一起医用电子加速器辐射事故分析及救援概况

本文结合2001年波兰比亚韦斯托克肿瘤中心(BOC)医用电子加速器辐射事故及该机构的放射治疗设备概况,对波兰电离辐射安全监管体系进行了介绍,并对辐射事故过程、应急响应、IAEA救援、剂量评估、临床过程、结果和经验教训等方面进行了分析和说明。实践表明,导致向患者输出剂量率比预期高许多倍的原因包括:医疗机构的供电不稳定,NEPTUN10P型医用加速器不符合IEC颁布的最新标准,电子枪灯丝电流限制值设置在较高的水平,束流监测系统故障,二极管故障,安全联锁失效,显示屏剂量率低于实际值。IAEA援助小组的建议与援助、剂量评估以及良好的医疗条件为患者提供了医疗保障。本文可作为辐射事故应急的参考。     

1998年伊斯坦布尔60Co源辐射事故概况与分析

本文从土耳其辐射防护监管基础设施、含源供应商(SES公司)、放射源信息、辐射事故过程、辐射应急、医疗救治、剂量估算等方面对伊斯坦布尔60Co源辐射事故进行了说明和分析.事故表明,未经土耳其原子能机构(TAEK)许可,SES公司将高活度废旧60Co源长期储存于伊斯坦布尔仓库,未定期开展放射源台帐检查;未经SES公司授权将...     

2001年格鲁吉亚~(90) Sr放射性同位素热源辐射事故介绍

从事故发生的背景与年表、IAEA访问任务与结果、放射源回收前的评估与准备工作、回收操作、经验反馈、生物学剂量测定等方面对2001年格鲁吉亚90Sr放射性同位素热源(RHS)辐射事故进行了详细介绍。格鲁吉亚90Sr辐射事故的实践证明,放射性同位素热电发生器(RTG)缺乏有效监管,未能及时把长期闲置的RTG拆除并将RHS安全送贮,擅自遗弃,是事故发生的原因;在格鲁吉亚当局有关部门和地方组织的支持下,在辐射防护专业知识和实践经验相结合的国际援助下,对受照者的医疗救治、放射源回收的准备工作和实践操作是合适、充分、有保障的。将为辐射事故应急提供经验和参考。     

事故条件下模块化小堆与同厂址大堆的辐射影响对比分析

本文针对海南小堆的实际厂址环境特征,根据机组初步的二级PSA源项,利用更实际的CALPUFF烟团模式开展事故条件下小堆和大堆对场外公众的辐射影响分析,比较不同事故下对周边居民和工作人员的受照特征。按照针对小堆的剂量准则,确定各种天气条件下满足该准则的距离,有助于更深入地认识小堆的事故特征及应急计划区划分等问题,为相关工程实践和应急监管工作提供参考。     

积分法评估回收~(192)Ir工业探伤源操作人员有效剂量

为了评估回收192Ir工业探伤源操作人员有效剂量,根据南京2014年192Ir源辐射事故场景,利用MCNP程序构建男性MIRD人体模型、192Ir工业探伤源模型,对回收放射源操作人员在电离辐射场的吸收剂量率进行了计算;按指数衰减律拟合出吸收剂量率随一维空间变化的曲线和函数;采用积分法对操作人员手持1 m长柄工具,以2 m/s匀速靠近、夹起、转移放射源、将放射源放入铅屏蔽容器的回收过程的有效剂量进行了计算。结果表明:操作人员回收放射源操作,共花费时间为125 s,整个过程受照有效剂量为1.67 m Sv,与相关文献中个人剂量计的检测数值相吻合。     

我国2004—2013年工业γ射线探伤辐射事故回顾与分析

为了从已发生的工业γ射线探伤辐射事故中吸取经验教训,预防辐射事故发生,对于2004—2013年全国发生的工业γ射线探伤辐射事故进行总结整理,分析事故类型、级别、探讨其后果及原因,以期为以后的同类实践提供技术参考。调查结果显示:2004—2013年我国共发生17起工业γ射线探伤事故,以放射源丢失、被盗事故为主,其中3起事故造成了人员受超剂量照射。17起事故中94%为较大或重大事故,事故原因主要是人为因素导致的安全措施缺失。建议使用工业γ射线探伤装置的单位须严格遵守《关于γ射线探伤装置的辐射安全要求》,加强安全监管,积极培育辐射安全文化,预防事故发生。     

大规模核与辐射事故受照人员生物剂量估算的应对策略

在发生大规模核与辐射事故后对受照人员的早期临床分类诊断中,生物剂量估算起着不可或缺的重要作用,制定有效的生物剂量估算应对策略是值得学者们关注和讨论的问题。本文在简要介绍事故照射事件的情景、特征、生物剂量计的作用基础上,对发生大规模核与辐射事故时对估算受照人员生物剂量的应对策略进行简要综述。     

西安脉冲堆核事故下现场核应急人员剂量理论计算

为了快速评价核应急人员现场剂量,建立了核事故下西安脉冲堆核应急人员现场剂量理论计算方法,以西安脉冲堆厂址特征、事故源项参数为输入数据,计算了核事故下核应急响应人员现场受照个人有效剂量。计算结果表明:在设计基准事故下,厂内应急人员的所受事故个人有效剂量较低,仅为1.78 mSv左右;在极端假设事故下,以8 h工作时间计算时受照事故剂量为100 mSv以上。场区内应急监测人员受照剂量相对厂房内的小得多,在35 m、100 m边界所受个人有效剂量分别为7.97×10-6、9.95×10-2mSv。理论计算结果可以作为核事故应急的技术数据,所建立的评价方法程序可运用于实际的核事故应急剂量评价中。     

核电厂场外防护行动操作干预水平的制定

福岛核事故后, IAEA将操作干预水平作为核与辐射应急战略的一部分, 并要求核电厂预先制定操作干预水平值。本文介绍了福岛事故后IAEA和几个主要核国家防护行动的时间步骤、防护行动范围, 以及各自的防护行动判据(如:操作干预水平、导出响应水平和参考应急水平);应用IAEA EPR-NPP-OIL的操作干预水平计算公式, 得出我国5个压水堆核电厂10种事故源项下OIL1和OIL2随时间变化的曲线;同时, 分析了堆芯存积量对操作干预水平的影响;为操作干预水平默认值的制定提供参考。     

载有钚-238放射源航天器发射事故放射性气溶胶高斯弥散模型分析

为了评估航天器发射事故中钚-238放射性气溶胶的影响,本文运用高斯弥散模型,计算了事故释放点周围人员受照的有效剂量、可吸入气溶胶的浓度和地面沉积浓度。计算结果表明,不同的气溶胶弥散状态所导致的放射性物质污染区域和范围有所区别。该结果将为发射事故的快速辐射应急响应提供依据。     

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。     

辐射事故中确定性健康危害的剂量学评价方法(Ⅰ)

确定性效应是辐射事故中主要关心的健康危害。辐射事故照射,除大剂量急性照射情况外,更多的还有受照延续时间不等、照射水平不一的多次受照情况,甚至尚有数天内连续受照的。本文从辐射效应的“线性-平方”模型出发,借助目前已经掌握的确定性效应的剂量阈值,针对剂量的不同时间分布,集中探讨低LET辐射事故中评价确定性健康危害的剂量学方法。引用了分割照射和延续照射的外推剂量概念,提出了外推剂量可加原理和等外推剂量等效应原理。     

辐射事故病例的生物剂量估计

本文报道了1986年4次~(60)Coγ射线意外事故11名受照者的生物剂量估算。2次事故受照者于照后24小时检测,另2次事故受照者则于照后48小时进行。用已建立的外周血淋巴细胞ACP及中性粒细胞LAP活力的细胞化学检测估计受照者的辐射剂量。估算得出的最低受照剂量约为0.10Gy,而最高则达1.90Gy左右。初步讨论了LAP及ACP活力的细胞化学检测在生物剂量估值中的优点及照后使用抗放药物对ACP活力的细胞化学检测的影响。     

新风量对主控室可居留性的影响分析及优化

主控室是对核电厂正常运行和事故状态实施控制的重要场所,应当采取适当措施和提供足够的信息保护室内的工作人员。就核事故而言,目前的可居留性评价通常考虑相对固定的新风量,没有考虑非过滤渗入途径与新风量的相互影响和制约。本文首先对主控室内人员受照剂量的计算方法进行了讨论,分别分析了事故源项以惰性气体为主、以气溶胶和碘为主以及两者并存时人员受照剂量随新风量的变化。在此基础上结合典型的主控室设计参数和LOCA事故源项,对主控室可居留性系统的新风量进行了敏感性分析,尝试确定最优新风量。此外分析了非过滤渗入与新风量相互制约、非过滤渗入相对固定等多种情形下对主控室人员受照剂量的影响,并初步讨论了动态调整循环回风过滤对降低事故后主控室工作人员剂量的可行性。通过本研究,可以为不同的核电厂主控室可居留系统设计方案的改进和优化提供参考。     

“南京事故”放射损伤人员的临床救治经验

通过对南京“5.7”¹⁹²Ir源辐射事故中1例外照射轻度骨髓型急性放射病合并IV度急性放射性皮肤损伤患者医疗救治方案的总结,重点从剂量估算、皮瓣移植术、MSCs(间充质干细胞)的应用、感染控制及心理疏导等方面探讨类似放射损伤患者的救治技术,为核与辐射事故医学应急提供临床资料和积累经验。     

192Ir源辐射事故中受照人员的临床观察

对在华南地区某次192Ir源人为辐射事故中受照的50例患者进行了临床观察.结果发现,受照的全部患者均出现不同程度的临床症状,其中8例发生染色体畸变,临床诊断为1例亚急性轻(中)度放射病,1例先兆流产.结果表明人为辐射事故危害性极大,受照人员临床表现多样,需要及时诊断和治疗,同时需要长期随访观察.     

应急撤离模拟在核电厂道路方案优化中的应用北大核心CSCD

将概率风险评价方法应用于核电厂的应急撤离模拟,利用自主编写的简化撤离模拟程序,结合厂址事故源项、人口、道路、气象条件等特征,对多个核电厂应急撤离条件下公众与工作人员可能的受照剂量和风险进行了对比分析。在此基础上,结合霞浦厂址应急道路方案遇到的实际问题,在保证事故应急状态下公众和工作人员能够有效撤离的同时,对应急道路方案进行了比选,为工程的实施提供借鉴和参考。相关程序和方法也可为后续发展海岛核电、小型供热堆等提供技术支持,有助于更直观地开展核电公众沟通。     

基于OIL的核应急防护行动决策支持系统的研究与开发

国际原子能机构(IAEA)建议核电厂在应急计划中建立适宜的操作干预水平。事故释放即将发生时,可根据预先制定的操作干预水平、事故工况和环境监测数据,采取相应的应急防护行动。但由于核设施环境条件不同,事故性质不同,IAEA推荐的OIL缺省值并不完全适用。本文介绍了典型压水堆下操作干预水平随气象条件、事故源项等影响因素的变化规律,并介绍了结合VB可视化编程技术自主研发的基于操作干预水平的大亚湾核电基地核应急防护行动决策支持系统。     

应急照射情况的防护

国际原子能机构(IAEA)在国际放射防护委员会(ICRP)第103号建议书的基础上,完成了《国际电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(IBSS)的修订并于2014年发布,原来的实践与干预体系改变为现在的计划照射、应急照射和现存照射三种照射情况。关于应急照射情况的要求主要有:根据与源有关的辐射危险的性质和规模制定应急计划、应急程序和应急安排;参考水平用于应急照射情况下的防护和安全最优化;政府须确保建立和维护一个综合并协调的应急管理体系;对于公众照射,政府须确保在规划阶段制定防护策略并使其正当化和最优化;政府须制定关于管理、控制和记录应急人员在紧急情况下所受剂量的计划。IAEA保护人类和环境安全标准GSR第七部分《核与辐射应急准备和响应安全标准》是基于原安全标准丛书GS-R-2(2002)和IBSS修订发布的,本文给出了在要求、术语、概念等方面的变化。我国现行标准《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》等效采用了1996版IBSS,在参考水平、公众应急防护行动准则、应急工作人员的受照控制等方面都与新IBSS不同,应及时开展研究并修订我国标准。     

从工业γ射线探伤应用中的辐照事故看企业放射源管理

工业γ射线探伤放射源相比其他核技术利用行业用放射源,由于其体积小、重量轻、便于携带等特点,在管理不善情况下,更容易发生事故并产生较大的危害。本文简要总结了我国及其他国家工业γ射线探伤应用中的辐射事故教训,分析事故发生原因,提出工业探伤放射源的管理建议以减少因放射源失控造成的辐射事故的发生。