后的基于间接测量的内照射评价来说,新、旧模型带来的计算结果的异同很重要。本文基于ICRP 141号报告为代表的新生物动力学模型建立超铀核素的滞留、排泄份额计算程序,并分别对工作参考人吸入S、M、F类²⁴¹Am气溶胶(AMAD 5 μm)后的尿、粪排泄份额进行新、旧模型计算值对比,发现了新、旧模型计算值的显著差异,且基于尿、粪样中²⁴¹Am估算有效剂量上,新、旧模型计算结果的差异也显著。基于尿粪的间接测量的内照射评价标准后期可视情况根据新模型计算值进行修订。     

国际放射防护委员会为放射防护提出的人呼吸道模型

本文简要介绍了国际放射防护委员会１９９４年提出的人呼吸道模型，主要叙述了该模型的特点和吸入放射性核素在呼吸道的沉积模式和廓清途径；文中还了一些对辐射敏感的组织和细胞，以及计算靶组织剂量的方法。     

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。     

Calculation of Retention and Excretion of Some Selected Radionuclides after Acute Intake by Inhalation According to New ICRP Dose Estimation Models

For interpretation of the measured data in individual monitoring for internal exposure, information to relate the measurement results with the intake of radionuclides is essential. In 1998, the International Commission on Radiological Protection (ICRP) issued Publication 78 “Individual monitoring for internal exposure of workers". This publication presented the monitoring data of retention and excretion calculated for 29 selected radionuclides (15 elements). However, there are some more radionuclides which are important from the viewpoint of occupational exposure in nuclear industry, research and medicine. In this paper, eight important radionuclides: ³²P, ⁵¹Cr, ³⁴Mn, ⁶⁵Zn, ⁹⁵Zr, ¹⁴⁰Ba, ¹⁴¹Ce and “¹⁴¹Ce, were selected and the whole-body content and the daily urinary excretion for them after acute intake by inhalation were calculated, where the new ICRP human respiratory tract model and the new ICRP biokinetic models were applied.     

Monte-Carlo方法确定CS-1型131Cs近距离放射治疗源剂量计算参数

针对当前CS-1型¹³¹Cs近距离治疗源剂量计算参数的不一致，根据源的组成和结构，用Monte-Carlo方法（MCNP）计算剂量率常数、径向剂量函数和各向异性函数。其中，剂量率常数计算结果为1.055cGy•h^-1•U^-1，验证了Chen等的γ光谱法实测值（1.066cGy•h^-1•U^-1）和TLD实测值（1.058cGy•h^-1•U^-1）。按AAPMTG43U1的推荐，采用最新的光子截面库（EPDL97）在0.1～10.0cm范围内补充和更新了已报道的径向剂量函数数值，在1.0～7.0cm、0°～90°范围内补充和更新了各向异性函数的相关数值。并对径向剂量函数和各向异性函数进行拟合，得到了实用性较强的经验公式。     

用蒙特卡罗方法确定81-02型198Au短程治疗源剂量计算参数

针对81-02型¹⁹⁸Au短程治疗源的临床应用，用蒙特卡罗方法计算了在一半径为30cm的理论球体模型中，AAPMTG43U1所推荐剂量计算参数的数值，包括剂量率常数、径向剂量函数和各向异性函数。所得单个81-02型¹⁹⁸Au短程治疗源的剂量率常数为1.113 cGy·h^-1·U^-1，与Dauffy等的理论计算值和TLD实测值分别相差0.18%和1.62％。在源中垂轴0.1～10.0cm距离范围内计算径向剂量函数的数值，在角度0°～90°（10°间隔）、距离0.5～9.0cm（1cm间隔）范围内计算各向异性函数的数值，最后对径向剂量函数和各向异性函数进行拟合，得到实用性较强的经验公式。     

鲻鱼解剖学模型剂量计算及与整体模型的比较

以秦山地区的鲻鱼为例,进行现场取样测量,根据实测数据建立了区分组织/器官的解剖学模型。采用MCNP程序对¹³⁷Cs和⁹⁰Sr发射的射线对组织和器官的能量吸收份额进行模拟,并进行剂量计算。作为比较,同时建立了具有相同几何尺寸的整体均匀模型,用传统方法进行剂量计算。结果为：对于内照射,在生物内部器官具有较高浓集因子的情况下,生物体局部剂量比较大,使用整体均匀模型的估算方法是偏不保守的;对于外照射,解剖学模型的计算值小于整体均匀模型。     

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。     

新碳氧比求含油饱和度的方法

基于新碳氧比和常规碳氧比值及地层孔隙度值，分别采用求含油饱和度的新方法和常规方法，计算含油饱和度随地层深度的变化曲线和数值。比较所得结果得出，用新碳氧比和新的求含油饱和度方法的计算结果与实际测量值一致，是目前结合最好的求含油饱和度的方法。      

基于单通道模型的ADS堆芯物理热工耦合计算

利用单通道模型,开发了铅铋冷却加速器驱动次临界系统(ADS)堆芯组件温度和密度分布的热工计算程序,并将该程序与MCNP耦合,建立了物理热工耦合计算方法。利用该方法计算了耦合后的功率及热工参数。结果表明,堆芯组件温度及冷却剂流速满足热工安全限值,堆芯径向功率不均匀系数较大,堆芯设计需进一步优化。     

基于蒙特卡罗方法的IVR熔融池内热源时序模型构建及分析

堆内熔融物滞留（IVR）作为反应堆严重事故的关键缓解策略,目前已广泛应用于新一代压水堆（PWR）。针对IVR的有效性,如熔融池内对流、下封头传热、壁面临界热流密度（CHF）的估算等研究,是该领域数年来的热点。针对上述问题,国内外先后开展了数起实验,如COPO、BALI、SEMICO、COPRA等,并基于实验结果展开了大量数值模拟,以探索IVR下的传热规律,为其性能及设计提供参照。本文基于中子物理蒙特卡罗程序RMC对压力容器下封头熔融池模型进行了细网格建模及材料填充,并通过燃耗/衰变热计算DEPTH程序构建了熔融池内热源时序模型。研究结果显示,该模型能体现熔融池内热源变化趋势,得到的时序数据对IVR的进一步研究有重要意义。     

关于一维两流体模型中界面阻力计算的研究

一维两流体模型中,界面阻力是决定相间耦合程度的关键参数,其计算方法目前有漂移流模型法和阻力系数法。本研究利用子通道程序,基于圆管空气-水两相实验数据,对这2种计算方法进行了评估,结果表明一维两流体模型中漂移流模型法的预测能力要优于阻力系数法。同时评估了两相流动中分布效应对界面阻力计算的影响,结果表明在低空泡份额区分布效应影响较小,而高空泡份额区其影响明显。