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。     

浅议公众照射中婴儿的辐射剂量评价

在正常照射情况下,基于3个月和1岁婴儿以及胎儿/母乳喂养婴儿等不同年龄婴儿的剂量系数和生活习性,对婴儿摄入放射性核素的照射剂量进行了比较与分析。结果表明,采用1岁婴儿的剂量系数和生活习性,用于评价婴儿年龄组(<1岁)预期受照的年有效剂量是合适的,可以代表婴儿年龄组(<1岁)中受照剂量较高的一组婴儿。     

基于统一计算架构的人体受照剂量实时仿真评估方法

基于统一计算架构(Compute unified device architecture,CUDA),利用GPU的流多处理器和共享显存实现了辐射环境中人体体素级受照剂量的并行计算。通过加速器驱动次临界系统散裂靶质子束窗的维修更换仿真例题的测试,百万量级体素人体受照剂量计算时间降低到10 ms的量级,能够保持与实时维修仿真同步。该方法能够满足维修仿真对维修人员的器官当量剂量和人体有效剂量计算的实时性要求,可应用到维修方案的实时仿真推演,对提高维修方案的设计与验证效率,辅助优化方案和保障人员辐射安全具有重要意义。     

某三代压水堆机组停堆水化学控制工艺改进与应用

有效降低压水堆机组反应堆冷却剂系统（RCP）材料腐蚀速率的同时有效去除活化腐蚀产物,可降低堆芯外辐射场、减少工作人员受照剂量,从而确保核电机组大修工作的顺利展开。某三代PWR机组采用富集硼酸（EBA）进行反应性控制的同时,利用其在功率运行期间对RCP系统冷却剂实施水化学控制的显著优势,同时在机组首次大修期间对停堆水化学控制工艺采取的改进措施（包括碱性环境向酸性环境转换、还原环境向氧化环境转换、强制氧化期间多次向一回路添加双氧水维持氧化性、化学和容积系统混床最大流量净化等）,在机组停堆下行阶段实现了降低机组辐射剂量并减少工作人员受照剂量的目的。      

低剂量氚水诱发雄性小鼠显性致死突变的研究

本文报道了氚水β射线照射雄性小鼠诱发显性致死突变的研究结果。小鼠精细胞受照剂量为0.073-0.71Gy时,与其交配后怀孕的正常雌鼠的植入后丢失率与受照剂量呈正相关的关系;显性致死突变率亦随着受照剂量的增加而增高。在受照剂量为0.494Gy时,初级精母细胞的辐射敏感性似乎高于精原细胞和精细胞。     

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%.     

镅-铍中子源事故受照人员的细胞遗传学观察

在一起镅—铍中子源事故中,有14人受到内外混合照射。照后初期对6名受照者进行了染色体畸变分析并估算其生物剂量。结果生物剂量与理物剂量相当接近,盗源者生物剂量为96.3～127.8mGy,物理剂量为121mGy,其他人员生物剂量和物理剂量在1～30mGy之间。 在事故后一年半时,用稳定性畸变分析方法,分析了14例受照者的染色体畸变,结果受照组仍明显高于对照组。     

两例~(60)Co源事故受照病人的剂量估计

1986年5月26日,河南省开封市辐照厂两名工作人员进入了正在照射的~(60)Co 源(～0.3PBq)辐照室。通过模拟试验、辐射场分布测量和受照者左裤袋内手表红宝石的辐射热释光信号的测定,确定了事故照射的几何条件和受照时间。估计了受照病人的全身剂量和器官剂量,其中全身剂量包括造血干细胞活存计权等效剂量、红骨髓计权平均剂量和全身平均吸收剂盈。这些剂量估计结果与染色体畸变分析所估计的剂量值符合得很好。     

水分对电子顺磁共振指甲剂量学方法的影响

通过干燥实验考察时间和温度对指甲在受到电离辐射时产生自由基浓度的影响;通过受照剂量实验考察人群指甲含水量与自由基浓度增长率的关系。使用电子顺磁共振方法测量指甲中的自由基浓度。实验结果表明,受照剂量相同时,不同人指甲中含水量的越多,产生的自由基越多,且随着受照剂量增大,离散程度越小,散点图拟合曲线斜率越大。受照剂量为1 Gy、5 Gy和10 Gy的样品散点图拟合曲线斜率分别为0.8670、1.7425和1.9628。结果还表明,受照时指甲中角蛋白的含量也会对自由基浓度产生影响。在现有的指甲电子顺磁共振受照剂量估算的基础上,需要根据样品的含水量以及角蛋白含量对结果进行修正,解决个体差异,从而得到更准确的估算结果。     

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。     

基于MC方法的高放废液玻璃固化厂屏蔽窗辐射屏蔽性能设计研究

屏蔽窗是高放废液玻璃固化厂重要的观察设备,安装在热室与操作廊之间的混凝土墙体内,起辐射防护和气密通风隔离作用.为确保厂房运行人员所受的照射剂量控制在电离辐射防护标准的限值内,需要对屏蔽窗的辐射屏蔽性能进行优化设计.本文使用MCNP蒙卡模拟程序,对硼玻璃和铅玻璃两种屏蔽窗进行辐射屏蔽性能的蒙卡模拟研究,计算出能保障运行操...     

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。     

A framework for assessing the impact of ionising radiation on non-human species. ICRP Publication 91

In its 1990 Recommendations, the ICRP indicated that it believed that the standards of environmental control needed to protect man to the degree currently thought desirable would ensure that other species are not put at risk. The ICRP considers that its system of radiological protection has provided a fairly good indirect protection of the human habitat. However, no internationally agreed criteria or policies explicitly address protection of the environment from ionising radiation, and it is difficult to determine or demonstrate whether or not the environment is adequately protected from potential impacts of radiation under different circumstances. The present report suggests a framework, based on scientific and ethical-philosophical principles, by which a policy for the protection of non-human species could be achieved. The primary purpose of developing such a framework is to fill a conceptual gap in radiological protection; it does not reflect any particular concern over environmental radiation hazards. The proposed framework is designed to harmonise with the ICRP's approach to the protection of human beings, but does not intend to set regulatory standards. Instead, the proposed framework is intended to be a practical tool to provide high-level advice and guidance for regulators and operators. An agreed set of quantities and units, a set of reference dose models, reference dose-per-unit-intake (or unit exposure), and reference fauna and flora are required to serve as a basis for the more fundamental understanding and interpretation of the relationships between exposure and dose and between dose and certain categories of effect, for a few, clearly defined types of animals and plants. As a first step, a small set of reference fauna and flora with supporting databases will be developed by the ICRP. Others can then develop more area- and situation-specific approaches to assess and manage risks to non-human species.     

A Screening Model for Calculating the Risks of Transporting High Level Radioactive Waste

Abstract

In transporting high level radioactive waste (including spent nuclear fuel), shippers (and sometimes carriers) need to evaluate the risks of potential radiation exposure to the public and transport workers. A simple model is presented that can be applied to nuclear waste transport risk assessments. The model considers radiation risks arising from incident free exposure, accidental release-caused exposure to on-link population, off-link population, crew, transport workers, etc. Important parameters and factors that affect the radiation dose level are grouped using the physics of the different exposure phenomena. The total radiation risk (in person-rems) is given by a linear combination of the groups of these factors, each representing a different type of exposure. The radiation exposure risk assessment is reduced to the evaluation of a single linear algebraic equation containing five distinct terms and each term containing the groups of parameters and a constant coefficient. The estimation of the values of the constant coefficients was accomplished by selecting a sample of 65 origin-destination (0-D) pairs and simulating the shipment of high level nuclear waste or spent nuclear fuel between each O-D pair, and evaluating the radiation dose risks to each group of population. RADTRAN 4 was used in the detailed assessments. The coefficient values were tested for statistical robustness using a sampling hypothesis and t-statistics. These values are presented. The simplified model presented here represents a viable and economical option as a radiological risk assessment tool, to be used in mode or route options screening.     

Radiation Exposure Normalization Taking Account of Specific Effects at Low Doses and Dose Rates

Epidemiological studies of the consequences of radiation exposure of humans already prove that at low dose rates 85% of radiation-induced cancer arises only above a threshold dose from 0.3 to 30 Sv, and sometimes radiation hormesis occurs. In this question, the ICRP and the RNCRP rely on unreliable information and an incorrect linear zero-threshold dose–effect relation model. Two new principles of radiation safety are proposed and a model for normalizing radiation exposure on the basis of the new facts is also proposed. The model retains the adopted maximum lifetime individual risk of death due to radiation-induced cancer, but the dose in organs determines this risk. For uniform whole body radiation exposure, the dose creating the indicated limit can be taken as the equivalent dose. It will equal 150 mSv/yr. According to the model, during the initial years of radiation exposure there is no carcinogenic risk at all. The need for normalizing the content of radionuclides in the human body and introducing other changes in the norms is substantiated.     

2017年某三甲医院先天性心脏病患儿介入治疗类型及剂量调查

为了解儿童先天性心脏病(CHD)介入治疗的情况及受照剂量,为制定患儿CHD介入治疗剂量指导水平提供参考资料,对2017年在本市某三甲医院进行数字减影血管造影机(DSA)介入治疗的297例先天性心脏病患儿,进行了回顾性调查。调查内容包括患儿的信息、管电压(kV)、管电流(mA)、透视时间、造影帧数、累积剂量、剂量面积乘积等参数。结果表明:本次调查中先天性心脏病介入治疗类型以室间隔缺损封堵术(VSD)最多;各年龄组和性别差异无统计学意义;术中透视时间最长的是射频消融术(RFCA),摄影帧数最多的是VSD封堵术,各组间透视时间差异无统计学意义(p＞0.05),各组间摄影帧数差异有统计学意义(p＜0.05);DSA自身记录的累计剂量(CD)和剂量面积乘积(DAP)中,最高的为VSD封堵术,不同疾病类型中CD差异有统计学意义(p＜0.05),DAP差异无统计学意义(p＞0.05)。通过本次调查了解了近年来CHD介入治疗的基本情况,主要以4种手术类型所占比例最高,其他年龄和性别差异不显著,DAP 和CD结果范围与其他学者给出的范围无较大出入。     

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。      

Dynamic minimum dose path-searching method for virtual nuclear facilities

Walking path-planning technology can be taken as a radiation protection measure to reduce radiation exposure to workers in radiation environment, and to guarantee work order and efficiency. Considering the nuclear facilities scene can be dynamic and changeable, we designed a dynamic minimum dose walking path-searching method based on the static minimum dose walking path-planning method earlier, and built path-planning simulation platform for nuclear radiation environment with virtual reality technology to plan walking path and virtual simulation.     

反渗透法处理放射性废水的安全性分析

反渗透放射性废水处理系统的预处理系统工作方式为"叠片式过滤+超滤",其安全性分析和评估内容包括:工艺设备的可靠性、运行维护的安全性和退役安全性,以及反渗透膜组件的辐射安全估算。分析表明:通过合理的工艺设计可以保证反渗透系统的安全可靠,反渗透膜表面的剂量当量率小于0.04 mSv/h,能够保证操作人员的安全。     

"辐射防护体系演进"中一些问题的讨论

从中国辐射防护的实践看，现行辐射防护体系进行适当简化和更加协调一致是必要的。仅仅基于保护人的防护举措不是在各种情况下均能满足环境的要求。辐射防护的含意应该包括保护环境免受电离辐射的影响。集体剂量是一个有用的但需要明确其应用范围的指标。它的应用有利于促进辐射防护水平的提高，但应明确其应用的条件，如时间和空间等。天然辐射是人类所受照射的最大来源。有必要控制天然辐射产生的职业照射，如地下矿工和航空机组人员。加强控制人工辐射和天然辐射对孕妇和儿童的照射是重要的，其中特别是放射诊断和治疗。