医用直线加速器机房辐射屏蔽分析

为评估机房辐射防护水平,依据机器的运行上限参数,运用相关文献报道的计算方法,对X射线初级和次级屏蔽层以及加速器防护门的屏蔽能力进行估算和分析。结果表明:加速器机房四周墙体(除迷路内墙外)和天棚的设计厚度均大于理论计算厚度,表明机房的相应屏蔽层厚度设计可以满足15 MeV X射线加速器的防护标准及选定的剂量管理目标值;此外,机房防护门需增加8.3 mm铅和6.9 cm含硼聚乙烯才能分别满足对X射线和中子的屏蔽要求。     

γ源与加速器机房辐射屏蔽及其臭氧浓度计算软件设计

本文设计了一种专用的机房辐射屏蔽和臭氧浓度的计算软件,能够快速、准确完成机房主屏蔽、次屏蔽、迷宫及防护门、屋顶的辐射屏蔽计算和机房内臭氧浓度计算,采用该软件计算结果与手工计算结果完全一致,为机房辐射屏蔽设计、臭氧浓度计算提供了技术手段.     

自屏蔽结构医用直线加速器Halcyon机房的放射防护设计

以某医院核技术应用项目Halcyon加速器为例,通过分析相关射线参数与工作负荷,依据NCRP No.151和GBZ/T 201,计算Halcyon机房各方向屏蔽墙所需的厚度和关注点的剂量率水平,对改建机房的屏蔽设计与施工方案进行优化,设计了经济可靠的放射防护方案,评估自屏蔽结构在屏蔽设计中的作用,并论证设计的自屏蔽加速器的防护方案效果符合相关法律法规与标准要求,为此类自屏蔽加速器项目的环评和控评提供参考。     

屏蔽结构医用直线加速器Halcyon机房的放射防护设计

以某医院核技术应用项目Halcyon加速器为例,通过分析相关射线参数与工作负荷,依据 NCRP No.151和GBZ /T 201,计算Halcyon机房各方向屏蔽墙所需的厚度和关注点的剂量率水平,对改建机房的屏蔽设计与施工方案进行优化,设计了经济可靠的放射防护方案,评估自屏蔽结构在屏蔽设计中的作用,并论证设计的自屏蔽加速器的防护方案效果符合相关法律法规与标准要求,为此类自屏蔽加速器项目的环评和控评提供参考。     

JJ—2型静电加速器机房和辐照室的屏蔽设计

本文介绍 JJ-2型静电加速器机房和辐照室的屏蔽设计。文中叙述了屏蔽的对象、屏蔽设计的依据、屏蔽计算方法和屏蔽方案。实测结果表明,在加速器电压2MV、束流强度0.2mA 运行条件下,辐照室四周墙外侧附近的辐射水平为30—40μR/h。从屏蔽防护的角度,为该加速器今后工作的发展留出了余地。     

建立防中子和γ辐射材料屏蔽性能的测量装置

建立了１个用于测试材料防中子、γ辐射屏蔽性能，着重描述防中子辐射的物理实验室。采用１个１００μｇ２５２Ｃｆ裂变中子源并加准直，准直孔径可变，适用于不同尺寸材料的测量。测定了材料的衰减系数、周围物体对中子散射的贡献和中子场均匀性。给出的材料屏蔽性能与理论计算作了比较，两者符合较好。     

广东大亚湾核电站周围建筑物辐射屏蔽因子的计算

采用点核积分方法计算了广东大亚湾核电站周围建筑物对地面沉积源的屏蔽因子，计算中考虑了地面沉积源，外墙沉积源及屋顶沉积源对室内计算点剂量的贡献，还考虑了用0．5MeV,0.75MeV,1.25MeV三组能量光子分别代表软、中、硬三类光子，计算结果给出了一层尖顶建筑物，老式二层楼房，新式三层楼房和多层大型办公楼房对平面沉积源的屏蔽因子推荐值分别为0．22，0．15，0．10和0．03，文中对外墙厚度，门窗面积与外墙总面积之比较及光子能量对屏蔽因子的影响进行了讨论。     

核电站反应堆辐射屏蔽程序系统

核电站反应截辐射屏蔽程序系统包括源项程序、离散座标输运程度、蒙特卡罗和反照蒙特卡罗程序、点核积分程序、最佳化程度、温场程序、大气散射和结构壁屏蔽效应分析程序、数据库以及加工程序和耦合程序，本程序系统程序类型比较齐全，程序和参数配大，在核电站反应堆以及其它类型反应堆和核设施辐射屏蔽设计和安全分析中得到了广泛应用。     

HI-13串列加速器升级工程辐射屏蔽设计

串列加速器升级工程的辐射屏蔽设计遵循GB18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》。工程的辐射屏蔽依照表1中的设计值进行设计。     

γ辐照装置屏蔽方案评价

依据《γ辐照装置的辐射防护与安全规范》,针对典型γ辐照装置升源状态不同辐射照射途经进行计算分析,以验证屏蔽设计的可靠性;对不同照射途经的辐射剂量率进行比较,提出优化屏蔽计算及设计建议。结果表明：(1)该γ辐照装置屏蔽设计方案满足辐射屏蔽要求;(2)屏蔽计算过程中,屏蔽体外天空反散射剂量率贡献大于直射辐射剂量率,迷道入口散射辐射剂量率贡献大于直射辐射剂量率;(3)考虑γ辐照装置工作负荷较大,并遵循辐射防护最优化原则：在屏蔽设计过程中应考虑一次散射照射剂量率贡献,必要时进行局部加厚处理,对于迷道散射设计次数应在5次以上,楼顶区域不建议布置长期人员居留场所。     

HIMM治疗室的辐射屏蔽设计

为了保证医用重离子加速器（HIMM）运行时的辐射安全,利用FLUKA计算了治疗时产生的瞬发中子源项,并对次级中子、γ辐射对屏蔽的影响进行了分析。用半经验公式及FLUKA计算了屏蔽厚度,给出了HIMM治疗室的屏蔽设计。在HIMM最大负载运行时,测量了屏蔽外中子剂量率,测量结果与模拟计算结果相符合。结果表明,本文选用的屏蔽设计方法是合理的,HIMM治疗室屏蔽设计方案满足国家标准要求。     

Study on Preparation of Ultrafine Lead Tungstate for Radiation Protection and T-ray Shielding of the Gloves

钨酸铅集中了钨和铅的辐射屏蔽特性的优点,制造超细的钨酸铅可以提高辐射屏蔽的能力。利用软模板合成法研究超细PbWO4的制备工艺。以表面活性剂作软模板,用s-60为水体系的W／O微乳液区成功地合成了超细PbWO40实验结果证明,以s-60为分散剂的软模板制备的超细PbWO4粒度分布均匀。采用正交实验法探索最佳实验条件为：以s-60为表面活性剂,分散剂浓度为稀释30倍,溶液pH值为9,Pb（Ac）2和Na2WO4的浓度均为0．01mol／L,搅拌速率1300rpm,将Pb（Ac）：溶液缓慢滴加到Na2WO4溶液中,得到超细钨酸铅产物。超细钨酸铅产品用于防辐射的填料,比原配方对59．5keV1射线的辐射屏蔽率可提高5％左右。     

加速器屏蔽室入口安全系统的设计

为进一步确保辐照过程中人员的人身安全,对辐照加速器小车系统迷宫入口设计一种光电联锁系统。该光电联锁系统根据小车具体结构采用28组光电开关多点分布组合设计,设置于辐照加速器屏蔽室入口处,具有检测到非特定特征小车或物体进入屏蔽室时发出报警信号的功能。为辐射、化学危害,核能利用等提供有力的安全保障和技术支持,对设备的操作便捷性、场地安全性有重要指导意义。     

基于蒙特卡罗方法的复合材料辐射屏蔽设计北大核心CSCD

在乏燃料后处理厂的工作环境中可能存在着低能中子-γ射线混合辐射,严重威胁工作人员的人身安全。本文针对上述混合辐射环境,利用蒙特卡罗程序Geant4模拟计算了一种钨/硼纤维增强含硼/铋聚合物复合材料中不同材料参数对低能中子和γ射线综合防护效果的影响。结果显示,此种钨/硼纤维复合材料对低能中子和γ射线均具有良好的屏蔽效果。文章证实了纤维垂直排布方式具有比平行排布方式更优的屏蔽效果,且垂直排布方式下透过粒子束的强度分布更加均匀。此外,在聚合物基体中掺杂一定质量分数的硼/铋可以进一步增强复合材料的辐射屏蔽效果。依据这些结果我们认为此种复合材料可以为后处理厂等辐射环境中的防护服及相关防护用具提供参考。     

一例手指急性放射性皮肤损伤患者的诊治和医学随访

急性放射性皮肤损伤会迁延为慢性放射性皮肤损伤,影响患者生活质量,需综合考虑各项因素采取恰当的治疗对策。本文通过对一例¹⁹²Ir源意外照射致过量照射伴局部III°急性放射性皮肤损伤患者进行诊治方案回顾、系统医学随访以及对局部受照手指情况的观察和思考,总结核和辐射损伤医学救治经验。     

EAST电磁环境下辐射量热诊断系统屏蔽接地研究

介绍了东方超环(EAST)磁约束聚变实验装置中辐射量热诊断系统的屏蔽接地措施,并对整个系统的接地方案进行了研究。通过采用封闭的屏蔽支撑盒、双屏蔽传输电缆、串并混合单点接地等措施,有效避免了多道之间的共振和地回路,保证了测量系统在复杂电磁环境下的正常工作。     

针对车载D-D加速器中子源的紧凑、轻量化屏蔽材料优化设计研究

为减小D-D加速器中子源的体积和质量,本文结合遗传算法和MCNP程序建立了一种针对快中子的优化设计紧凑、轻量化屏蔽材料的方法。基于此方法,设计得到了一系列材料样本,采用MCNP程序模拟了各材料对D-D中子的屏蔽性能,并与传统材料PB202、PE-30%B、M-L1、M-L2进行了对比。为直观比较屏蔽材料的性能,假设加速器生物屏蔽体为同轴渐缩圆柱体结构,对不同材料所需体积及质量进行了对比,结果显示,SDGa性能较好,可同时满足紧凑化与轻量化的需求。同时,对SDG3和SDG3*辐照1000 h后的活化伽马剂量率进行了评估,结果显示其活化影响可忽略。     

外照射急性放射病合并感染的防治

外照射急性放射病的主要致死原因之一是严重感染,预防和控制感染是救治急性放射病的关键。本文从外照射急性放射病合并感染的防治方面介绍其发病机制、临床表现、预防和救治措施以及其预后转归的研究现状。     

2003—2018年我院处置的辐射事故病例分析

本文报道2003—2018年间,我院参与的40起辐射事故的医学处置情况。共接诊和观察了152例放射损伤病人,其中过量照射者4例,局部急性放射性皮肤损伤Ⅰ度1例、Ⅳ度1例。通过对这些辐射事故原因分析和患者医学观察,进一步了解不同事故所造成的辐射危害,总结了核和放射损伤的医学诊治经验,同时提示应加强对重点职业人群的辐射防护管理,防止辐射事故的发生。     

~(99m)Tc诊断过程中辐射场特征及其源强测量

为了掌握~(99m)Tc诊断全过程中所产生辐射场特征和源强,利用HPGeγ谱仪及其无源效率刻度技术,分析了99Mo和~(99m)Tc发射的主要γ射线对辐射场的贡献。使用主动测量和被动测量相结合的方式,测量了~(99m)Tc诊断过程中各个操作环节中的辐射源强。实验结果表明:99Mo-~(99m)Tc发生器淋洗前、后主要的γ射线发射率之比变化较大;随着距离的增加,99Mo-~(99m)Tc发生器、注射器和病人表面的γ辐射空气吸收剂量率快速衰减;~(99m)Tc诊断一天,放射性药品操作人员手部剂量达到0.41 m Sv。