民航飞行航程中机组人员所受宇宙辐射有效剂量的估算

本文介绍了一种在大气层中民航飞行高度上宇宙辐射有效剂量率和飞行航程中机组人员所受有效剂量的计算方法.用此方法计算了10 km高空,87°E和116°E上,共计28个纬度的有效剂量率和6条飞行航线上宇宙辐射有效剂量,计算结果和美国联邦航空署的CARI-6算法的结果进行了对比,相对偏差在15%之内.此方法可用于航空公司对飞行人员的辐射防护管理.     

基于最小包围盒策略的人体辐射剂量评估方法研究

在核设施停堆维修过程中,需要对维修工人受到的辐射剂量进行预评估。传统的评估方法是将人体简化为一个质点,无法精确评估不同器官的受照剂量。本文发展了一种基于包围盒策略的人体辐射剂量评估方法,并成功应用到国际热核聚变实验堆ITER极向场线圈维修工作人员辐射剂量评估中,结果表明,该方法不仅能提供更为精确的人体剂量评估结果,还能提供人体器官受照剂量,对考虑到器官剂量限值的工人作业方案制定有重要意义。     

环境γ辐射剂量率连续监测数据影响因素和特征分析

对γ辐射剂量率的连续监测是核电厂常规监测和监督性监测的主要内容。分析γ辐射剂量率连续监测数据的影响因素,对于识别核电厂的异常排放、建立应急监测本底具有重要意义。本文以宁德核电厂监督性监测系统2016年一整年的γ辐射剂量率逐时连续监测数据为例,分析各种可能的影响因素,包括宇宙射线响应、气象参数的影响、核电厂的排放等,研究各种因素的影响特征。结果表明,γ辐射主要来自地表中的天然放射性核素及宇宙射线,气象参数的变化是影响γ辐射剂量率变化的主要因素。结合快速傅里叶分析FFT和气象参数相关性分析,表明γ辐射剂量率连续监测数据存在明显的日周期变化。核事故时释放的放射性可能对剂量率监测结果带来明显的影响。     

16 MeV医用回旋质子加速器测试间辐射安全研究

随着放射医疗技术的发展，医用回旋质子加速器在国内拥有广阔的市场前景。我国建设医用回旋质子加速器测试间，可提高进口医用回旋质子加速器投产效率。为保证测试间辐射安全性，本研究选取进口占比较大的16 MeV回旋质子加速器测试间作为研究对象，利用FLUKA软件建立靶件、屏蔽体及材料模型，设置粒子类型、能量、束流强度、束流损失率等参数，模拟测试间周围辐射剂量场分布。结果表明，测试间屏蔽体外侧30 cm处剂量率范围为0.146～1.801μSv/h,满足2.5μSv/h的剂量率限值要求。本研究方法及结果可为同类工程辐射安全分析提供参考。     

R&D 128和ERICA模型在陆生生物辐射剂量估算中的应用研究

RD 128和ERICA分别是英格兰和威尔士环境当局、欧共体推荐的估算非人类物种辐射剂量的模型。从陆生生物辐射剂量估算的原理、核素种类、参考生物种类、计算参数等方面对RD128和ERICA进行了比较和分析,并利用两个模型对我国某AP1000核电厂周围陆生生物辐射剂量率进行了计算,最后对比分析了两个模型的计算结果和优缺点。     

剂量率对MOS器件总剂量辐射性能的影响

对3种MOS器件在不同模拟源的两种辐照剂量率下进行辐照实验,研究了MOSFET阈值电压随辐射剂量及剂量率的变化关系。对实验结果进行了分析讨论。试验表明：在相同辐射剂量下,低剂量率辐照损伤比高剂量率大。     

R&D 128和ERICA模型在陆生生物辐射剂量估算中的应用研究北大核心CSCD

R&D 128和ERICA分别是英格兰和威尔士环境当局、欧共体推荐的估算非人类物种辐射剂量的模型。从陆生生物辐射剂量估算的原理、核素种类、参考生物种类、计算参数等方面对R&D128和ERICA进行了比较和分析,并利用两个模型对我国某AP1000核电厂周围陆生生物辐射剂量率进行了计算,最后对比分析了两个模型的计算结果和优缺点。     

瞬态闭锁试验在0.13 μm大规模集成电路中引起的潜在损伤

瞬态剂量率辐射试验会引起集成电路发生损伤或失效,其原因至少有两种：闭锁大电流引起的电路内部金属互连熔融;累积电离总剂量引起的氧化层电荷造成阈值电压偏移。本文以一种0.13 μm体硅CMOS处理器为对象,研究了瞬态剂量率和稳态电离总剂量辐射效应规律。结果表明：瞬态剂量率闭锁效应对处理器造成了显著的潜在损伤,导致其总剂量失效阈值从1 030 Gy(Si)降低至600 Gy(Si)。研究结论对于大规模集成电路的可靠性评估和指导辐射加固设计有重要参考意义。     

瞬态闭锁试验在0.13μm大规模集成电路中引起的潜在损伤

瞬态剂量率辐射试验会引起集成电路发生损伤或失效,其原因至少有两种:闭锁大电流引起的电路内部金属互连熔融;累积电离总剂量引起的氧化层电荷造成阈值电压偏移。本文以一种0.13μm体硅CMOS处理器为对象,研究了瞬态剂量率和稳态电离总剂量辐射效应规律。结果表明:瞬态剂量率闭锁效应对处理器造成了显著的潜在损伤,导致其总剂量失效阈值从1 030 Gy(Si)降低至600 Gy(Si)。研究结论对于大规模集成电路的可靠性评估和指导辐射加固设计有重要参考意义。     

剂量率对聚四氟乙烯辐射裂解的影响

本文研究了在以电子加速器的电子射线为辐射源时,剂量率对PTFE辐射裂解的影响。在剂量相同的条件下,剂量率从1.44×10~4 rad/s增至5.75×10~4 rad/s,裂解效率提高3.3倍。剂量率和各断裂参数(单位剂量裂解度a_0,G(s)值等)均成线性关系。当裂解度一定时,剂量率与剂量成反变关系。     

空勤人员辐射剂量的估算与测定

1991年,ICRP建议将空勤人员列入职业受照人群;2002年,我国颁布实施了《空勤人员宇宙辐射控制标准》。本文介绍航空飞行高度上的辐射环境及空勤人员辐射剂量的估算方法和常用的测量手段,并比较了不同方法的计算和测量结果。     

不同海拔高度下γ射线空气衰减系数的计算

在航空γ剂量率测量过程中由于海拔高度跨度大,γ射线空气衰减系数会受到海拔高度、温度、气压与空气密度的影响,故需要进行相应修正。利用蒙特卡罗（MCNP）法模拟γ射线在不同空气密度下的线衰减系数。利用经验公式计算不同海拔高度下的空气密度,利用MCNP法建立γ谱仪模型,计算不同海拔高度、不同密度条件下的γ光子注量,根据指数衰减原理计算不同空气密度下的线衰减系数。结果表明,由经验公式求出的空气密度模拟得出的空气质量衰减系数与美国NIST推荐值最大相对误差为-17.3%;在γ射线参考辐射场中用衰减板进行实验验证,⁶⁰Co源的最大相对误差为6.0%,¹³⁷Cs源的最大相对误差为5.3%。本工作为后续低空近地辐射剂量的研究工作奠定了基础。     

基于PET/CT中心的辐射监测及放射防护评价

PET/CT中心使用¹⁸F-FDG作为正电子放射性诊断药物,为此研究该中心的辐射水平,为临床辐射防护提供参考依据。利用X、γ辐射剂量率仪测量各工作区的辐射剂量率,利用热释光剂量仪估算工作人员的年有效剂量,并进一步研究了作为放射源的受检者离开前,周围人员与其保持不同距离时的辐射剂量率。结果表明:PET/CT中心各工作区及工作人员的辐射剂量符合国家标准。当周围人员与受检者保持3 m以上距离时,所测辐射剂量率近似环境本底值。     

长白山γ辐射空气吸收剂量率初步调查

结合我国长白山主峰地区典型地形地貌特征,较全面的开展γ辐射空气吸收剂量率水平调查,掌握了第一手的调查数据。调查结果表明长白山主峰的北坡、南坡及西坡海拔高度800m以上各测点地表环境γ辐射剂量率结果随海拔高度变化呈明显的正相关性。本工作的开展也为后续山林地区γ辐射空气吸收剂量率水平测量工作积累经验。     

Particulars of scanning an underlying surface using a pilotless dosimetric complex

A method of determining the surface activity of radioactive aerosols along the track of a radioactive cloud, due to a radiological accident, with the aid of a pilotless dosimetric complex is examined. The optimal flight altitude and the effective scan area on the underlying surface are determined. To determine the flight altitude, the altitude distribution of the dose rate is calculated for different photon energy taking account of the reflection of γ rays from the underlying surface by means of the Monte Carlo method and an analytical relation which takes account of the accumulation factor in the form of Berger’s relation. The calculations showed a substantial difference between the distributions, which required the introduction of a corrective function ψ(E _i ) that does not depend on the scan altitude and makes it possible to decrease the computational error by analytical methods to 10% (the Monte Carlo error). The scan altitude h_D above the underlying surface at which it best to conduct radiation monitoring is 40–100 m. The radius for evaluating the effective scan area is found and is given by the relation r_b ≈ 3h_D.     

大型核动力船舶船员剂量评价体系研究

建立船员的剂量评价体系是实现我国核动力商船等发展规划亟待解决的关键技术之一。对船员人数最多、人员编制最复杂和辐射防护涉及面最广的大型核动力船舶开展了研究，提出了大型核动力船舶船员剂量评价体系。该剂量评价体系参照国际辐射防护委员会和国际原子能机构推荐的方法建立，包括基本剂量量、剂量限值和参考水平以及剂量计算和监测3大块，覆盖计划照射和潜在照射2种情况，能够满足前瞻性、实际性和回顾性全部3个阶段的船员剂量评价需求。另外，该剂量评价体系还给出了船员剂量评价的具体方法，如需考虑的辐射源和照射途径，应使用的模型、量和取值等。      

甲状腺癌病人行131I治疗急症处理中个人受照剂量的评估

甲状腺乳头状癌病人复发行二次¹³¹I治疗时并发进行性喉头水肿,对参与急救治疗的相关医务人员个人剂量进行了回顾性评估。采用辐射实时监测系统和选取一例类似甲癌治疗病人进行照射过程重建和模拟剂量实时监测。辐射实时监测系统由3个置于不同位置的个人剂量计、中继器、集线器及主机系统组成。其功能为个人剂量计数字信号经无线通讯传输到中继器,将信号放大后传输出屏蔽病房后到集线器,然后到主机系统进行实时显示和储存及计算处理。医务人员救治时接受总剂量由各时段累积剂量当量之和给出。结果表明,3位护士和7位医生接受的剂量范围为7.5～4 μSv和8.2～0.1 μSv,其中核医学科医务人员接受的剂量相对较大。通过剂量评估说明辐射实时监测系统可以在医学应用中及时调整和优化治疗过程,是一个更好地执行ALARA原则的有效而方便的工具。     

Monte Carlo Simulation ofScattered Radiation of Free-Field Geometries Gama Reference Radiation Field

Reference radiation filedproduced by isotope source is necessary for calibration of radiation dosemeter. Scattered dose is an important characteristic in the reference radiationfield.How to reduce the scattered dose is an important research of radiationmetrology.Monte Carlo method was used to obtain the dose distribution of openand closed geometries free-field gamma reference radiation field, calculatedthe scattered dose. The calculation was tested by the results acquired in theRadiation Metrology Center in order to find a Monte Carlo method to study thefree-field reference radiation field, the photons scattered in floor, walls,air etc. was also calculated.In addition, the conclusion of this study can alsodo good to the design and construct of the free-field radiation field.     

Space radiation dosimetry in low-Earth orbit and beyond

Space radiation dosimetry presents one of the greatest challenges in the discipline of radiation protection. This is a result of both the highly complex nature of the radiation fields encountered in low-Earth orbit (LEO) and interplanetary space and of the constraints imposed by spaceflight on instrument design. This paper reviews the sources and composition of the space radiation environment in LEO as well as beyond the Earth's magnetosphere. A review of much of the dosimetric data that have been gathered over the last four decades of human space flight is presented. The different factors affecting the radiation exposures of astronauts and cosmonauts aboard the International Space Station (ISS) are emphasized. Measurements made aboard the Mir Orbital Station have highlighted the importance of both secondary particle production within the structure of spacecraft and the effect of shielding on both crew dose and dose equivalent. Roughly half the dose on ISS is expected to come from trapped protons and half from galactic cosmic rays (GCRs). The dearth of neutron measurements aboard LEO spacecraft and the difficulty inherent in making such measurements have led to large uncertainties in estimates of the neutron contribution to total dose equivalent. Except for a limited number of measurements made aboard the Apollo lunar missions, no crew dosimetry has been conducted beyond the Earth's magnetosphere. At the present time we are forced to rely on model-based estimates of crew dose and dose equivalent when planning for interplanetary missions, such as a mission to Mars. While space crews in LEO are unlikely to exceed the exposure limits recommended by such groups as the NCRP, dose equivalents of the same order as the recommended limits are likely over the course of a human mission to Mars.     

江苏省城市放废库辐射环境监测水平研究北大核心CSCD

随着核技术在各领域的广泛应用,辐射环境的安全受到越来越多的重视。以江苏省城市放废库为研究对象,从2015年起连续对放废库进行辐射环境监测6年。对放废库周围的γ辐射空气吸收剂量率,水源水中总α、总β以及土壤中放射性核素进行了监测,并对辐射监测结果进行了分析。研究结果表明γ辐射空气吸收剂量率敏感点范围为59.0~96.5 nGy/h,源库四周范围为81.92~103.32 nGy/h;水源的总α和总β范围分别为0.90×10^(-2)~5.87×10^(-2)Bq/L和3.00×10^(-2)~16.00×10^(-2)Bq/L。γ辐射空气吸收剂量率的变化主要与源库的距离和废源的管理有关;水体中放射性水平变化主要与年降水量有关;土壤中核素的变化主要与放射性气溶胶有关。所有变化均在本底范围内涨落,对环境几乎没有影响,可以确保辐射环境安全。